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プル燃部製造一課加工係で,実機の製造・検査工程を模擬した加工工程により製作され,品質管理課品質係の検査に合格した常陽模擬炉心燃料集合体の,大洗2MWNaループにおける,600 $^{circ}C$ ,2200hrの条件のナトリウム耐入試験が行われた。この集合体の試験後の検査として,被覆管外径,ワイヤーピッチ,Heリークテスト,下部端栓溶接部断面金相観察,下部端栓溶接部とワイヤー留部の引張試験,被覆管表面の硬度および粗さ,ワイヤ跡の深さの測定,EMX分析,SEM写真観察が技術部検査開発課と,プル燃品質管理課において行なわれた。この結果,燃料ピンには異常が認められず,上記模擬炉心燃料集合体は,ナトリウム中の均一加熱の条件下では十分健全性が保たれているとの結論が得られた。本報告では,試験集合体の製造,検査,試験後検査の過程について述べる。

報告書

高次化プルトニウム燃料の臨界実験計画(VI)領域炉心の臨界実験と解析

青木利昌*; 安久津英男*; 安孫子進朗*; 宮脇良夫; 湯本鐐三; 松本忠邦*; 笹島秀吉*; 板川和男*

PNC TN841 74-13, 65 Pages, 1974/06

PNC-TN841-74-13.pdf:1.61MB

核分裂性プルトニウムの存在比が約75%であるため高次化プルトニウムを用いた3%富化混合酸化物燃料を使って、H/Puが295922の範囲で、一連の臨界実験が行なわれ、臨界量、中性子束分布、出力分布、eff/l等が測定された。PuO2-UO2燃料一領域炉心の材料バックリングBm2はH/Puが530で最大となり、eff/lはUO2系のそれの約1/2となった。また、高次化プルトニウム燃料に特微的なこととして、241Puの崩壊による反応度減少が1年間で約1ドルにも達すること、および自発中性子源レベルが高いので、反応度測定上に注意を要すること等が判明した。実験解析では、群定数コードとして、LASER-PNCおよび、UGMG42-THERMOSが使用され、2次元臨界計算コードとしてPDQ-5が使用された。計算値は測定値と良い一致を示し、燃料設計コードの精度の良さが検証された。本実験および解析は、原研との共同研究として実施されたものであり、さらに複雑な炉心体系についての実験と解析も進んでおり、幅広い実験データと計算手法の蓄積がなされている。本報告書は、JAERI-memo5745と同一内容である。

報告書

安全解析コードシステムSAFE

安久津英男*; 水田浩

PNC TN843 74-02, 122 Pages, 1974/02

PNC-TN843-74-02.pdf:2.9MB

昭和44年7月2日より安全研究(事故解析)専門委員会を中心に大学,メーカー,動燃で高速増殖炉のための事故解析用の計算コードが開発されている。すでに開発されたコード及び将来開発される個々のコードをシステム化して,筆者等は常に最適のコード群を,総合的にだれもが使用できるシステムを作成した。このシステムをSAFEと称する。このシステムはIBM S/360-M195の持てる機能を徹底的に利用したために,システム化したためにシステムが消費する時間を最小にすることに成功した。SAFEに入っているコードの内容の検索,インプットデータの作成はだれもが容易にできるように電算機との会話型式にした。SAFEシステムの妥当性を検討するために,計算モジュールとしてSASIAをモジュール化して入れ,単独の場合と同一の結果を得た。SAFEが本来の機能を発揮するためには安全研究(事故解析)専門委員会で開発したコードをモジュール化し,電算機をタイムシェリング(TSO)で使用することである。

報告書

Certificate and records of PNC fuel pins for RAPSODIE-4 irradiation program

安久津英男*; 小泉益通; 工藤祐幸*

PNC TN841 73-38, 27 Pages, 1973/12

PNC-TN841-73-38.pdf:1.0MB

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発表形式

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発行年

開催年

Non-destructive assay equipment for quantitative determination of the nuclear material in plutonium fuel fabrication facility

Potentiality of an accounting system for nuclear materials in the PNC plutonium fuel facilities

Certificate and records of PNC fuel pins for RAPSODIE-5 irradiation program

Irradiation performance test of PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ fuels by saxton reactor

Irradiation Performance Test of PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ Fuels by Saxton Reactor

Uraniumu-Plutoniumu Mixed-Oxide Fuel Fabrcation for the Deuterium Critical Assembly "DCA" in JAPAN

「常陽」模擬炉心燃料集合体第二次ナトリウム耐久試験製造・検査・流動試験後検査

高次化プルトニウム燃料の臨界実験計画(VI)領域炉心の臨界実験と解析

安全解析コードシステムSAFE

Certificate and records of PNC fuel pins for RAPSODIE-4 irradiation program