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若林 利男*; 福村 信男*; 宮脇 良夫; 大輝 茂*
PNC TN9410 86-032, 103 Pages, 1986/02
Puは、使用済燃料を再処理して回収される。回収、Puは、Uと比較して、次の特徴と相違がある。 (イ)238Pu、239Pu、240Pu、241Pu、及び242Puの同位体を含んでいる。このうち239Pu、241Puは中性子を吸収して核分裂する。(ロ) 回収Puの同位体組成は、次に影響される。・炉型 ・燃焼度 ・241Puは半減期約14年で241Amに崩壊するので、使用済燃料取り出してからの期間 ・Puリサイクルの履歴 (ハ) Puの同位体は、それぞれ固有の核特性(核断面積等)を持っている。従ってPuを効率よく利用するには、(イ) Puと241Amの核特性 (ロ) 貯蔵Puの量と同位体組成変化の推移 (ハ) 原子炉のPu利用特性 等を把握して、Pu利用計画を立てなければならない。Pu利用計画策定に反映させるため、Puと241Amの核特性、PuEfの使用量と蓄積量、ATRのPu利用特性(特に、Pu同位体組成変化や241Puの崩壊と241Amの蓄積が燃焼度に及ぼす影響)、Pu利用法及びコードの信頼性と適合性について検討した。その結果は以下の通りである。(1)Puと241Amの核特性 Pu及び241Amの核特性で重要な点は以下の通りである。(1) Puは、238Pu、239Pu、240Pu、241Pu、及び242Puの同位体からなっている。このうち239Puと241Puは中性子を吸収して核分裂する。核分裂をするPuの内訳は239Puが約80%、241Puが約20%である。238Puと240Puは中性子を吸収して、それぞれ239Puと241Puに転換する。(2)吸収中性子1個当り核分裂して放出す
若林 利男*; 飯島 一敬*; 菅原 悟*; 福田 研二*; 宮脇 良夫; 北原 種道*
PNC TN941 78-13VOL1, 266 Pages, 1978/01
PNC-TN941-78-13VOL1.pdf:18.12MB
新型転換炉実証炉用の54本燃料集合体において,格子ピッチ,プルトニウム富化度,ウラン濃縮度を変えた場合の炉心,核特性を,運転制御上重要な出力係数及び冷却材ボイド反応度,燃料経済上重要な燃焼度及び燃料サイクル指標に着目し,検討をおこなった。▲今回の計算結果から,54本燃料集合体において利用できるウラン濃縮度,プルトニウム富化度のあらゆる組合せの燃料について,核特性の定量的検討が可能となった。▲実証炉用装荷燃料は核特性の面から次の様に評価できる。▲1)運転制御上からかなり広範囲のウラン及びプルトニウム富化燃料が使用できる。▲2)ウランとプルトニウムの混合燃料の場合,天然ウラン又は微濃縮ウラン(
1.0wt%ウラン235)にプルトニウムを富化した燃料が核特性上一番良い。▲3)プルトニウムを富化する量は,局所ピーキング係数,出力ミスマッチが許される範囲で,できるだけ多い方が良い。▲4)濃縮ウラン燃料の場合,格子ピッチがある程度以上大きくなると運転制御上の面で使用が困難となる。▲
若林 利男*; 飯島 一敬*; 速水 義孝*; 福田 研二*; 菅原 悟*; 宮脇 良夫
PNC TN941 77-75, 40 Pages, 1977/05
原子炉制御のための液体ポイズン管としては,イギリスのSGHWRの急速停止系,カナダのCANDO―PHWの領域制御系に使われている。▲今回の大型炉反応度制御系の検討では,この液体ポイズン制御管を反応度制御系の主なものとして使用する場合の反応度制御特性,設計条件,設計に必要なR&D項目等について検討をおこなった。▲微・粗調整系用の液体ポイズン管として2重管構造のものを使用し,ポイズン管内の液面制御をおこなえば,固体制御棒と同じ程度に制御可能であることが認められた。また安全系の急速停止用ポイズン管についても,微・粗調整系に用いたものと同じ構造のポイズン管で十分であり,かつ注入に必要なポイズンを貯蔵しておくヘッドタンクも高圧に加圧する必要がないことが認められた。▲今後の液体ポイズン制御管系の設計はR&Dにより特性および信頼性を確認しつつおこなわれる予定である。▲
若林 利男*; 飯島 一敬*; 福田 研二*; 菅原 悟*; 速水 義孝*; 宮脇 良夫
PNC TN941 77-74, 34 Pages, 1977/05
燃料中にバーナブルポイズンを入れることの目的には,余剰反応度の抑制,局所ピーキングおよび出力ミスマッチの改善,パーンアップの向上等があげられる。▲今回の大型炉炉心特性の検討では,バーナブルポイズンとしてガドリニウムを使用した場合の炉心特性,すなわち余剰反応度抑制効果,局所ピーキング,出力ミスマッチの改善および冷却材ボイド反応度に与える影響等について検討した。▲検討結果としては次のことがあげられる。▲1)ガドリニウムバーナブルポイズンを用い余剰反応度を長く抑制しておくには,燃料集合体の内側層の特定の燃料棒に多量にガドリニウムを添加しなければならない。▲2)局所ピーキングの改善はガドリニウムバーナブルポイズンでは困難である。▲3)出力ミスマッチについては6%18%改善される。▲4)ガドリニウムバーナブルポイズンの添加は冷却材ポイド反応度をより負側にする。▲
小泉 益通; 安久津 英夫*; 秋元 勇巳*; 広瀬 保男*; 宮脇 良夫
PNC TN860 75-03, , 1975/04
熱中性子炉へのプルトニウム・リサイクルつまり"プル・サーマル"のパネルは第1回(昭39),第2回(昭43),第3回(昭46)に次いで第4回パネルが昭和49年11月25日から29日まで西独カールス・ルーエ原子力研究所において開催された。パネルは各国の開発計画の現状報告をはじめ,燃料の設計,加工,照射挙動を含む燃料工学,およびプルトニウム・リサイクルの経済性など10ケ国3機関,45名参加のもとに約30篇の論文発表があり,討議,集約がなされ,最終的にIAEAに対する勧告がまとめられた。わが国から上記5名が参加し,パネル提出論文としては,動燃・原研の共同研究2篇を含め合計6篇を発表した。
米田 平*; 浅野 雄一郎*; 小綿 泰樹*; 宮脇 良夫
PNC TN941 74-37, 62 Pages, 1974/06
期間1974年1月1日1974年6月30日▲目的プルトニウム燃料を装荷した炉心の臨界性と半径方向銅反応率分布の解析を行ない,計算コードの精度許価を行なう。▲要旨ATR原型炉'ふげん'炉心核設計上重要な因子である臨界性と中性子束分布の設計精度評価に資するため,格子計算コード'METHOSELAH―2'と2次元少数群拡散コード'PDQ―5'を用いて,プルトニウム燃料を部分装荷した7種類のDCA炉心(二領域炉心,分散炉心及び反射体付炉心)の臨界性と半径方向銅反応率分布の解析を行ない,解析精度の評価を行なった。ただし,PDQ―5による計算は,単位格子を均質化した2次元S群計算である。解析結果から,METHOSELAH―2とPDQ―5による計算は,▲1)実験誤差内で臨界性を評価するが,0%ボイド炉心では過少評価し(最大約1.5%
K),100%ボイド炉心では過大評価する(約0.5%K)傾向がある。▲2)半径方向銅反応率ピーキング係数を最大約+5/-8%の範囲で評価する。▲ことが判った。▲
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
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。
飯島 一敬*; 相原 永史*; 平山 卓*; 米田 平*; 福村 信男*; 宮脇 良夫
PNC TN941 74-22, 52 Pages, 1974/05
期間1970年4月日1974年4月16日▲目的ウラン燃料およびプルトニウム燃料を装荷したDCA炉心の核計算に必要な人力定数を作成する。▲要旨設計コードまたは詳細計算コードを用いて核計算を行う場合に必要とされる入力定数がまとめられた。炉心を構成している物質の組成や寸法のいわゆる人力定数は,実際に用いられている物質の試験・検査成績書に基づいて作成された。定数の精度の目安となる平均値に対する標準偏差およびおもな物質の化学成分分析値も参考としてまとめられている。▲ここに収録されている燃料物質および冷却材ボイド率は下記の通りである。▲二酸化ウラン燃料▲渡縮度;1.2%,1.5%および天然▲ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料▲富化度;0.54w/oおよび0.87w/o▲プルトニウム組成;スタンダート・グレードおよびリアクター・グレード▲冷却材ボイド率▲0%,30%,70%,86.7%のおよび100%▲
宮脇 良夫; 堂本 一成; 平沢 正義
PNC TN841 72-06, 47 Pages, 1972/04
燃料要素内の酸化ウランが膨張による内部応力,熱応力および被覆管と燃料の相互作用による応力を受けたときの燃料の挙動を解明するのに必要な資料とする。室温でのUO2単結晶の弾性定数を測定してC11=37.73C12=10.61,C44=5.85
1011dynes/cm2の値を得た。焼結ペレットについては気孔率,粒径および過剰酸素がヤング率および破壊強度に及ぼす影響を調べた。弾性定数は超音波法でまた破壊強度は圧縮試験により測定した。測定結果は数式で表わされ,著者等の理論および他の研究者の理論によって説明することができた。
中村 康治*; 山下 利*; 吉岡 一彦*; 志賀 健一朗*; 小泉 益通; 宮脇 良夫; 湯本 鐐三; 大竹 俊英*
PNC TN841 71-31, 431 Pages, 1971/10
1967年7月1969年3月(継続中)ノルウェのハルデン(HBWR)において動燃製のIFA 159(ペレット型燃料棒集合体)およびIFA 160(ゾルゲル振動充填燃料集合体)の燃料集合体を照射したが、第1報として、PuO/SUB2-UO/SUB2燃料集合体の設計・製造・検査・出荷についてのあらましをとりまとめた。
宮脇 良夫; 湯本 鐐三; 笹島 秀吉*; 菊池 三郎*
PNC TN841 71-27, 92 Pages, 1971/10
FIPプログラムは熱中性子炉における235Uおよび239Puの核分裂によって発生する核分裂生成物が炉運転,炉一時停止のサイクル,および炉最終停止後の冷却時間の関数として,キューリ数,線放出エネルギ,全
線および7群の線放出エネルギについて計算できる。核分裂生成物はF.P.崩壊系列中の準安定核種を含む全放射性核種を対象として190核種を選定した。ただし,半減期が10秒以内のものおよび核分裂収率が0.001%以下のものは除いた。熱中性子および高速中性子の235Uおよび239Puの核分裂収率が考慮できるように4種類のデータライブラリィを編集した。FIPは炉運転および一時停止の多重サイクルについて計算の取扱いが可能で,さらに,各核分裂生成物が及ぼす生涯(70年間)の12身体組織に対する内部線量率が個々の核種について冷却時間を関数として計算できる。計算結果はいかなる冷却時間にわたっても得られるが,簡使式を使用している点で100秒以内の結果は多少のあいまいさが生じることになる。FIPはFPICに改良および拡張を加えたもので,CDC-6600用に作成された。
村上 昌雄*; 出水 祐介*; 丹羽 康江*; 永山 伸一*; 前田 拓也*; 馬場 理師*; 宮脇 大輔*; 寺嶋 千貴*; 有村 健*; 美馬 正幸*; et al.
no journal, ,
The Hyogo Ion Beam Medical Center was established in May 2001, a leading project of the "Hyogo Cancer Strategy". The accelerator is a synchrotron that can accelerate proton and carbon ion beams at a maximum of 230 and 320 MeV/u, respectively, and the maximum ranges in water are 300 and 200 mm, respectively. Three irradiation rooms installed with 45-degree, horizontal/vertical, and horizontal fixed ports can be used for carbon ion radiation therapy, and 2 gantry rooms can be additionally used for proton beams. Particle beam radiation therapy had been performed in 2,639 patients as of the end of March 2009. The diseases treated were prostate cancer, head and neck tumors, liver cancer, lung cancer, and bone soft tissue tumors, in decreasing order of frequency, and these 5 major diseases accounted for 87% of the cases. As the current problems of particle beam radiation therapy, the effect of the differential use of proton and carbon ion beams is unclear, adverse events, such as skin disorders, may occur due to the limitation of the broad beam method, and the necessity to install large-scale devices is an obstacle to its dissemination. We are aiming at the development and clinical application of a laser-driven proton radiotherapy device in cooperation with the Japan Atomic Energy Agency.