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論文

JPDR解体実地試験の現状

富井 格三; 横田 光雄; 星 蔦雄; 森高 勇*; 清木 義弘; 塙 幸光; 井坂 興; 志知 隆弘; 上家 好三; 立花 光夫; et al.

原子力工業, 37(2), p.14 - 59, 1991/02

科学技術庁からの受託研究として、原研はこれまで開発した解体機器を使用し、放射線環境下でJPDR解体実地試験を進めている。本論文では、炉内構造物、原子炉圧力容器等の設備・機器の解体撤去、解体除染、解体廃棄物の管理、作業管理等これまでのJPDR解体実地試験を通し得られた総合的な知見や原研が進めている原子力施設のデコミッショニングに関する国際協力等について記している。なお、今回の投稿は、原子力工業の原子力施設のデコミッショニングについての特集記事として掲載するため作成されたものである。

論文

Reactor decommissioning technology development and actual dismantling of JPDR

富井 格三

原子力施設デコミッショニング技術, p.39 - 75, 1991/00

本論文は、科学技術庁からの受託研究として原研が進めている原子炉解体技術開発とJPDR解体実地試験について紹介したものである。原子炉解体技術開発では、技術開発の目的、解体機器の性能、開発機器を用いたモックアップ試験の結果等について記してあり、解体実地試験においては、解体手順、解体使用機器の仕様、解体実地試験状況、解体廃棄物量や解体工数等の作業管理データについて記してある。

論文

制御棒校正における改良落下法

富井 格三; 石井 敏雄; 大友 正一; 宮地 謙吾

日本原子力学会誌, 19(11), p.763 - 765, 1977/11

 被引用回数:0

落下法による制御棒較正は、これまで中性子束分布の歪みが付帯するために炉内検出器位置によって測定値が変る欠点があった。本報告はこの欠点を解消する実用的な改良方法の提案と、NSRRにおける検証結果について示したものである。本方法の改良点は従来法のように制御棒落下前後の計測から反応度を求めるのではなく、落下後の中性子束分布が歪んだ後の計測のみで反応度を求めるところにあり、中性子束分布の歪みが落ち着いたあと炉内のどの位置でも中性子束の時間的減衰傾向は同じになり、その傾向は制御棒によって加えられる負の反応度と1対1に対応していることに着目している。この改良法によってNSRRの安全棒を較正したところ、従来法では炉内検出器の位置によっては50%以上も測定値が相異したのに対し、検出器位置に無関係の一定した測定結果が得られることが判った。

報告書

NSRR実験プログレス・レポート,3; 1976年7月~1976年12月

石川 迪夫; 富井 格三

JAERI-M 7051, 141 Pages, 1977/04

JAERI-M-7051.pdf:4.68MB

本報は、1976年7月より同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。試験は5項目に大別され、その中、スコーピング試験ならびに浸水燃料試験は前期に引続いて行ったもので、破損しきい値、破壊エネルギーの発生等に関してより詳細に究明した。濃縮度パラメータ試験、加圧燃料試験および流路模擬燃料試験はいずれも今期より開始した試験で、各々破損しきい値に関係し、スコーピング試験で得られた結果を基に比較検討すべきものである。これらの実験については4~10回程度行い、それぞれ破損しきい値に及ぼす影響について新たな知見を得た。

報告書

NSRR実験プログレス・レポート,2; 1976年4月$$sim$$1976年6月

石川 迪夫; 富井 格三

JAERI-M 6790, 85 Pages, 1976/11

JAERI-M-6790.pdf:2.49MB

本報告書は、NSRR実験において実施した燃料破損実験の実験結果について検討を加えたものである。本報告書では、JP-II型試験燃料に標準試験燃料と同程度の150、200cal/gUO$$_{2}$$の発熱量を与え、燃料仕様の相違による燃料挙動に及ぼす影響を調べた実験、ラインアウト出力による影響を調べた実験、繰り返し照射による燃料挙動を調べた実験および孔あき浸水燃料を用いて被覆管および上部プレナム部の孔の有無による破損挙動に及ぼす影響を調べた実験等について考察を加えた。

報告書

JRR-4の出力炉雑音; 原子炉出力,一次冷却材流量をパラメータとして

岡 芳明*; 富井 格三; 安 成弘*

JAERI-M 5295, 25 Pages, 1973/06

JAERI-M-5295.pdf:0.85MB

炉出力および一次冷却我流速を変えた際の中性子密度のゆらぎの変化から、ゆらぎの原因測定が可能となる関係が得られたので、JRR-4においてこの実証実験を行なった。実験の結果は、原因推定に従って、JRR-4の炉雑音が制御板振動に起因する成分が支配的であることを示したが、その他のゆらぎ原因については制御板振動成分にかくれて見出すまでには至らなかった。しかし、この種の実験によって、炉雑音の原因推定が可能であり、原子炉異常診断の一助となり得ることが判明した。実験はこのほか中性子密度ゆらぎの空間的差異の確認についても行なったが、2個の検出器を用いた同時測定から3Hz以下ではほとんど差が認められなかった。

報告書

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

報告書

JRR-2の臨界実験と特性測定

JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03

JAERI-1025.pdf:4.6MB

第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1$$times$$10$$^{14}$$n/cm$$^{2}$$secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。

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