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細川 甚作; 飯村 光一; 小川 光弘; 冨田 健司; 山浦 高幸
JAEA-Technology 2010-018, 269 Pages, 2010/08
JAEA-Technology-2010-018.pdf:5.75MB
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、2011年度に材料試験炉(以下、JMTRという。)を再稼働させる予定で改修計画が進められている。再稼働後におけるJMTRを活用した軽水炉燃料の中性子照射試験設備として、「異常過渡試験装置」を設置する計画である。異常過渡試験装置は、高燃焼度に達した軽水炉燃料の安全性評価技術,破損影響評価技術の開発に役立てることを目的に軽水炉燃料を照射試料とする出力急昇試験を行う照射施設である。本報告では、JMTRへ設置予定の異常過渡試験装置の詳細設計のうち、系統設計についてまとめたものである。
小川 光弘; 飯村 光一; 細川 甚作; 菅野 勝
JAEA-Technology 2010-019, 178 Pages, 2010/07
JAEA-Technology-2010-019.pdf:20.16MB
JMTRは平成23年度の再稼働に向けて、現在、照射試験の準備を行っている。この照射試験のうち、照射計画のひとつに燃料高負荷環境照射装置がある。この燃料高負荷環境照射試験は高燃焼度に達した軽水炉燃料(ウラン燃料及びMOX燃料)の照射試験をより実機の軽水炉プラントに近い照射環境下で実施することを計画している。平成19年度は高負荷環境照射装置の(1)系統設計及び(2)炉内管の耐震計算と、高燃焼度に達した燃料棒内の被覆管及びペレット間の燃料挙動を調べる限界内圧試験装置の(3)系統設計を実施した。また、燃料試料の破損した場合の(4)燃料破損検出システムの検討及び(5)排水処理システムの検討を実施した。
飯村 光一; 山浦 高幸; 小川 光弘
JAEA-Technology 2009-033, 45 Pages, 2009/07
JAEA-Technology-2009-033.pdf:5.01MB
独立行政法人日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、平成23年度に材料試験炉(以下「JMTR」という。)を再稼働する予定で改修計画が進められている。また、再稼働後におけるJMTRの有効利用の一環として、軽水炉燃料及び材料の健全性を確認するための中性子照射試験が計画されている。燃料の照射試験は、シュラウド照射装置とHe-3出力制御型沸騰水キャプセル照射装置とを組合せて出力急昇試験を行い軽水炉の異常過渡時における燃料の健全性を確認するものである。材料の照射試験は、「飽和温度キャプセル」と「照射環境制御装置」とを組合せて、軽水炉の水環境を模擬した状態で、材料に発生する照射誘起応力腐食割れ等の発生メカニズムを把握する。これらの照射装置は、再稼働後における照射計画に対応させるため、更新または改造を行うことから、平成19年度に新たな条件で詳細設計を行った。詳細設計のうち、各装置の耐震設計は、有限要素法配管解析コード「SAP」及び有限要素法構造解析コード「ABAQUS」により応力評価を行い、発生応力に対して装置が健全であることを確認した。
稲葉 良知; 小川 光弘; 山浦 高幸; 飛田 正浩
JAEA-Technology 2009-032, 51 Pages, 2009/07
JAEA-Technology-2009-032.pdf:8.74MB
材料試験炉(JMTR)において実施する軽水炉燃料の燃料異常過渡試験では、キャプセル型の試験装置(燃料異常過渡試験用キャプセル)を用いるが、キャプセル内の熱流動挙動を評価するため、多次元二流体モデルコードACE-3Dにより数値解析を行うことにしている。そこで、まずACE-3Dの機能拡張を行い、入力データの作成や解析結果の図示を容易にできるようにした。次に、ACE-3Dの検証のため、既にJMTRで試験実績のあるBWR出力較正試験用キャプセルをモデル化し、ACE-3DによるBWR出力較正試験を模擬した数値解析を行った。試験データと解析結果とを比較したところ、両者は比較的よく一致した。その結果、燃料異常過渡試験の熱流動解析にACE-3Dを適用できる見通しが得られた。さらに、自然対流型キャプセルによる燃料異常過渡試験を模擬した数値解析を行い、キャプセル内の熱流動挙動について検討した。
飯村 光一; 小川 光弘; 冨田 健司; 飛田 正浩
JAEA-Technology 2009-021, 71 Pages, 2009/05
JAEA-Technology-2009-021.pdf:4.34MB
JMTRは、平成23年度から照射試験の再稼働に向け、燃料異常過渡試験の準備を進めている。燃料異常過渡試験は、シュラウド照射装置(OSF-1)及びヘリウム3出力制御型沸騰水キャプセル照射装置(キャプセル制御装置,ヘリウム3出力可変装置及び沸騰水キャプセルから構成)を使用して、BWR高燃焼度燃料でBWRの照射環境を模擬し、出力急昇時の燃料挙動を評価する試験である。燃料異常過渡試験で取り扱う燃料試料が、さらに高燃焼度燃料(50GWD/t-UO
から110GWD/t-U)になることから、燃料試料破損時における安全評価のため、線量の再評価を行う必要がある。本報告書は、燃料異常過渡試験で燃料試料の破損に至った場合、核分裂生成物がキャプセル制御装置及び沸騰水キャプセルに流出したときの各機器の線量当量率の評価及び取扱う放射線業務従事者の被ばく評価をまとめたものである。
小川 光弘; 飯村 光一; 冨田 健司; 飛田 正浩
JAEA-Technology 2009-017, 254 Pages, 2009/05
JAEA-Technology-2009-017.pdf:15.04MB
JMTR(Japan Materials Testing Reactor)では、平成23年度の再稼働に向けて照射施設の整備を進めている。照射施設の整備に伴い使用する燃料の照射条件等の変更から、JMTRの核燃料物質使用施設からの直線ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による周辺監視区域境界における外部被ばくによる実効線量の再評価を実施した。評価方法は、照射施設における核燃料物質の最大使用量から、核種生成崩壊計算コード「ORIGEN2」を用いて線源強度を求め、これに建屋等の体系をモデル化し、しゃへい計算コード「G33-GP2」及び「QAD-CGGP2」を用いて周辺監視区域境界上の線量当量率を算出した。評価の結果、当該施設からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による周辺監視区域境界における年間の実効線量は十分に低いことが確認された。
飯村 勝道; 北島 敏雄; 細川 甚作; 阿部 新一; 高橋 澄; 小川 光弘; 岩井 孝
デコミッショニング技報, (10), p.42 - 48, 1994/06
JMTRでは、高放射化されたループ照射設備の使用済炉内管を水中で切断する装置を開発し、性能や安全性を確認した。この装置は、多重構造管の切断を目的としたもので、放電方式を採用することで水中切断を可能にした。また、各種フィルターなどを組み合わせ、水の精製に努めた。ここでは、今回開発した水中放電切断装置の概要、性能及び供用中の原子炉施設内における使用済炉内管の切断した経験について紹介する。
赤堀 光雄; 伊藤 昭憲; 小川 徹; 宇賀神 光弘
Journal of Alloys and Compounds, 213-214, p.366 - 368, 1994/00
被引用回数：5 パーセンタイル：48.01(Chemistry, Physical)高速炉用U-Pu-Zr合金燃料ではその表面にZr富化層の生成が報告されており、これは不純物窒素に起因すると考えられる。本報では、U-Zr合金と窒素との反応をEPMA及びマイクロX線回折により詳細に調べ、反応層生成と温度、合金組成との関連について明らかにした。窒素圧90~150Ton反応温度873~1273Kでは、主たる反応層として、表面から順にUN
、ZrN、窒素固溶
-Zr層が生成し、さらにZr濃度が高い合金ほど、ZrN/-Zr(N)の生成が優勢となること等を見出した。また、窒素圧~1Torrの低圧下における生成反応層との比較を行った。
久木田 豊; 中村 秀夫; 佐伯 宏幸*; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 91-040, 122 Pages, 1991/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断(上向き破断)実験Run SB-HL-04の実験データをまとめたものである。本実験は、破断口向きの効果に関する実験シリーズ(合計3ラン)の一つとして実施され、他の2回の実験では、それぞれ同一破断面積の水平方向破断及び下向き破断を模擬した。また本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; et al.
JAERI-M 90-039, 122 Pages, 1990/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断実験Run SB-HL-02の実験データをまとめたものである。本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 平田 和男*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-220, 127 Pages, 1990/01
本報では、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-08の実験をまとめたものである。本実験は、加圧水型炉(PWR)のコールドレグ小破断冷却材喪失事故におけるループシールクリアリング時の炉心水位低下に対する蒸気発生器内残留水の影響を対象とする実験シリーズの一部として行われ、高圧注入系及び補助給水系の不作動を想定した。実験では2回にわたり炉心露出が生じた。第1回目はループシールクリアリング時におこり、蒸気発生器上昇流側と下降流側との残留水量の非対称による炉心水位低下の拡大がみられた。第2回目の炉心露出は圧力容器内冷却材のボイルオフのために生じ、蓄圧注入系の作動により炉心水位は回復した。
小川 光弘; 細川 甚作; 冨田 健司; 飯村 光一; 作田 善幸
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日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターのJMTRには、照射設備として、キャプセル,水力ラビット,OSF-1等の照射装置が設置されている。照射設備整備課では、これらの照射設備の運転・保守管理が主な業務であり、他に照射設備の整備・改良等の運転に関する技術開発等の業務がある。照射設備の運転・保守管理情報のうち、不具合事象に関するものは、異常記録書等に取りまとめてデータベース化されている。不具合事象に関する情報のデータベース化により、情報が一元管理できるようにした。これにより、データの重複なく管理でき、またキーワードによる検索機能を持たせることにより、膨大なファイルの中から必要とする情報を容易に取り出すことが可能になった。現在、JMTRは、平成23年の再稼動に向けて改修中であるが、再稼動後の照射設備の運転や保守管理において、ここで策定したデータベースは、有効に活用できるものである。
