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角田 準作; 小金澤 卓; 番場 正男; 蔀 肇; 中野 正弘; 佐藤 貢; 菊池 博之
JAERI-M 89-194, 20 Pages, 1989/11
JRR-2は、重水減速・冷却の熱中性子炉であり、昭和62年4月まで高濃縮燃料(
U濃縮度93%)を使用し利用運転を行ってきた。一方試験研究用燃料の核拡散防止の観点から、RERTRプログラムに基づき、使用燃料の濃縮度低減化を計画した。この移行にあたっては、炉心形状・寸法を変更することなく、かつ原子炉の性能及び安全余裕を低下させないことを前提とし、使用する燃料の検討を行い、ウランアルミ合金分散型燃料(U濃縮度45%)を採用することにした。このため、高濃縮燃料要素の炉心から、中濃縮燃料要素の炉心へと移行することになった。これにともない、昭和62年11月25日までに臨界試験を行い、続いて特性試験を昭和63年1月末まで実施した。その結果、中濃縮炉心核特性は高濃縮炉心とほぼ同等であることが確認され、中濃縮化の目的は十分に達成することができたと思われる。
佐藤 猛; 佐藤 貢; 朝日 義郎; 小金澤 卓; 山口 森; 角田 準作
Japan-China Symp. on Reseach and Test Reactors, 11 Pages, 1988/00
JRR-2では、RERTR計画に基づき炉心全体を高濃縮燃料(濃縮度約93wt%)を中濃縮燃料(濃縮度約45wt%)に変更するため、原子炉施設の安全設計及び安全評価を見直した。なお、見直しに際しては、設計及び評価に最新の知見を取り入れ安全性がより一層確保されるようにした。本報告では、安全評価の一部である炉心の冷却能力低下に至る事故の中の「重水流出事故」について検討し、解析の結果を踏まえて非常冷却設備の新設、サンプピットポンプ増設等の工事に至った理由について述べたものである。
小菅 征夫; 安藤 弘栄; 小金澤 卓; 植村 睦*
JAERI-M 87-074, 40 Pages, 1987/05
本報告はJRR-2MEU炉心の安全性を評価することを目的として行った反応度投入事象に関する解析について述べたものである。
根本 傳次郎; 川上 弘紀; 小金澤 卓; 佐藤 貢; 宮坂 靖彦
JAERI-M 8137, 113 Pages, 1979/03
研究用原子炉JRR-2は、1975年に炉体の改修を実施した。改修に付随して、故障の多かった制御棒装置を、改良型制御棒装置に全数更新した。主な変更点は、制御棒駆動用のラックピニオン方式をポールねじ方式とし、水平駆動軸を炉頂に移したことである。電磁石、ON-MG検出器、カールコード等の主要な部品は、放射線照射、摩耗、熱サイクル等の試験及び試作試験によって確証を得て製作した。1973年に実機の試作試験を行ない、模擬使用条件下における1,000回以上のスクラム試験を実施し、問題点を摘出し本製作に反映した。1975年11月の改修炉心における臨界試験に成功し、その後の特性試験によって、本装置の性能は、旧制御棒と同等であると確認した。改修後35サイクル、10,000時間以上の運転実績から、十分満足できる結果であり、計画、試作試験をはじめとする各種の試験及び運転結果を整理した本報は、制御棒装置の設計製作の記録として十分な意味をもつものと考える。
清水 堅一; 宮坂 靖彦; 番場 正男; 山口 森; 小金澤 卓
JAERI-M 6930, 22 Pages, 1977/02
JRR-2下段遮蔽体の燃料チューブの腐食にともない、上・下段遮蔽体を含む原子炉改修工事を、昭和49から50年にかけて実施した。改修工事にあたって、遮蔽体の防食を主目的とした、塗料の選定実験を実施した。実験結果、耐放射線性、耐熱性、耐アルカリ性の選定条件を満足する次の3種類の塗料を選んだ。(1)ポリアミドイミド(ポリアミド樹脂) (2)アマコート(エポキシ系) (3)黒ワニス(タール系) 上・下段遮蔽体の製作に当たって、上記3種類の塗料をそれぞれ次の箇所に使用した。
スリーブ・チューブ類(ポリアミドイミド) 遮蔽体の缶体内側(アマコート) プラグ類内側(黒ワニス)
神原 豊三; 宇野 英郎; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 高柳 弘; 藤村 勤; 森田 守人; 市原 正弘; et al.
JAERI 1045, 11 Pages, 1963/03
この報告書はJRR-2の第1次出力上昇試験後、設計出力10MWの出力上昇までの1つのステップとしての3MW,第2次出力上昇試験について記したものである。試験は昭和36年11月15日から開始され、11月29日に3MWに到達し、3MWでの連続運転を行って12月16日終了した。
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
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。
神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; 柚原 俊一; et al.
JAERI 1023, 120 Pages, 1962/09
JRR-2原子炉は、1956年11月米国AMF社と契約を結び、1958年4月より建設工事に着手した。建設工事期間には、ほかの報告に見られるように、種々の問題があり、据付組立が完了したのは1959年12月末であった。その後引続き、制御系,冷却系の機能試験が行われた。これはそれらの試験の報告である。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.
JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08
この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。
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
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
10
n/cm
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。
