Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
橋本 裕; 戸村 和二
動燃技報, (79), p.88 - 94, 1991/09
高速実験炉「常陽」では燃料の炉内在庫を直接に検認する方法がないことが保障措置における課題であった。しかしながら、査察評価基準の見直しにより1989年からは初期在庫量が確認されなくても炉内への装荷及び炉外への取出が検認できればよいこととなった。このため日-IAEA間で燃料の移動を査察官の立会いなしで検認する方法を検討し、放射線測定による検認装置を開発して1991年3月据付を完了した。 検認機器の試作及び試験,科技庁,IAEAとの度重なる協議及びPNC/DOE保障措置技術開発協力協定の下での米国ロスアラモス国立研究所の協力等により、査察側及び施設側の査察に関する業務量の増加を極力少なくし、かつ保障措置上の要件を充分満足し、信頼性の高いシステムを迅速に開発することができた。
小綿 泰樹*; 戸村 和二*; 佐々木 善行*; 岡崎 庸*; 葉山 勇*
PNC TN9410 88-135, 39 Pages, 1988/10
ATR実証炉に使われている燃料と同一形状の燃料体を装荷した炉心において、試験燃料体の燃料組成を変化させた場合の冷却材ボイド反応度を把握し、核設計コードの精度評価に寄与する。実証炉用燃料集合体をDCA(重水臨界実験装置)炉心の中央部に部分装荷して冷却材ボイド反応度を臨界水位差法により測定した。試験燃料体は下表に示すように、UO2及びMOXの両組成ごとに集合体各層の濃縮度(富化度)分布を変化させ、それぞれ2種(タイプ1、2)、3種(タイプ3
5)の計5種類である。まずタイプ1燃料体を炉心中心部の(3
3)チャンネルに装荷し、次に炉心中心チャンネルの燃料体1体を順次タイプ2、3、4又は5の燃料体に置き換えてボイド反応度を測定した。なお、試験燃料以外の燃料(1.2wt%UO2)チャンネルは常に100%ボイドとした。ボイド反応度は集合体内に濃縮度(富化度)分布がないか、又は小さければ、ボイド率の増加とともに単調に負側に移行する。しかし、集合体内に濃縮度(富化度)差を設ければ、局所出力分布の平坦化とは裏腹にボイド反応は正側へ移行する。
小綿 泰樹*; 戸村 和二*; 中本 正*; 岡崎 庸*; 葉山 勇*
PNC TN941 85-155, 102 Pages, 1985/10
第10サイクルの「ふげん」炉心でのセグメント燃料照射試験に関して,燃料集合体内局所出力分布に及ぼすセグメント連結部の影響把握および核設計コードの計算精度評価を行うために,模擬セグメント燃料(以下,セグメント燃料と呼ぶ)を用いて臨界実験および解析を行った。▲セグメント燃料棒は,長さ約lmの0.54wt%PuO/2富化MOX分割型燃料棒2本をつないで1本の燃料棒としたもので,これを同一富化度を有する28本標準燃料体の中間層に1本おきに4本置き換えてセグメント燃料体を構成した。4本のセグメント燃料棒のうち,2本には下部分割型燃料棒プレナム部に0.4mm厚のHfスリーブを巻きつけ,それぞれ対祢な位置に組み込んだ。セグメント燃料体1体をDCA炉心の中心に装荷し,照射後ガンマ線スキャニングにより集合体内局所出力分布を求めた。また,照射した銅ワイヤの放射化量の測定により集合体内の冷却材軽水中および格子境界の重水減速材中での熱中性子束分布を求めた。▲解析では,WIMS―Dコードで求めた少数群定数を用い,CITATIONコードでエネルギー2群,(R―
―Z)体系にて拡散計算を実行してセグメント燃料集合体内出力分布および格子内各部の中性子束分布を求めた。▲実験および解析の結果,主に以下の事項が明らかになった。▲セグメント連結部の存在は,連結部近傍および同一高さの隣接燃料棒に出力ピーキングを発生させる。▲セグメント連結部高さの集合体断面では,燃料部のみの集合体断面に比べて局所出力ピーキング係数が46%低下する。▲局所出力ピーキング係数の計算値は,燃料部のみの集合体断面で5%,セクメント連結部高さの集合体断面で3%それぞれ実験値を過大評価する。▲セグメント燃料近傍での熱中性子束分布の計算値は,標準偏差3%以内で実験値と一致する。▲
若林 利男*; 福村 信男*; 仁紫 明人*; 竹村 守雄*; 戸村 和二*; 北山 一宏*
PNC TN941 83-49, 57 Pages, 1983/04
プルトニウム燃料棒36本及び54本からなる燃料集合体が9体装荷された25cmピッチ格子炉心において,単位格子内熱中性子束分布をDy―A-合金箔を用いた箔放射化法により測定した。使用した燃料は,36本クラスターの場合は0.54wt%PuO/2UO/2,54本クラスターの場合は,0.79wt%PuO/2-UO/2で,重水臨界実験装置(DCA)の中央部9チャンネルにこれらクラスターを装荷して実験を行った。ドライバー燃料として中央部9チャンネルの周囲に1.2%濃縮ウラン28本クラスタを88体装荷した。圧力管内の冷却材ボイド率は0%及び100%であった。熱中性子束分布の測定誤差は,冷却材中で3%,燃料中,圧力管カランドリア管及び重水中で1.5%であり,今までの28本クラスターの単位格子実験の場合と同じ精度で求まった。今回の実験により,36本及び54本等多数本クラスターにおける単位格子内熱中性子束の挙動が明らかになった。今回の実験結果は,3つの計算コード(METHUSELAH―2,WIMS―D,LAMP―DCA)の計算値と比較した。燃料クラスター内平均中性子束の計算値は,METHUSELAH―2の場合には7%,WIMS―Dの場合には6%,LAMP―DCAの場合には5%以内の誤差で実験値と一致することが認められた。
福村 信男*; 若林 利男*; 戸村 和二*; 北山 一宏*; 金内 信*; 柴田 邦広*; 八谷 雄喜*
PNC TN941 82-132, 54 Pages, 1982/06
36本型燃料クラスター格子の核特性把握及び核計算精度評価のため,DCA手持ちの「ふげん」28本型太径燃料棒からなる36本型クラスターを用いた臨界実験および解析を行った。実験に用いた炉心は、炉心中央部9体に054w/o-)PuO/2―UO/236本型クラスターを,周囲のドライバー領域には1.2w/oUO/228本型クラスター88体を装荷した25.0cmピッチの正方格子で,冷却材は軽水(0%ポイド)および空気(100%ボイド)である。測定した炉物理里は,格子パラメータであるウラン238の共鳴捕獲比
28,ウラン235の熱外核分裂比
25,プルトニウム239の熱外核分裂比49,ウラン238の高速核分裂比28およびプルトニウム235の核分裂比49/25である。これらの量は、プルトニウム箔,,濃縮ウラン箔,天然ウラン箔または劣化ウラン箔の裸状とカドミカバー状の2種類を用いた箔放射化法により求めた。解析は、「ふげん」炉心性能評価に用いている2次元衝突確率法に基づくWIMSコードにより行った。測定結果および解析結果を表に示す。表には燃料クラスターの平均値(cell)を示してある。
福村 信男*; 仁紫 明人*; 若林 利男*; 戸村 和二*
PNC TN941 80-53, 63 Pages, 1980/04
プルトニウム燃料を装荷した22.5cmピッチ格子について核分裂比の測定を行った。使用したプルトニウム燃料は,0.87w/o富化PuO
-UOの漂準級(8SPu)と原子炉級(8RPu)の2種類である。冷却材ポイド率は0%ポイド(HO)と100%ポイド(空気)である。ウラン238の高速核分裂比28は劣化ウラン箔と天然ウラン箔の核分裂生成物(FP)の
線強度の比から求められた。ウラン235の熱外核分裂比25は高濃縮ウラン箔の裸箔とカドミカバー箔のFPの線強度比から求められた。プルトニウム239の熱外核分裂比49は高濃縮プルトニウム箔の裸箔とカドミカバー箔より25と同じ手法により求められた。プルトニウム239の低エネルギーにおける共鳴吸収領域(0.3eV)付近の中性子の挙動を表わす指漂である49/25は高濃縮プルトニウム箔と高濃縮ウラン箔のFPの線強度比から求められた。下表にこれらの測定結果を示す。比較のため0.54W/o富化PuO-UO(5SPu)の測定結果もあわせて示した。これらの結果から8RPu燃料は,実効的な濃縮度としては8SPu燃料より小さく5SPu燃料より大きいことがわかった。0%ポイドと100%ポイドを比較した場合100%ボイドの方が燃料濃縮度依存が顕著に表われることがわかった。
仁柴 明人*; 皆月 功*; 若林 利男*; 草別 幸夫*; 戸村 和二*
PNC TN941 79-195, 66 Pages, 1979/10
プルトニウム燃料を装荷した25.0cmピッチ格子についてミクロ・パラメータの測定を行なった。使用したプルトニウム燃料は天然ウランにスタンダード・グレイド(90%Pu-fissile)のプルトニウムを0.54w/o富化した混合酸化物(5sPu)とリアクター・グレイド(75%Pu―fissile)のプルトニウムを0.87w/o富化した混合酸化物(8RPu)の二種類である。5sPuの格子では0%,30%および100%の三種類の冷却材ボイド率について,8RPuの格子では0%および100%の二種類の冷却材ボイド率について,測定を行なった。さらに重水減速材中に10Bを3.9ppm含んだ,冷却材ボイド率が0%である5sPu格子についても測定を行なった。▲プルトニウム箔,濃縮ウラン箔,天然ウラン箔,または劣化ウラン箔などを裸とカドミ・カバーをして燃料棒内にセットし,照射により箔内に生じたFPの線またはネプツニウム239の線を計数した。これらの箔の比放射能から18,25,49,28,49/25等のミクロパラメータを求めた。
仁柴 明人*; 福村 信男*; 若林 利男*; 草別 幸男*; 戸村 和二*
PNC TN941 79-194, 25 Pages, 1979/10
プルトニウム燃料を装荷した22.5cmピッチ格子において,共鳴捕獲比28の測定をおこなった。使用したプルトニウム燃料は,0.87w/o富化PuO/2―UO/2のスタンダードグレイド(8sPu)とリアクターグレイド(8RPu)の2種類の燃料であった。冷却材ボイド率は0%ボイド(H/2O)と100%ボイド(空気)であった。▲共鳴捕獲比28は劣化ウラン箔の裸箔とカドミ・カバー箔を用いた箔放射化法によって求られた。カドミ・カバーによる熱中性子束の歪因子を劣化ウランのカドミ比に乗じて補正した。▲(0.54w/oPuO/2―UO/2燃料装荷実験結果もこの補正を加えて再録した。)▲
若林 利男*; 仁村 明人*; 皆月 功*; 草別 幸夫*; 戸村 和二*; 八谷 雄喜*
PNC TN941 79-149, 76 Pages, 1979/09
プルトニウム燃料棒28本集合体を装荷した格子ピッチ25.0cmの炉心における単位格子内熱中性子束分布の測定を,Dy―A1合金箔を用いた箔放射化法によっておこなった。使用したプルトニウム燃料は0.54wt%PuO/2―UO/2(スタンダードクレード)と0.87wt%PuO/2―UO/2(リアクターグレード)の2種類の燃料であった。冷却材ボイド率は0.54wt%PuO/2―UO/2燃料の場合が,0%,30%,70%の3種類で,0.87wt%PuO/2―UO/2燃料では0%と100%であった。また0.54wt%PuO/2―UO/2燃料で冷却材ボイド率が0%においては,重水減速材中にホウ素10が3.9ppm入った場合についても測定をおこなった。熱中性子束分布の測定誤差は冷却材中では+-3%,圧力管とカランドリア管の内側では+-2%,その他の燃料中および重水中では+-1.5%であった。▲今回の実験結果より,25.0cm格子ピッチにおける単位格子内熱中性子束分布の特性が集大成され,先に測定報告された22.5cm格子ピッチの実験結果との比較から熱中性子束分布の格子ピッチ依存性について明らかになった。LAMP―DCAコードによる計算との比較では,燃料クラスター平均では2%以内の差で実験値を再現しており,METHUSELAH―2コードの場合の8%よりもよい精度で求めることができることが確認された。これより,LAMP―DCAコードはプルトニウム燃料装荷ふげん型重水炉の持性評価に非常に有効であると考えられる。▲
仁柴 明人*; 若林 利男*; 戸村 和二*; 八谷 雄喜*
PNC TN941 75-47, 26 Pages, 1975/05
期間1975年3月1975年5月▲目的二色混合型クラスタ燃料の局所出力ピーキング係数を箔放射化法により測定し,ピーキングが低減されることを実証する。またこの結果を設計コードNOAH―2と比較し,計算精度を評価する。▲要旨内側2層を0.87w/oPuO/2-UO/2,外側を0.54w/oPuO/2-UO/2とした2色混合型クラスタ燃料9体を炉心中央に,そのまわりに1.2w/oUO/2クラスタ燃料を,格子間隔22.5cm・冷却材ボイド率0%のDCA炉心に装荷した。この中心0チャンネル・クラスタの各層燃料棒内に挿入された濃縮ウラン箔とプルトニウム箔を照射後棒内から取り出し,箔内に生じた核分裂生成物からの線を測定し,得られた比放射能分布から,2色混合型燃料の局所ピーキング係数を求めた。今回の箔放射化法による二色混合型クラスタ燃料の局所出力ピーキング係数
LPF
は▲LPF=1.08+-0.02▲となった。この結果は054Wめまたは0.87w/oPuO/2-UO/2の単色クラスタ燃料より大巾に改善されている。格子設計コードNOAH―2によるLPFの計算値は1.11となり2.8%過大評価していることがわかった。この計算誤差の原因は,プルトニウム239の共嶋吸収が正確に取り扱われていない,と推論される。▲
岩本 友則; 橋本 裕; 戸村 和二; 永松 健次
Symposium on International Safeguards, ,
過去5年間,いくつかの非破壊測定システムは,国及びIAEAの査察実施において計量管理及び監視のためにMOX炉で使用されている。使用されているMOX炉は,常陽,もんじゅ及びふげんであり,装置の検出器には,ガンマ線検出器と中性子検出器により構成されている。装置は,非立会い査察モードで連続的に運用され,燃料の炉内への出入れに関する量的な情報と監視及び封じ込みに関する情報を得ている。
