研究炉等へのグレーデッドアプローチ適用に係る課題と提言

与能本 泰介; 峯尾 英章; 村山 洋二; 芳原 新也*; 中島 健*; 中塚 亨; 上坂 充*

日本原子力学会誌ATOMO, 63(1), p.73 - 77, 2021/01

https://doi.org/10.3327/jaesjb.63.1_73

研究炉等が長期にわたり運転を停止していることは原子力人材の育成等に大きな影響を与えている。本報告ではグレーデッドアプローチを適用した適切な規制対応方法を整備し実践するための課題を分析し抽出するとともに、解決のための取組みを関係組織に提言する。

Status of JRR-3 after Great East Japan Earthquake

新居 昌至; 和田 茂; 村山 洋二

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.403 - 408, 2016/03

研究炉に係る国際会議RRFMにおいて、東日本大震災後の復旧したJRR-3の現状に加えて、福島第一原子力発電所事故を受けての新たな規制要求に対してJRR-3が適合していることを示す規制側への申請内容について報告する。

JRR-3起動系中性子検出器交換手順の検討(交換マニュアル)

太田 和則; 車田 修; 仁尾 大資; 宇野 裕基; 村山 洋二

JAEA-Testing 2011-004, 47 Pages, 2011/08

JAEA-Testing-2011-004.pdf:1.92MB

起動系は起動時及び低出力時の中性子束を監視するものである。中性子検出器の交換計画に基づき、起動系の中性子検出器(BF)、それに接続されている同軸ケーブル及び乾燥空気供給用エアホースの交換作業を行っている。これまでの経験をもとに効率的な交換手順について検討を行うとともに交換作業及び試験検査マニュアルとして整理した。このことにより確実な保守が可能となると考えている。

JRR-3熱交換器ボール洗浄方式の効率化の検討

太田 和則; 池亀 吉則; 大和田 稔; 村山 洋二

UTNL-R-0466, p.7_1 - 7_10, 2008/03

JRR-3熱交換器はシェルアンドチューブ型であり、管側を2次冷却材が流れる構造となっている。洗浄方法はボール洗浄方式であり、高圧力で流れる二次冷却材中に混入させたスポンジボールによって伝熱管内部の汚れを剥離する方法である。熱交換器の性能低下は、1次冷却材炉心出口温度の上昇をもたらし、原子炉の安全安定運転に影響を与えるおそれがある。これまでの洗浄データをもとに最適な洗浄ボールの種類や熱貫流率回復値と洗浄時間の相対関係を明らかにし、熱交換器洗浄方法の効率化を立案した。

JRR-3シリサイド燃料炉心に関する反応度管理及び燃焼度管理

加藤 友章; 荒木 正明; 出雲 寛互; 木名瀬 政美; 鳥居 義也; 村山 洋二

JAEA-Technology 2007-050, 39 Pages, 2007/08

JAEA-Technology-2007-050.pdf:14.09MB

JRR-3におけるアルミナイド燃料からシリサイド燃料への変更では、ウラン密度を2.2[g/cm]から4.8[g/cm]へ増大させた。このウラン密度増大により生じた過剰反応度の増加を抑制するために、可燃性吸収体を採用した。可燃性吸収体の燃焼は、反応度変化に大きく影響を及ぼすため、その燃焼のメカニズムを考察し、実際の原子炉運転に及ぼす影響を解明した。また、過去の運転データを精査し、サイクル初期に確保すべき過剰反応度及び原子炉計画外停止後の再起動可能時間を算出した。シリサイド燃料への変更では、燃料の最高燃焼度を50%から60%へ増大させ、燃料交換手法を6バッチ分散型方式から燃焼度管理方式へ変更した。本方式による燃料交換計画立案では、原子炉運転による燃焼度増加幅の予測が必要となるため、過去の運転データを精査し、燃焼度増加幅の予測手法を確立した。最後に、燃料有効利用を実現するための新たな燃料交換手法として、燃料装荷位置ごとに「使用済燃料とする燃焼度」を設定する手法の提案を行った。本手法を採用することにより、燃料の炉心滞在期間を約2%増大させることが可能であることがわかった。

医療照射中ホウ素濃度の推定法の検討とその誤差評価

柴田 靖*; 山本 和喜; 松村 明*; 山本 哲哉*; 堀 直彦; 岸 敏明; 熊田 博明; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; et al.

JAERI-Research 2005-009, 41 Pages, 2005/03

JAERI-Research-2005-009.pdf:1.99MB

ホウ素中性子捕捉療法において腫瘍及び正常組織への照射線量を正確に評価するためには照射中性子束と血液中ホウ素濃度の測定が必須であるが、中性子照射中に患者からの直接の採血をすることは困難である。したがって、初回手術時に少量のホウ素化合物BSHを投与し、経時的に血液中ホウ素濃度を測定する低量投与試験を行い、照射当日の濃度予測を行った。また、低量投与試験が行えない場合、照射当日のホウ素濃度測定のみで照射中のホウ素濃度が精度よく予測できる方法についても、Two compartment Modelを用いた方法を検討した。BSH末梢静脈内点滴投与後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていれば、照射中の予測値と実測値の誤差は6%程度であった。投与後6または9時間後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていない場合は、比率補正することにより誤差を12%程度に抑えることができた。また、Two compartment Modelを用いた予測方法では、最適な評価値に対して4.9%(標準偏差)の予測誤差で推定可能であった。これらの方法により、照射中の血液中ホウ素濃度は合理的に正確に予測可能であり、安全で効果的な治療を行うことができる。

逆動特性法を用いた大きな負の反応度測定法の開発

高橋 広幸; 竹内 光男; 村山 洋二

JAERI-Tech 2001-072, 58 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-072.pdf:2.89MB

逆動特性法(IKRD法)による大きな負の反応度の測定は、所定の原子炉出力の臨界状態から深い未臨界状態までの炉内平均中性子数の時間変化を測定することにより算出する方法である。中性子数の測定は、遅れ応答のないパルス信号または電流信号に変換する中性子検出器を用いて行う。電流信号出力の中性子検出器を用いる計測系の場合は、中性子数変化が3桁以上と広範囲な計測が必要となるため、信号の増幅に対数増幅器を用いることから対数増幅器の遅れ応答特性が測定結果に影響を及ぼすこととなる。そこで、逆動特性法を用いた測定手法の対数増幅器の遅れ応答特性による影響の修正法を新たに開発し、JRR-3Mシリサイド燃料初装荷炉心の特性試験時の計測記録を用いて、測定手法の妥当性及び測定精度向上の確認を行った結果、精度良く測定できることが明かになった。

Instrumentation and control systems of JRR-3M

佐藤 貢; 村山 洋二; 高柳 政二; 荒 克之

IAEA-TECDOC-973, 0, p.113 - 120, 1997/10

JRR-3Mの計装制御システムは中性子計装、プロセス計装、原子炉出力制御、原子炉保護、工学的安全設備始動およびプロセス的放射線モニタの各構成システムより成る。計装制御システムは十分な品質保証計画のもとに、現在の法規制、設計指針および設計規準にもとづいて設計され製作された。本システムの最大の特徴は大巾な計算機の導入である。この計算機システムはプロセス計算機と運転管理用計算機より構成されている。この計算機システムの導入により、原子炉オペレータの運転負担が大巾に軽減することができた。

Experimental study of the critical heat flux in a narrow vertical rectangular channel

神永 雅紀; 数土 幸夫; 村山 洋二; 薄井 徹*

Heat Transfer-Jpn. Res., 20(1), p.72 - 85, 1991/03

板状燃料を使用する研究炉の熱水力設計及び安全評価においては、垂直矩形流路における限界熱流束の把握が重要である。炉心内の出力は軸方向に分布を持つが、JRR-3等の研究炉の熱水力設計では、既存の一様加熱条件での限界熱流束に関する実験データを使用し、かつ、出力分布の最大値で一様に発熱しているものとしている。これは、研究炉に適用可能な比較的低圧条件下での出力分布を考慮した限界熱流束に関する実験データがほとんど無いためである。そこで、本研究ではJRR-3の燃料要素の1サブチャンネルを模擬した垂直矩形流路を用い出力分布を有する場合の限界熱流束を実験的に調べ、一様加熱の場合と比較・検討した。その結果、一様加熱条件下で得られた限界熱流束相関式は、出力分布を有する場合に対しても最大熱流速を基準にとれば33%の誤差内で一様加熱の場合と同様に適用できることが明らかとなった。

研究炉事故・故障データベースシステム,IDAS-RR; 使用手引書

松本 潔; 鴻坂 厚夫; 神永 雅紀; 村山 洋二; 大西 信秋; 間庭 正樹*

JAERI-M 90-055, 232 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-055.pdf:5.32MB

国内外の研究炉の事故・故障に関する情報を収録した研究炉事故・故障データベースシステムIDAS-RR(Incident Data Base System for Research Reactors)を開発した。IDAS-RRは、メニュー形式によってデータの入力、検索、更新、集計処理等、様々な形態の利用が可能なデータベースシステムであり、パーソナルコンピュータPC-9801上で作動する。IDAS-RRは、現在の目的も含め、研究炉を所有する機関に有用なデータベースと考えられる。1)研究炉における事故・故障分析の対象もしくは参考データ、2)研究炉異常診断システムの知識ベース構築のための解析用起因事象参考データ、3)研究炉における緊急時計画の策定の参考データ、本報告書はIDAS-RRの使用手引書である。