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飯島 隆; 白鳥 芳武; 松本 光雄; 川島 仁*
JNC TN3410 2000-002, 93 Pages, 2000/01
JNC-TN3410-2000-002.pdf:2.54MB
ふげん発電所は新型転換炉の原型炉であり、熱中性子炉におけるプルトニウム利用において、昭和54年3月の運開以降、これまでに各種の混合酸化物(MOX:Mixed Oxide)燃料集合体を原子炉に装荷するなど、核燃料の多様性を実証してきている。また、運転開始以来、燃料集合体の漏えいは1体もなく高い信頼性を得ており、MOX燃料集合体も700体を超える使用実績を有している。この数は熱中性子炉として、世界最大の使用体数を誇っている。しかしながら、新型転換炉開発についてはその役割が終了しつつあることから基本的に撤退し、「ふげん」については平成15年に運転を停止することが決定されている。そのため、限られた運転期間において、過去の技術開発成果を含め、プルトニウム利用技術やプラント管理技術についてとりまとめたものである。
安達 武雄; 伊藤 光雄; 山口 仁志; 武石 秀世; 大崎 章; 小川 力男; 太田 三郎; 関野 伯明; 池田 三郎; 伊藤 幸夫; et al.
JAERI-Tech 98-053, 46 Pages, 1998/12
腐食、劣化の著しい第4研究棟西棟2F,3Fの排気ダクトを撤去し、硬質塩化ビニール製ダクトに更新した。準備作業を平成9年7月から始め、12月に更新工事を開始し、平成10年4月に終了した。本報告は、第1種管理区域内でのダクト更新工事の概要を作業記録としてまとめたものである。
松本 光雄; 鴨志田 洋; 川又 伸弘
PNC TN1410 98-005, 96 Pages, 1998/03
動燃事業団大洗工学センター原子炉工学室において、平成8年度に54本クラスタ燃料を用いた下降管破断実験、主蒸気管破断実験等が実施された。ここでは、従来の「ふげん」安全評価コード及び軽水炉の安全評価コードであるRELAP5コードにより、上記の下降管破断実験及び主蒸気管破断実験を解析し、「ふげん」安全評価コードの妥当性を評価した。この結果、以下のことが明らかとなった。(1) 「ふげん」安全評価コードは、ドライアウト後の被覆管温度について、実験結果に対して高めの値を算出し、保守的な評価をしていることが確認できた。(2) 「ふげん」最適評価コードのリターンモデルは、実験時の被覆管温度挙動に見られるドライアウト及びクエンチ現象をよく再現できることが確認できた。(3) RELAP5コードは、「ふげん」の下降管破断を模擬したLOCA実験時の伝熱流動現象をほぼ再現し、同コードがATR体系のLOCA解析にも使用できる可能性があることが分かった。
竹内 道雄; 松本 光雄; 森川 豊
PNC TN1410 97-039, 99 Pages, 1997/10
原子力発電所の安全性向上は重要な命題である。そのため、安全評価についても、原子力発電所の建設および試運転を開始する前はもちろんのこと、その供用期間を通じて運転経験および安全上重要な新しい知見に照らして、包括的、かつ体系的に実施することが肝要である。ここでは、最新の技術的知見に照らして、「ふげん」の安全解析を実施した結果について報告する。その結果、「ふげん」は、固有の安全性と安全確保のために設計した設備により安全性が確保されていることが再確認できた。
植松 真一; 山口 隆司; 飯島 隆; 松本 光雄
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
ATRへの高核分裂性プルトニウム利用に関するフィーラビリティスタディを実施した。99本クラスタMOX燃料と54本クラスタMOX燃料に高核分裂性プルトニウムを用い、各々ドライバ燃料として全炉心に装荷した場合を想定した。主な評価項目は、核設計上の成立性、使用済燃料中のプルトニウム組成、プルトニウムインベントリである。プルトニウムインベントリを増加させ、余剰反応度及び局所出力ピーキングと抑制するためには、可燃性毒物としてガドリニウムの利用が有効であることが分かった。また、原型炉クラスのATRで、3
4バッチ、390EFRD/サイクルの運転を想定した場合、年間約500740kgの高核分裂性プルトニウムを炉心に装荷できることが分かった。
前田 誠一郎; 猪原 敏照; 飯島 隆; 清野 英昭; 小林 哲朗*; 竹内 道雄; 菅原 悟; 松本 光雄
動燃技報, (94), p.36 - 52, 1995/06
ATRの炉心設計手法に関し、「ふげん」運転開始以降も、燃料の高燃焼度化、チャンネル出力の増加、設計裕度の適切化等に対応するため、高度化に係わる研究開発を進めてきた。これらの研究開発成果により、ATR実証炉の炉心設計手法は、「ふげん」設計手法から、格子計算コードを「METHUSELAH-II」から「WIMS-ATR」に変更、燃料の熱的裕度指標をMCHFRからMCPRへ変更等の高度化を図っている。これらの高度化した手法による出力分布予測及び熱的裕度予測の評価を、「ふげん」運転実績データ並びに大洗工学センターDCA、HTL等による実規模模擬試験結果を用いて実施しており、その精度評価から、実証炉の設計計算誤差等を設定するとともに、ATR炉心設計手法を確立した。
松本 光雄
KURRI-TR-385, (385), p.33 - 46, 1994/02
MOX炉心燃料の設計について、プルトニウムの特性とそれを考慮したMOX炉心燃料設計の特徴並びにMOX炉心燃料の使用実績について「ふげん」を例に報告する。内容は、(1)ウランとプルトニウム,(2)MOX炉心燃料設計, 1)炉心燃料設計の特徴, 2)MOX炉心燃料集合体の設計,3)MOX炉心燃料の使用実績(「ふげん」)における、について概況する。
植松 真一; 中島 靖雄; 菊池 圭一; 安部 智之; 松本 光雄
動燃技報, (87), p.53 - 61, 1993/09
ATR実証炉燃料の燃料設計には、実績のある「ふげん」燃料設計手法を基に最新の照射データを反映した燃料設計手法を用いている。設計には種々の設計コードを使用しているが、その中心となるのが燃料設計コード「ATFUEL」であり、同コードの保守性は照射試験データにより検証している。ここでは、ATR実証炉燃料設計手法について述べるとともに、燃料設計コード「ATFUEL」の保守性について述べる。
松本 正樹; 安部 智之; 松本 光雄
ANP '92, 19-1 Pages, 1992/10
None
田中 健哉; 中島 弘*; 山口 俊弘; 上村 勝一郎; 中江 延男; 松本 光雄
PNC TN8410 92-187, 21 Pages, 1992/05
高速増殖炉用燃料の照射開始後の燃料温度解析用コードが整備されてきている。この種のコードでは、燃料組織変化や燃料ペレット-被覆管ギャップ熱伝達率等の解析モデルが重要である。これら解析モデルについては、海外高速炉及び高速実験炉「常陽」での燃料照射試験結果に基づいて設定されている。本資料は、高速増殖原型炉「もんじゅ」など高速増殖炉用燃料の主として照射開始後の燃料温度評価用として使用される計算コード(DIRADコード)を対象としてその解析モデル及び機能に関する理解を助ける目的をもって作成されたものである。
植松 真一; 安部 智之; 寺門 信一; 松本 光雄
ANP 92 INTERNATIONAL CONFTY OF ADVANCED NUCLEAR P, 2, 19-1 Pages, 1992/00
ATR実証炉MOX燃料の開発を目的とした鶴首の照射試験がふげん炉及び海外炉において実施されている。このうち、最初の照射試験として、ATR実証炉MOX燃料集合体構造の健全性を確認するため、ATR実証炉MOX燃料試験体(TYPE-E燃料体)を用いて、UKAEA SGHWRにおいて照射試験を実施し、その後WindscalePIE施設においてPIEを実施した。その結果、1.集合体燃焼度16,900MWd/tまでのATR実証炉MOX燃料集合体構造及び燃料要素の健全性を確認し、設計燃焼度までの見通しを得た。2.ATR実証炉MOX燃料の熱的、機械的挙動はふげん燃料及び国内BWRUO2燃料のそれと同程度であった。3.ATR実証炉MOX燃料設計手法におけるFPガス放出モデル等の検証を行うと共に燃料設計評価コードATFUELによる燃料要素内圧の予測値が保守的であることを確認した。
菰田 成一; 中江 延男; 松本 光雄
Journal of Nuclear Materials, 188, p.319 - 322, 1992/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)None
安部 智之; 中江 延男; 古田土 和雄; 松本 光雄
Journal of Nuclear Materials, 188, p.154 - 161, 1992/00
被引用回数：6 パーセンタイル：53.17(Materials Science, Multidisciplinary)None
白鳥 芳武; 古林 俊幸; 松本 光雄
PNC TN3410 91-031, 47 Pages, 1991/11
None
Oteru, Shigeru; 松本 光雄; Deshimau, Takehide; Tai, Ichio*; Hanai, Kohi*; Kameda, Akiyuki*
PNC TN3410 88-015, 10 Pages, 1988/06
None
川原 敏男; 大輝 茂; 金子 淳; 松本 光雄
日本原子力学会誌, 29(5), p.368 - 384, 1987/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)None
松本 光雄; Ogawa T*; Ishii Y*; Yamagis*; Suzuki*
PNC TN241 79-30VOL3, 18 Pages, 1979/09
PNC-TN241-79-30VOL3.pdf:0.53MB
None
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。
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。
松本 光雄
月刊電気情報, (2), ,
動燃事業団におけるATR高燃焼度MOX燃料の研究開発の現状について以下の通り紹介する。 ・ATRの開発経緯とATR燃料開発における動燃事業団の役割 ・ATR燃料の概要とATRでのMOX燃料利用上の特長 ・ATR燃料の特徴 ・これまでの研究経緯 ・これまでの研究経緯 ・設計手法の高度化 ・今後の取り組み
