Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
八木 理公; 堀口 洋徳; 横尾 健司; 大山 光樹; 楠 剛
JAEA-Technology 2008-072, 79 Pages, 2008/09
JAEA-Technology-2008-072.pdf:43.31MB
JRR-4において1体の反射体要素の溶接部に割れを確認した。調査の結果、反射体要素の割れの主たる要因は、要素内部の黒鉛反射材の膨張であり、膨張は高速中性子の低温照射によるものと考えられた。また、放射線透過試験の結果、割れを生じていない他の反射体要素についても黒鉛反射材が照射成長により膨張していることを確認した。JRR-4照射環境下における黒鉛IG-110の照射成長挙動を明確にするため、これまで使用してきた反射体要素を分解し、黒鉛反射材の外観観察及び寸法測定を行った。その結果、いずれの反射体要素においても黒鉛の寸法は高速中性子照射量の増大とともに大きくなることが確認できた。また、JRR-4環境下における照射成長係数(単位高速中性子照射量あたりの寸法変化率)は、高速中性子照射量2.5
10
n/m
以下において、最大7.1310
%m/n,最低4.2110%m/n,平均5.7110%m/nであった。
大井川 宏之; 西原 健司; 横尾 健*
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.434 - 442, 2007/09
日本では高レベル放射性廃棄物(HLW)処分の負担軽減を目指した分離変換技術の研究開発が行われている。将来の核燃料サイクルの廃棄物管理における分離変換技術の導入効果を明確に示すことを目的に、UO
-LWR, MOX-LWR, MOX-FBRで生じる使用済燃料について、HLWの処分に要する処分場面積を定量的に議論した。解析では、分離プロセスとして、(1)従来型PUREX法,(2)マイナーアクチニド(MA)の核変換,(3)核分裂生成物(FP)の群分離,(4)MAの核変換とFPの群分離の4種類を仮定した。検討の結果、LWRでもFBRでもMOX燃料を用いる場合、処分場面積をUO燃料と同程度の広さとするにはMA核変換が必要であることがわかった。また、燃料種類,炉の種類,再処理前冷却期間によらず処分場面積をさらに低減するには、MA核変換とFP群分離を組合せる必要があることを示した。
横尾 健司; 堀口 洋徳; 八木 理公; 永冨 英記; 山本 和喜; 笹島 文雄; 大山 光樹; 石黒 裕大; 佐々木 勉; 平根 伸彦; et al.
JAEA-Technology 2007-018, 104 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-018.pdf:5.92MB
JRR-4(Japan Research Reactor No.4)では、旧原子炉研修所における研修の一環として、1969年から原子炉運転実習を開始した。その後徐々に内容を拡充し、現在では原子炉の運転実習,制御棒校正実験,各種特性測定等を実施している。今日に至るまで延べ1700名を超える国内外の原子力技術者養成に貢献してきた。JRR-4はゼロ出力から定格出力である3500kWまで多岐に渡る実験が可能であるため、臨界実験装置で行われる臨界近接,制御棒校正,反応度測定といったゼロ出力近傍での実験に限らず、キセノン効果,温度効果,熱量測定による出力校正といった高出力運転が必要な実験にも対応することができる。本書はJRR-4において実習に用いている要領書を基本に、運転実習及び原子炉物理実験のテキストとしてとりまとめたものである。
大井川 宏之; 横尾 健*; 西原 健司; 森田 泰治; 池田 孝夫*; 高木 直行*
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.398 - 404, 2007/03
被引用回数：23 パーセンタイル：81.77(Nuclear Science & Technology)高レベル放射性廃棄物(HLW)処分の観点から、分離変換技術の導入効果に関するパラメトリックサーベイを実施した。本研究では、地層処分場面積の削減可能性を導入効果評価の指標とした。評価の結果、マイナーアクチニド(MA)をリサイクルすることで、従来のPUREX法再処理に比べてUO-LWRの場合で17-29%、MOX-LWRの場合で63-85%、それぞれ廃棄体定置面積の削減が可能であることがわかった。MOX燃料で効果が大きいのは、長期熱源となる
Amを回収している効果である。さらに核分裂生成物(FP)を群分離すると、MAリサイクルの場合に比べて、70-80%の面積削減が可能であることがわかった。
平根 伸彦; 石黒 裕大; 永冨 英記; 横尾 健司; 堀口 洋徳; 根本 工; 山本 和喜; 八木 理公; 新井 信義; 渡辺 終吉; et al.
JAEA-Technology 2006-028, 115 Pages, 2006/03
JAEA-Technology-2006-028.pdf:7.96MB
JRR-4は、高濃縮ウラン板状燃料を用いた軽水減速・冷却スイミングプール型の研究用原子炉として、1965年から1996年まで運転した。その後、燃料の低濃縮ウランシリサイド化に伴う改造工事を1996年から1998年までの2年間かけて行い、改造後には各種特性試験を実施した。その結果、過剰反応度,原子炉停止余裕及び最大反応度付加率等が、原子炉設置許可申請書の核的制限値を満足していること等から、低濃縮ウランシリサイド化を適切に実施したことを確認した。さらに、運転に必要な核的特性,熱流動特性及び運転制御特性等のデータを取得した。本報告書はこれらの特性試験の結果及び特性試験以降に実施した試験の結果について報告する。なお、JRR-4の低濃縮ウランシリサイド燃料炉心による初臨界は1998年7月14日に達成し、1998年10月6日より施設共用運転を実施している。
大井川 宏之; 横尾 健*; 西原 健司; 森田 泰治; 池田 孝夫*; 高木 直行*
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
高レベル放射性廃棄物の分離変換技術を導入することによる地層処分場の面積低減効果を、燃料組成や再処理までの冷却期間をパラメータとした幾つかの場合について考察した。マイナーアクチノイド(MA)をリサイクルすることによる処分場面積の低減効果は、MOX軽水炉の使用済燃料を長期間冷却する場合において顕著であることがわかった。これは、長寿命で発熱性の高いAmが蓄積していることに起因する。MAに加えて核分裂生成物を分離することで、UO
燃料,MOX燃料ともに70-80%の処分場面積低減が期待でき、この効果は再処理及び群分離までの冷却期間には依存しないことがわかった。
山田 毅*; 中島 照夫; 桜井 文雄; 大橋 信芳; 横尾 健司; 出雲 寛互
Advances in Neutron Capture Therapy, 1, p.326 - 330, 1997/00
JRR-2では熱中性子柱を改造し、1990年8月にホウ素中性子捕捉療法(BNCT)用の医療照射設備が設置された。ビーム口における熱中性子束は110
/cm/sである。以来31例の医療照射が行われてきた。JRR-4におけるHEU燃料による運転は1996年のはじめに終了した。新しい医療照射設備が設置され、LEU燃料を用いた利用運転が1998年9月に再開される予定である。近年欧米における熱外中性子を用いたBNCTの分野において目覚ましい発展がみられた。JRR-4の医療照射設備は熱中性子ビームと熱外中性子ビームを選択して取出せるよう計画している。この設備の設計及びビーム性能解析の結果を示す。
曽野 浩樹; 中野 佳洋; 山根 義宏*; 三澤 毅*; 横尾 健司
JAERI-Research 95-059, 83 Pages, 1995/09
JAERI-Research-95-059.pdf:2.24MB
筆者らは、原研・研究炉JRR-3Mの燃料領域照射筒を用いて、放射化実験によりTRUの断面積を積分的に評価することを計画している。この実験解析で必要となる試料照射位置におけるエネルギー107群の中性子スペクトルを、燃焼履歴・制御棒パターンを考慮した全炉心計算と、照射筒内部の構造を均質化せずに中性子束を計算する照射筒内部詳細計算とを組み合わせる2段階計算により求めた。2段階計算で求められた中性子スペクトルは、反応率に着目して実験値と比較した結果、相対値については数%の精度で一致した。しかし、絶対値に関しては、制御棒吸収体の近傍で最大30%の差が見られ、より一層の精度向上のためには、制御棒まわりの中性子輸送効果の補正法を改善する必要がある。
横尾 健司; 鳥居 義也; 鯉淵 薫; 市村 茂樹; 大浦 博文*; 笹島 文雄; 前島 猛*; 茂垣 隆久*; 関根 勝則*; 高橋 秀武
JAERI-M 94-058, 45 Pages, 1994/03
原子炉を用いたほう素中性子捕捉療法(Boron Neutron Capture Therapy: BNCT)による脳腫瘍の医療照射を行うため、原研では、JRR-2熱中性子柱に中性子医療照射設備を整備し、1990年8月に第1例目の医療照射を実施した。以来1993年3月までに、15回の医療照射を行っている。それに伴い、患者の患部照射量を把握するうえで必要な測定装置の整備を進めてきた。整備された測定器は、全線放射化量測定のための
-
同時計数装置と、熱中性子束のリアルタイム(同時)モニタリングのための同時モニタ測定装置である。これらの測定装置を用いた測定技術について報告する。
堀口 洋徳; 柴田 大受; 八木 理公; 横尾 健司; 大山 光樹; 楠 剛
no journal, ,
研究用原子炉JRR-4は、医療照射(ホウ素中性子捕捉療法),原子力技術者の教育訓練,放射化分析及びその他多くの研究に利用されている。黒鉛反射材を内包する反射体要素のアルミニウム被覆材の溶接部に割れが発見されたため、調査を行い、原因が黒鉛の照射によると推定される成長であることがわかった。他の反射体要素に対して放射線透過試験(RT)を行った結果、すべての黒鉛に成長を確認した。黒鉛の照射量と成長量の関係を明らかにするため、使用履歴の異なる13体の反射体要素を解体し、黒鉛反射材の寸法測定を行った。その結果、黒鉛の温度が200
C以下と推定されるJRR-4の使用環境では、黒鉛の成長は、高速中性子照射量の増加とともに大きくなることを明らかにし、黒鉛の寸法変化率を評価した。
横尾 健司; 八木 理公; 堀口 洋徳; 大山 光樹; 楠 剛
no journal, ,
研究炉JRR-4における黒鉛反射材の成長は中性子の照射による効果と推定した。JRR-4のような低温使用環境下における黒鉛IG-110の照射成長挙動を明確にするため、これまで使用してきた反射体要素を分解し、黒鉛反射材の寸法測定を行うことにより、照射成長と高速中性子照射量の関係について調査した。その結果、いずれの反射体要素においても、黒鉛反射材の幅は高速中性子照射量の増大とともに大きくなることが確認された。黒鉛反射材の寸法変化率は、被覆材ケース寸法以下では高速中性子照射量の増大とともに線形的に大きくなるが、ケース寸法を超えて全長が成長したものは黒鉛の寸法変化率と高速中性子照射量の関係にバラツキが多かった。この原因として、黒鉛反射材と被覆材ケースが接触することにより、黒鉛の寸法変化が抑制されたものと考えられる。
