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U captures to 
U fission in low-enriched UO
tight lattices中島 健; 赤井 昌紀; 山本 俊弘; 橋本 政男; 須崎 武則
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(11), p.1160 - 1170, 1994/11
被引用回数：7 パーセンタイル：56.56(Nuclear Science & Technology)U-235核分裂率に対するU-238捕獲反応率比(C8/F5)を4種類の稠密格子炉心1.42S,1.00S,0.75S及び0.56Sにおいて測定した。炉心は中央部に稠密格子のテスト領域を有し、周りを通常の格子のドライバ領域が囲んでいる。テスト領域の減速材対燃料体積比はそれぞれ1.420,1.000,0.750,0.564である。測定はウラン金属泊をテスト領域中心にある燃料棒内に設置して行われた。また、1.42S炉心と0.56S炉心では、C8とF5の燃料棒内半径方向の相対反応率分布の測定も行った。測定値に対する計算を連続エネルギーモンテカルロコードVIMとJENDL-2ライブラリ及びSRACコードシステムとJENDL-2,JENDL-3ライブラリにより行った。C8/F5の計算値は実験値を過大評価しており、その差は稠密になるとともに大きくなっている。反応率とその分布の計算値を実験値と比較した結果、ウラン238の共鳴捕獲断面積が過大評価されている可能性が示された。
-HO lattices三好 慶典; 板垣 正文; 赤井 昌紀; 広瀬 秀幸; 橋本 政男
Nuclear Technology, 103, p.380 - 391, 1993/09
被引用回数：3 パーセンタイル：38.1(Nuclear Science & Technology)原研の軽水臨界実験装置(TCA)を用いて、正多角形の水平断面をもつ炉心を構成し、幾何学的バックリングの統一的な表式を実験的に求めた。実験では、2.6w/o濃縮のUO燃料棒の三角格子配列から成る模擬炉心(正六角形・正三角形)において、臨界量及び中性子束・出力分布の測定を行った。燃料格子の臨界(材料)バックリングと各炉心の臨界水位を用いて、正六角形、正方形及び正三角形炉心の水平方向バックリングは、水平方向の反射体節約を含む有効燃料領域の外接円半径をR
としてBg
=(a
/R
)の形で与えられることが判った。(a=2.66(正六角形),3.14(正方形),4.13(正三角形))。尚、本報告では、反射体付炉心による測定データから等価な裸の炉心体系のバックリングを評価する手法についても考察を加えている。
中村 仁一; 橋本 政男; 大友 隆; 川崎 了
Journal of Nuclear Materials, 200, p.256 - 264, 1993/00
被引用回数：14 パーセンタイル：78.06(Materials Science, Multidisciplinary)使用済燃料の乾式貯蔵時の酸化挙動を調べるため、ジルカロイ-4の酸化実験を酸素分圧0.1MPaから2
10
MPaの範囲において773kで行った。ジルカロイ-4の酸化速度は、最初3乗則に従い、異った酸素分圧下でも、ほぼ同じ酸化増量で一次則に変化した。一次則領域での酸化速度は、酸素分圧の0.15乗に比例する依存性を示し、この依存性は、ジルコニアの電気伝導度の文献値と良い一致を示した。低酸素分圧下での酸化被膜の劣化は、測定した酸素分圧条件下では生じなかったことから、乾式貯蔵時の許容温度の推定には、空気中での酸化速度を用いることができる。
大友 隆; 橋本 政男; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛
JAERI-M 83-083, 68 Pages, 1983/06
軽水炉の冷却材喪失事故時における炉心の流路閉塞量を定量的に推定するため、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ試験を行った。本実験は、膨れに及ぼす破裂湿度(内圧)の影響を調べたシリーズ実験(No7805~7808)の一部で、実験条件を初期圧力35kg/cm、蒸気量0.4g/cmmin、昇温速度約9
C/秒で行ったものである。その結果、以下の知見が得られた。1)破裂圧力は41~45kg/cm、破裂温度が850~880Cである。2)最大膨れ率は、集合体(77)で54.2%、内部燃料領域(55)が66.9%である。3)最大流路閉塞率は、集合体(77)が40.5%、内部燃料領域が51.4%である。
橋本 政男; 大友 隆; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛
JAERI-M 83-038, 56 Pages, 1983/03
軽水炉の冷却材喪失事故時における流路閉塞量を求めるために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ試験を行った。本試験は膨れに及ぼす破裂湿度(内圧)の影響を調べたシリーズ実験(No7805~7808)の一部で、実験条件を初期圧力70kg/cmmin、昇温速度約9C/秒で行ったものである。その結果以下の知見が得られた。1)破裂圧力は、78~88kg/cm、破裂温度は765~780Cである。2)最大膨れ率は、集合体(77)が99.4%、内部燃料領域(55)が125.3%である。3)最大流路閉塞率は、集合体(77)が67.3%、内部燃料領域(55)が78.1%である。
川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆; 古田 照夫; 上塚 寛
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(3), p.246 - 253, 1983/00
被引用回数：3 パーセンタイル：44.38(Nuclear Science & Technology)燃料集合体のふくれによる冷却材流路の減少に及ぼす被覆管破裂温度の影響を調べるため、燃料棒内圧を変えた(これにより破裂温度が変る)4体の集合体の破裂試験を行った。破裂後、夫々の燃料棒のふくれと集合体中の流路断面の減少を測定した。集合体に於ても、燃料棒のふくれの破裂温度依存性は燃料単棒の場合と同様であり、
と+
領域の境界附近で破裂する場合がもっとも大きかった。また流路断面の減少もこの場合がもっとも著しかった。
大友 隆; 橋本 政男; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛
JAERI-M 9624, 56 Pages, 1981/08
軽水炉の冷却材喪失事故時における炉心の流路閉塞量を定量的に推定するための基礎データを得るために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ破裂試験No.7806を行なった。この実験は、初期圧力20kg/cm・蒸気流量0.4g/cmmin・昇温速度9 C/秒の条件で行ったものである。その結果、以下の知見が得られた。(1)最高圧力は約28kg/cmで、破裂圧力は約26kg/cmであった。また、その時の破裂温度は885
962 Cと考えられる。(2)34%以上膨れた領域の軸方向長さは、大部分の燃料棒で040mmの範囲であり他の条件に比べて短かい。(3)集合体全体(77)の流路閉塞量の最大値は36.2%である。しかし、温度分布が比較的均一であると考えられる内部燃料棒(55)に限れば43.4%であった。また、これらの値も他の条件で試験した結果に比べて小さい。
古田 照夫; 上塚 寛; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆
JAERI-M 9475, 22 Pages, 1981/05
破裂した被覆管の内側表面における酸化膜の拡がりは、軽水炉の冷却材喪失事故中のヒートアップ計算にとって非常に重要な項目の一つである。酸化膜の拡がりを調べるため、900-1150Cにわたる酸化温度、35-240秒の酸化時間、2-1530g/m・sの水蒸気流速そして、約5-26mmの破裂長さなどの条件で模擬燃料棒の破裂・酸化試験を行った。内側表面での酸化膜の拡がりは、酸化温度、時間そして供給される水蒸気量によって影響を受ける。特に、破裂の長さが大きくなると、酸化膜の拡がりは大きくなっていく。破裂部付近での酸化膜厚は他の部分よりも厚く、膜厚の反応速度式によって与えられる値よりも大きい。
橋本 政男; 大友 隆; 古田 照夫; 川崎 了; 上塚 寛
JAERI-M 9233, 53 Pages, 1980/12
軽水炉の冷却材喪失事故時における流路閉塞量を求めるために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ破裂試験を行なった。この試験は流路閉塞量に影響を与えるいくつかのパラメーターを変代させて行ない、事故時に想定される流路閉塞量を定量的に明らかにすることを目的として、1977年から数回にわたり実施されている。本報告書は、今後行なわれる最終の解析に利用するため、1体毎のデータを中心としてまとめられたシリーズの一つで、No.7805集合体に関するものである。収められたデータは、燃料棒の温度、圧力そして膨れ破裂に関するものや、集合体の流路閉塞量などである。
古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(10), p.736 - 744, 1978/10
被引用回数：16軽水炉における冷却材喪失事故時の燃料挙動を調べるため、5種類の燃料棒を水蒸気中又は真空中で加熱をおこなった。昇温速度、加熱方法、雰囲気や定常運転中の生成酸化膜などの変形に及ぼす影響について検討した。燃料棒の最大円周伸びは破裂温度に依存し、前記要因の差異も明らかになる。変形に伴う破覆管平均肉厚の変化は加熱方法と雰囲気の影響を受ける。波覆管内面に生ずる酸化皮膜は、内面への水蒸気供給が少ないとき外面皮膜よりも厚くなるのが観察された。粗で厚い内面の皮膜は単斜晶系および正方晶系のジルコニアで形成され、かつそのような場合高い吸収水素量が認められた。
古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(2), p.152 - 155, 1978/02
被引用回数：1軽水炉の冷却材喪失事故評価において、ジルカロイ被覆管の脆化が問題にされるが、その脆化は酸素に支配される。しかし、脆化と酸素との間における定量的な把握はいまだ確立されていない。このため、酸素含有量を最高11700ppmまでに5種類を選び、その各含有量におき850C真空中で11段階の濃度分布を変化させたジルカロイ-4管を用いて、脆化と酸素の関係を扁平試験によって明らかにしようと試みた。その結果、脆化が著しくなる特定の濃度分布の存在が見出され、しかも、その脆化は酸素含有量および扁平試験温度に依存することも見出された。なお、酸素の侵入につれて、ジルカロイは結晶成長を起し、その成長の程度は酸素含有量の高いものほど著しい結果も得られた。
古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆
JAERI-M 6869, 20 Pages, 1977/01
冷却材喪失事故時の燃料棒に対する変形の酸化に及ぼす影響を調べるため、ジルカイロ被覆の模擬燃料棒破裂試験と高温引張試験を水蒸気中で実施した。特に高温引張試験では変形を与える試料と与えない試料を同時に行なった。酸化評価は金属組織的方法により求めた。変形は酸化膜生成に影響を与え、酸化を加速する傾向を与える。なかでも、変形温度と変形量に酸化が依存し700~900Cの変形温度では むしろ低温の方がより酸化に強く影響を及ぼす。酸化膜はmonoclinic型およびtetragonal型ZrOであり、変形は両者の生成割合を変化させる。また、浸入酸素も大きな変形が与えられた方がより深くまで浸入する。
本間 功三; 橋本 政男; 古田 照夫; 大友 隆; 川崎 了
JAERI-M 6602, 21 Pages, 1976/06
軽水炉の冷却喪失事故におけるジルカルイ破覆管の内面酸化挙動を模擬するために、滞留水蒸気雰囲気下でジルカロイ-水蒸気反応実験を行なった。滞留水蒸気中での酸化反応量は水蒸気流中で酸化させた場合より著しく減少した。滞留水蒸気との反応によって酸化した試料の延性はリング圧縮試験によって調べた。水蒸気流中で同一温度時間酸化させた試料と比べると、延性は著しく低下した。滞留水蒸気中で酸化させた試料には水素がかなり吸収されたいたが、水蒸気流中で酸化させた試料には水素はほとんど含まれていなかった。従って、滞留水蒸気にさらされる場合の酸化挙動は、酸化反応量は減少するが延性は水素の吸収があるために低下することがわかった。
古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆
JAERI-M 6601, 26 Pages, 1976/06
軽水炉の冷却材喪失事故における燃料破覆管と水蒸気との反応挙動を解明するため、ジルカロイ-4管の水蒸気による酸化速度と酸化による延性の変化を測定した。ジルカロイ-4の水蒸気による酸化量は、反応温度1000C以上で反応時間の平方根に比例し、反応速度定数Kp=6.6010
exp(-41600/RT)(180/cm/sec)である。反応温度900Cおよび950Cの短時間反応の場合、酸化量は反応時間の対数に比例し、原子炉運転中に生成される被膜はこれら反応温度で酸化速度を遅くさせる効果をもっている。酸化液試料の延性は酸化量の増加とともに低下するが、その脆化挙動は水蒸気との反応温度によって異なる。同一酸化量の試料を比較すると、低温で反応させた試料は、高温で反応させた試料よりも侵入相が多いにもかかわらず延性の低下が少ない。
古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆
JAERI-M 6542, 30 Pages, 1976/05
冷却材喪失事故中における燃料棒の変形は複雑な要因に影響されるため、事故解析をおこなううえで評価が難しい。そこで、加熱方法、昇音速度・雰囲気や通常運転時の破覆の存在などの要因について検討するとともに従来までに発表されている結果をも含めて燃料棒の変形について整理をおこなった。その結果、破裂温度による整理をおこなえば燃料棒の最大円周変形量の変化がよく表わされ、しかも各要因にもとずく影響も明らかになることが認められた。変形に伴われた破覆管内厚変化は加熱方法や雰囲気の影響を受け、平均内厚評価をおこなううえで注意しなければならないことが示された。
古田 照夫; 橋本 政男; 大友 隆; 川崎 了; 本間 功三*
JAERI-M 6339, 17 Pages, 1975/12
軽水炉の冷却材喪失事故条件における燃料棒の変形および内面酸化挙動について、加圧水型炉模擬燃料棒を用いて検討した。燃料棒の変形は昇温速度の影響をうけ初期内圧が高くなるにつれて低い温度で破裂するため、最大固変形量は大きくなるが、燃料棒の変形範囲は初期内圧が低い場合にむしろ広くなる。肉厚減少は初期内圧が高いほど大きくなる。内面酸化の程度は破裂開口部の大きさと水蒸気流量によって異なり、内面に粗で膜厚が厚い被膜が生成される場合がある。燃料棒軸方向の内面酸化は破裂部を中心として76mm以内であることが判った。
古田 照夫; 橋本 政男; 川崎 了
JAERI-M 6182, 20 Pages, 1975/07
冷却材喪失事故時のジルカロイ被覆管の脆化の主因である酸素の影響について調べるため、5種類の酸素含有量をもつ試料を製作し、その各々の濃度分布を変化させた後、扁平試験を行おこなった。その結果、100Cの扁平試験では、5300ppm以上の含有量では含有量および濃度分布が均一になるにつれて脆化が著るしくなるが、3000ppmではある濃度分布のとき最小の延性が現われる。300Cでは、5300ppm以上の含有量、500Cのとき11700ppmのみに100Cで3000ppmで認められたと同じ現象がみられる。なお、酸素含有量が増加するにつれて酸素の拡散とともに結晶の粗大化も観察された。
川崎 了; 古田 照夫; 橋本 政男
JAERI-M 6181, 14 Pages, 1975/07
水冷却炉の冷却材喪失事故に於ける燃料被覆管と水蒸気との反応挙動を解明するため、ジル力ロイ管の水蒸気による酸化速度と、酸化に依る靭性の変化を測定した。ジルカロイの水蒸気による酸化量は反応時間の平方根に比例し、反応の活性化エネルギ一は40500cal/molであった。水蒸気との反応により酸化された試料は扁平試験によって靭性が測られた。靭性は酸化量の増加と共に低下するが、脆化挙動は水蒸気との反応温度によって異なる。所定の酸化量を得る場合に、低温で反応させた試料は高温反応材よりも相中ヘの相の侵入が多いが、相の侵入の増加にもかかわらず靭性の低下は少ない。
炉心内の77PuO-UO格子に関する臨界実験と解析鶴田 晴通; 松浦 祥次郎; 小林 岩夫; 橋本 政男; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 湯本 鐐三*; 菊池 三郎*; 梶山 登司*; et al.
JAERI 1234, 76 Pages, 1974/06
軽水減速UO燃料炉心に77の配列をしたPuO-UO燃料格子を装荷した体系に関して、一連の臨界実験とその解析がTCAを用いて行われた。この研究の目的は一部にプルトニウム燃料を装荷したウラン燃料炉心について、(1)反応度、中性子束分布、および出力分布をウラン燃料にみの場合と比較syること、(2)ウラン燃料体系に適用されている計算方法をプルトニウム混合炉心に適用した場合の精度を評価することにあった。プルトニウム燃料は3、4wt%富化PuO-UOでありまた77格子の水対燃料体積比は1、76、2、00、2、38および2,95の4種類であった。この各々の炉心について、臨界量、中性子密度分布、および出力分布が測定された。計算値の誤差は、実効増倍係数に関して
0、3%以内、中性子密度分布および出力分布に関してはそれぞれ最大16%および9%であった。
須崎 武則; 村上 清信; 小室 雄一; 頼経 勉; 大内 忠; 橋本 政男*
no journal, ,
軽水臨界実験装置TCAを用いて実施している教育研修実験として、臨界近接、ロッシ-実験,中性子束分布測定,吸収体反応度分布測定を中心に典型的な実験結果を提示し、その炉物理上の意義を考察することにより、ゼロ出力炉としての臨界実験装置による研修の重要性を指摘する。
