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井坂 浩二; 諏訪 昌幸; 木村 和也; 鈴木 真琴; 池亀 吉則; 永冨 英記
JAEA-Technology 2021-039, 48 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-039.pdf:6.97MB
JRR-3プロセス制御計算機システムは、JRR-3の冷却材流量、温度、圧力、水位等の監視・制御及び原子炉に設置の機器の操作に用いられるシステムとして、JRR-3改造後の初臨界(平成2年)から使用されており、高経年化が進むとともに予備品の入手が困難になってきていることから、更新が必要になった。更新にあたっては、崩壊熱除去等の炉心の保全業務に支障をきたさないとともに、原子炉利用者への影響を最小限とするため及び1回の更新費用を最小限に抑えるという観点から、長期の原子炉停止とならないよう3段階に分割して継続的に行う計画とした。本報告書は、更新計画及び3段階に分けて行った更新作業についてまとめたものである。
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。
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。
山本 和喜; 渡辺 終吉; 永冨 英記; 神永 雅紀; 舩山 佳郎
JAERI-Tech 2002-034, 40 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-034.pdf:1.97MB
JRR-4は3.5MWのスィミングプール型研究用原子炉であり、濃縮度低減化計画の下で濃縮度90%の燃料を20%の燃料に交換して1998年7月に臨界に到達した。燃料濃縮度低減計画の一環として流路閉塞事象等の安全解析を実施した結果、熱水力的な余裕を持たせる必要があるとの結論を得たため、炉心の冷却水流量を増加させる検討を実施した。炉心流量を増加させる対策としては、炉心部におけるバイパス流を低減すること及び1次冷却水流量を7m
/minから8m/minへ変更することにより燃料要素の流量を増加させた。流速測定用模擬燃料要素による流量測定の結果、燃料板間の流速は設計値の1.44m/sに対し、1.45m/sとの測定結果が得られ、炉心流量に対する全燃料要素の流量の比が0.88となり、安全解析で用いた0.86を超えていることを確認した。これらの炉心流量増加のための対策を述べるとともに、各燃料要素の冷却水流量測定結果について報告する。
八木 理公; 加島 洋一; 永冨 英記; 渡辺 終吉
no journal, ,
JRR-4反射体要素の設計にあたり構造材の発熱密度を正確に把握するため、発熱密度についてモンテカルロ輸送計算コードMCNP5を用いて計算したが、計算精度を確認する必要があることから、計算値と
線吸収線量の測定値及び他コードとの比較を行った。比較の結果、発熱密度の計算値は精度よく評価できていることを確認した。
出雲 寛互; 塙 信広; 永冨 英記; 鳥居 義也; 井上 猛; 河村 弘
no journal, ,
原子力機構を代表する高出力のJMTR及びJRR-3に関して、これまでのRERTRへの貢献、現状や今後の計画を述べる。現在、低濃縮シリサイド燃料による運転を行ってきたが、この使用済燃料は再処理しにくいとされ、米国へ返還されている。今後、運転再開に伴い、その数は増えていくと考えられる。このため、安定運転のためには、現米国返還契約を延長もしくは、同等の手段による、使用済燃料の処分が必要である。また、JMTRでは、ウランを用いない
Mo製造計画を進めており、Mo原料やMo濃縮抽出にかかわる開発を進めており、核不拡散の観点から、有効である。
細谷 俊明; 永冨 英記; 鳥居 義也
no journal, ,
平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震で、東海村では震度6弱を観測し、JRR-3原子炉施設で観測された地震動の最大加速度は、設計時に想定した最大応答加速度を上回っていた。そのため、JRR-3では原子炉施設の設備機器等が所定の性能を維持していることを確認するために、健全性確認点検を実施した。点検においては、設備点検と地震影響評価の結果から機器設備が健全性について評価し、必要に応じて補修を行った。その結果、地震後において、JRR-3原子炉施設の設備機器が所定の性能を維持していることを確認した。今回は健全性確認点検のうち、設備点検について報告をおこなうものである。
和田 茂; 川村 奨; 鈴木 真琴; 木村 和也; 永冨 英記
no journal, ,
試験研究用原子炉JRR-3は、平成2年以降に出力20MWの高性能汎用研究炉としてビーム実験, RI製造, シリコン半導体の製造などに利用されてきた。平成23年3月の東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の事故の端に発し、平成25年11月に研究炉に対する新たな基準規則が制定され、その基準を満足するよう平成26年9月にJRR-3原子炉施設の設置変更許可申請を行った。その後、行政庁との審査会合などを経て、平成30年11月に設置変更許可を取得した。今後は、早期に運転再開を目指す。
木村 和也; 荒木 正明; 永冨 英記; 和田 茂
no journal, ,
2018年11月に原子炉設置変更許可を受けたJRR-3の新規制基準対応のうち、多量の放射性物質等を放出する事故(以下「BDBA」という。)への対応について発表する。新規制基準では、従来の設計基準事故に加えて、BDBAの拡大の防止が要求されている。JRR-3では、原子炉の特徴を考慮してBDBAの事象選定及び対策について検討を行った。現在、JRR-3では、BDBAの対策の実現性及び実効性を確保するため、必要な設備の整備を進めるとともに、実行手順の策定及び定期的な教育・訓練を実施し、運転員の力量向上を図っている。