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柚原 俊一*; 堀 雅夫*; 沢井 定*
PNC TN9530 88-014, 49 Pages, 1988/11
我が国の原子力委員会は昭和62年6月、5年振りに「原子力開発利用長期計画」を改訂した。本計画は高速増殖炉の基本的な開発政策についても見直しし、以下の主要政策を明示している。 (1) 軽水炉に引き続く主要な原子力発電プラントとしての高速炉の使用 (2) 高速増殖炉を中心とするプルトニウム利用体系の確率 高速増殖炉開発の展開については、(1)もんじゅ開発の推進、(2)実証炉1号開発の推進、(3)高度技術の開発及び(4)革新技術の開発を主要な柱としている。 これらの開発戦略に基づき、「もんじゅ」及び「常陽」を中心とする高速増殖炉の研究開発は動燃を主体として進められている。 高速実験炉「常陽」は順調に運転を継続し、高速原型炉「もんじゅ」の建設は計画通りの進捗で、昭和63年10月末で57.1%の進捗率である。 高速実証炉DFBR-1については、設計及び建設の主体である原電、研究開発の主体となる動燃、電中研、原研、これらの4機関の協力のもとに設計研究及び所要の研究開発が推進されている。 高速増殖炉の要素技術となる研究開発については、安全、燃料、構造・材料、炉物理、プラント機器及びシステム等の種々の分野で進められている。
沢井 定; 安川 茂; 篠田 度
JAERI 1151, 10 Pages, 1968/06
重水減速動力炉については、1963年以来,日本原子力研究所で主に研究されてきたが、昨年,日本で開発すべき新型転換炉の炉型として沸騰軽水冷却型が選ばれた。この決定に基づき、日本原子力研究所で上記原子炉に関する炉の特性が研究され、次いで5グループにより概念設計が行なわれたが、これは、その研究や設計結果についての報告である。この原子炉の設計研究によると、天然ウランのみの供給を前提とした場合、燃料費や発電費の観点から,Puセルフサステイニングサイクルが良いといえ、これを採ることに決定した。このサイクルは実質濃縮燃料サイクルなので、炉心設計に自由度があり、また自己の使用済燃料から出るPuを触媒として、天然ウランから約15,000MWD/Tの燃焼度が得られるという特徴をもっている。さらに、この型の原子炉の安定性や安全性に大きな影響があるボイド係数は、Puを装荷すると大きな問題ではなくなる。ただPuセルフサステイニングサイクルの場合、初期炉心にウランを用いると正のボイド係数の問題が起るが、これはSGHWのように炉内にインターラティス管を設けることにより相当程度解釈される。
沢井 定; 上野 三安
JAERI 1153, 18 Pages, 1968/01
JRR-2使用済燃料貯蔵施設はその使用を開始してから7年以上経過したが、その間いろいろな問題点やトラブルを経験してきた。我々はそれらの解決に努力を払い、現在ではこれらの多くが解決されている。ここでは我々の使用済燃料貯蔵施設の概況と経験を報告し、特に、プールライニング,使用済燃料貯蔵架台,ハンドラーなどで起った問題点やトラブル、そして水処理の実験などを合わせ記してある。
沢井 定; 田所 啓弘; 瀬谷 東光
JAERI 1145, 16 Pages, 1967/09
重水減速炭酸ガス冷却炉の炉心熱特性を明らかにするため、種々の調査研究をおこない、おおよそ次の諸点を明らかにした。(a)平滑な被覆管燃料の場合、冷却材圧力は約60kg/cm
以上が考慮される。(b)送風機動力の観点から、冷却材炉内温度上昇は約250
C以上必要である。(c)設計された炉心型状の妥当性の検討や考慮の対象となる設計パラメータの範囲が確かめられた。
沢井 定; 志知 大策
JAERI 4039, 29 Pages, 1967/03
使用済み燃料の輸送問題についての最近の傾向を展望し、同輸送容器の設計上、製作上の問題点を紹介した。あわせて、この調査にあたって収集した約400の内外の文献を、その主題別に分け、年代別順に掲載した。なお、本文献にはここ数年間これらの問題点に関してなされた国際原子力機関や多くの国の開発を考えて、主に1959年以降の文献を選択した。
沢井 定
日本機械学会誌, 69(571), p.1047 - 1053, 1966/00
原子力発電所がつぎつぎに建設されか動するに従い、これらの原子炉からでてくる使用済燃料を輸送する問題は、その再処理とともに各国で重要視されるようになり、自国内はもちろん国際間で円滑に使用済燃料の輸送が行なえるよう、規則や輸送容器の設計基準および製作された輸送容器の完全性や安全性を証明する評価試験法を統一的に定めることが要望されるようになった。
沢井 定
原子力工業, 11(6), p.49 - 55, 1965/00
JRR-2使用済燃料貯蔵プールはその使用を開始してからすでに4年以上(使用済燃料を貯蔵してから3年あまり)経過しているが、貯蔵された使用済燃料は幸い問題らしい問題も起さず今日に至っている。
沢井 定
日本原子力学会誌, 7(3), p.167 - 168, 1965/00
近い将来必要エネルギーの多くを原子力に求めることはもはや疑いのない現在、使用済み燃料の輸送はそれの貯蔵や再処理とともに皆の関心を集めるようになり、最近わが国においてもこの問題について原子力産業会議が検討会をもったり、あるいはJRR-2使用済み燃料のアメリカ送還や東海発電炉燃料の再処理に関連して世の中にクロ-ズアップされてきた。この使用済み燃料の輸送を規制する法規は日本ではまだ制定されてないが、これに関し世界の情況はどのようになっているか、またこの輸送問題で重要な輸送容器について設計するという観点から問題点を少し拾ってみたい。
神原 豊三; 宇野 英郎; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 高柳 弘; 藤村 勤; 森田 守人; 市原 正弘; et al.
JAERI 1045, 11 Pages, 1963/03
この報告書はJRR-2の第1次出力上昇試験後、設計出力10MWの出力上昇までの1つのステップとしての3MW,第2次出力上昇試験について記したものである。試験は昭和36年11月15日から開始され、11月29日に3MWに到達し、3MWでの連続運転を行って12月16日終了した。
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。
神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; 柚原 俊一; et al.
JAERI 1023, 120 Pages, 1962/09
JRR-2原子炉は、1956年11月米国AMF社と契約を結び、1958年4月より建設工事に着手した。建設工事期間には、ほかの報告に見られるように、種々の問題があり、据付組立が完了したのは1959年12月末であった。その後引続き、制御系,冷却系の機能試験が行われた。これはそれらの試験の報告である。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.
JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08
この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 坂田 肇; 沢井 定; 金子 稔; 遠藤 雄三; 北原 種道; 小山田 六郎; 岩下 昶; 笠原 佑倖
JAERI 1018, 12 Pages, 1962/07
JRR-2建屋のうち気密を要する部分、すなわち鉄板で覆われた炉室並びに炉室と外界との連絡にあたる一般用エアロック室について行った気密・漏洩試験の結果を述べたものである。漏洩試験は圧力降下法及びフローテスト法によった。
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/cmsec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。
沢井 定
JAERI 1022, 11 Pages, 1962/02
本報告はJRR-2に設置された冷却塔の性能試験結果である。本試験は使用者の観点より、設計条件で規準熱量(約11MW)が除去できるかいなかの判定に主眼を置いた。しかし、冷却塔の試験を設計条件で行うことは一年中で気温,運転条件により水温も変化するので、非常に困難である。したがって、冷却塔の機能について考察を加え、また冷却塔の性能に影響を及ぼす因子については今までの文献を参照して、次のような試験方法をとった。すなわち、冷却塔内の水量,空気流量を設計条件にして「冷却塔の移動単位数」を実測し、これと、設計条件における「冷却塔の移動単位数」を比較して機能の判定を行った。なお、冷却塔の効率に関係ある
の測定結果も並記した。
