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市川 正一; 芳賀 広行; 菊川 清秀*; 深作 博信*; 黒澤 洋一*; 勝山 幸三; 前田 宏治; 永峯 剛
JAEA-Technology 2011-020, 32 Pages, 2011/07
JAEA-Technology-2011-020.pdf:6.56MB
高速実験炉「常陽」で照射された炉心燃料集合体の解体手法の高度化を図った。この解体手法の高度化により、燃料ピン下部端栓を切断せずに照射済み炉心燃料集合体から燃料ピンを取り出すことが可能になった。炉心燃料集合体を解体した後、取り出した燃料ピンを選定し、照射リグに組み込むことで再び「常陽」で照射することも可能となった。これにより高燃焼燃料及び高中性子照射材料に関する照射データを得る可能性を得た。
清水 義雄; 由利 明哉; 深作 泰宏*; 野尻 一郎; 松本 忠邦
PNC TN1410 96-074, 242 Pages, 1996/11
プルトニウム取扱施設の臨界安全管理に関する研究の一環として、MOX取扱施設の設計、建設、運転等の臨界管理に役立てることを目的として、臨界管理に関する事業団の経験と最新の知見を反映させ、「MOX取扱施設臨界安全ガイドブック」を作成した。本ガイドブックは、本文編、データ編で構成されている。本文編では、臨界安全の基本事項として用語、法令、指針などを説明した後、MOX取扱施設の具体的な例を引用しつつ、臨界安全設計、臨界管理の方法等について示し、最後にMOX均質系及びPuO2均質系の臨界安全データの概要を記載している。データ編では、本ガイドブックの臨界安全データの計算に使用したSCALE-4コードシステムによる計算の方法、データの計算条件及び計算結果を掲載している。データ編に掲載した計算結果は、MOX均質系及びPuO2均質系で構成されている。また、付録として、SCALE-4コードシステムの概要、SCALE-4コードシステムの検証のためのベンチマーク計算について記載している。
野尻 一郎; 深作 泰宏*; 清水 義雄; 成田 脩
PNC TN8410 94-211, 68 Pages, 1994/06
核燃料サイクル施設の安全解析のために米国オークリッジ国立研究所で開発された計算コードシステムSCALEの最新版であるSCALE-4.2についてSun SP ARC-2 UNIXワークステーション(以下SunEWSという)への導入・整備を実施した。SCALE-4.2は、IBMRS/6000 UNIXワークステーション(以下IBMEWSという)をベースに開発されているため、SunEWSとはオペレーティング・システム(OS)、Fortran及びCコンパイラのバージョン等のシステム環境が異なるため、SunEWSに対応したオリジナルのソースプログラムの修正やスクリプトファイル(PCでのバッチファイル、メインフレームでのJCLに相当するファイルをいう)の修正を行った。またSunEWSによりサンプル計算を行い、システムに添付されているIBMEWSによる計算結果と比較し、SunEWS上でSCALE-4.2が正常に動作することを確認した。
Cr-1Mo鋼の材料性能の現状古平 恒夫; 奥 達雄; 鈴木 雅秀; 深作 清
JAERI-M 85-170, 36 Pages, 1985/10
本報告書は、多目的高温ガス実験炉(VHTR)の最も重要な耐圧構造コンポーネントである原子炉圧力容器(第1種容器)への2 1/4Cr-1Mo鋼の適用に関して、現状と課題をまとめたものである。すなわち、設計及び運転等の条件をベースに、要求される特性、それを基にした材料選定の考え方、材料の製造仕様、そしてこの仕様に基づいて製造した材料の性能と経年劣化を考慮した圧力容器の健全性評価検討例を述べ、高純度低SiのNT材(JIS SCMV4-2,ASTM A387 Grade22,cl.2)の採用の妥当性が示されている。
清水 義雄; 野尻 一郎; 深作 泰宏*
ANS Annual Meeting, ,
MOX施設の臨界安全解析への計算コードの適用性を把握するため、CSAS25とMCNP4を用いたMOX均質系の臨界ベンチマーク計算を実施した。ベンチマーク計算の結果から、各計算コードの推定臨界増倍率及び推定安全データをCSAS4を用いて計算し、反射条件等がMOX質量に与える影響を把握した。