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石川 敬二; 石井 愛典; 黒須 勝也; 相馬 丞; 福沢 義晴
PNC TN1440 96-004, 61 Pages, 1996/04
本資料は、動燃の安全研究課題の目的及び位置付けと反映先をより明確にし、もって安全研究の合目的的かつ効率的な推進に資することを目的として作成した原子力安全に係る安全研究課題の構成要素の体系図である。本体系図は、原子力施設の安全確保、環境放射能、放射性廃棄物処分の安全確保の3体系で構成されるとともに、原子力施設については動力炉と核燃料施設に関して共通的な考え方で研究課題要素が展開できるように工夫して体系化されている。さらに本体系図には原子力安全に係る安全研究課題要素の全体を概観できるように、動燃以外で実施可能な課題要素も組み入れられている。加えて、本体系図は、必要性の観点から合目的的な関連付けが可能となるように安全研究課題の構成要素の細分化が図られている。本体系図を基に、本体系図中に示された要素で構成される具体的な個々の安全研究課題がその目的及び位置付けと反映先について明確にされ、緊急性の観点も考慮された上で優先度に基づき実施されていくことが期待される。本体系図は、平成6年9月に「安全研究基本計画」(平成8年度
平成12年度)の課題策定に当たり、研究課題抽出の参考とするため提案したものである。また、一部は、原子力安全委員会の「安全研究年次計画」(平成8年度平成12年度)の策定時にも活用され、その際の検討を踏まえて、安全研究委員会分科会において、一部見直しを行った。なお、新型転換炉の実証炉計画が中止されたこと(平成7年8月25日、原子力委員会決定)に伴い、ATR施設の体系図については、大幅な見直しを行った。また、高速増殖炉分野については、今後「もんじゅ」2次系のナトリウム漏洩事故を踏まえた見直しを行うものとする。
山本 寿*; 関口 善之*; 三田 敏男*; 池上 哲雄*; 妹尾 誠*; 石井 愛典*
PNC TN941 80-58, 85 Pages, 1980/04
臨界試験高速実験炉「常陽」は昭和52年4月24日初臨界を達成した後,初期炉心を構成するために必要なデータを得るための下記の臨界試験を行った。1)調整棒N-2について,ペリオド法及び未臨界法を用いて全ストロークの反応度曲線を求めた。2)冷却材ナトリウム温度,170
から250の範囲の等温反応度係数を測定した。3)炉心周辺の燃料1体の持っ反応度価値を測定した。上記の他に中性子源効果等の臨界測定に関する基礎的な試験を行った。上記の結果はいずれも設計計算値と良く一致し,これらをもとに,初期炉心に必要な追加すべき燃料本数を6本と決定した。初期炉心構成初期炉心への炉心燃料装荷は3ステップに分けて行ない,それぞれのステップで炉心の余剰反応度を確認して,最終段階に於いて炉心燃料本数70本の,50MW定格出力上昇のための初期炉心を構成した。本炉心の持つ余剰反応度は250に於いて2.2%
K/Kで,設計通りの性能を持つものと予想される。
山本 寿*; 石井 愛典*; 野本 昭二*; 関口 善之*; 原 忠*; 坂田 肇*
PNC TN941 80-04, 221 Pages, 1980/01
高速実験炉「常陽」の臨界近接試験は昭和52年3月16日より開始された。炉心は,総合機能試験の初期の段階で55本のダミー燃料,203本のブランケット燃料,48本の反射体が装荷された。中性子源はアンチモン-ベリリウム型で予想された臨界炉心の境界に装荷された。中性子源強度は約10
10n/secであった。中性子計測用の予備チャンネルは3系統用意され,これらの計測系はミニコンに入力され,タイプライタ及びカラーディスプレイに自動的に表示できるようプログラムされた。臨界近接は中心のダミー燃料(最終段階では1部のブランケット)と炉心燃料と置換することによって行われ,燃料装荷は15ステップにわけて実施された。燃料装荷にあたっては逆増倍曲線より推定される燃料装荷本数の1/2を装荷する「1/2クライテリア」が適用された。臨界近接の過程で,炉内燃料貯蔵ラックに一時貯蔵される燃料の中性子増倍により,中性子計測か大きな影響を受けたが,実測されたラック内燃料効果を用いて補正することにより,良好な逆増倍曲線が得られた。初臨界は4月24日に達成され,最小臨界本数は64本であった。予測された臨界本数は61+-5であり,試験結果との一致は良好であった。
山本 寿*; 関口 善之*; 石井 愛典*; 鈴木 惣十*; 川島 正俊*; 斉藤 宜弘*; 大西 恒二*
PNC TN941 79-112, 156 Pages, 1979/07
高速実験炉「常陽」の低出力性能試験のうち核出力較正試験と小型核分裂計数管による炉心中心軸上の出力分布試験の結果について述べる。▲原子炉出力は,予め較正されたPu239の小型核分裂計数偶を炉内に挿入し,得られた計数率と,計算によって得られた反応率との対応から求められた。起動系については,計数率と炉出力の関係を求め,中間系は指示計の値と原子炉出力が一致するように調整された。▲本試験の主な結果は次の通りである。▲1)起動系ch1,ch2の計数率と原子炉出力の関係は,0.1kWから10kWの範囲で直線的であることが確認された。▲2)中間系と起動系は,炉出力1kWから10kWの範囲でオーバーラップしており,この区間では中間系の指示値と炉出力の関係は直線的である。▲3)中心軸上の反応率は,Pu239Pu240,U235,U238,Th232の(n,f)反応が小型核分裂計数管によって測定された。軸方向分布の測定値から得られた軸方向ピーキング係数は1.19であり,設計値と一致した。▲4)―次冷却材の温度変化による起動系の計数率は,一次冷却材の温度が100上昇すると,約8%増加する。▲5)燃料貯蔵ラック内の燃料は,起動系の計数率に影響を与える。起動系と炉中心を結ぶ線上のラック内に炉心燃料が一本装荷されると,計数率は約25%増加する。▲その他の核特性として,6)等温係数は一3.6510-3%K/K/(190250)であった。▲7)炉中心において,燃料と試験用特殊燃料集合体の置換反応度は一0.085%K/Kであった。▲
山本 寿*; 妹尾 誠*; 関口 喜之*; 古平 清*; 三田 敏男*; 石井 愛典*; 広瀬 正史*
PNC TN908 78-04, 315 Pages, 1976/12
「常陽」の性能試験はプラントの諸機器の据付後に行われた総合機能試験に引き続いて行われ,臨界試験,低出力試験および出力上昇試験の3段階にわたって炉心及びプラントの性能を確認し,原子炉が定格出力に於いて安全かつ十分な運転性能をもつことを実証するものである。臨界試験に於いては,炉心燃料の装荷から始まる臨界近接試験と出力上昇のための余剰反応度を持つ初期炉心の構成までを含む。引き続いて行なわれる低出力試験に於いては,制御棒特性,出力較正,反応率分布,および反応度係数等の炉物理試験の外に,炉心流量分布測定,炉雑音試験等についても試験を行ない,さらに炉心まわりについて遮蔽性能についても試験する。出力上昇試験に於いては,原子炉出力の各段階に於いて,プラントの核的・熱的特性,放射線遮蔽特性について測定し,またプラントの小外乱に対する安定性試験,あるいは炉雑音,パイルオシレータ試験を行ない,またポンプトリップ・電源喪失等の異常時の過渡特性についても試験を行ない,原子炉が安全に停止するための崩壊熱除去試験も行なう。本試験計画資料は,その計画段階に於いて,動燃事業団FBR開発本部の「性能試験専門委員会」で技術的検討が行なわれたもので,関連する試験項目毎にまとめられたものを集大成したものである。
黒須 勝也; 石井 愛典
日本原子力学会「システム安全工学実験設備」研究専門委員会報告書, ,
安全研究年次計画(平成8-12年度)もとづき,原研,動燃,その他機関が実施する安全研究の概要と試験に使用する施設をまとめた。動燃が実施している安全工学研究[(1)臨界,しゃへい(2)火災,爆発(3)PSA(4)静的安全性]のうち,グローブボックスの火災及び新溶媒の発熱反応について,試験装置と成果の概要を,公開文献にもとづき,まとめた。
