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川村 奨; 菊地 将宣; 細谷 俊明
JAEA-Technology 2021-041, 103 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-041.pdf:8.7MB
JRR-3原子炉施設は、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準を受け、新たに基準地震動を策定し平成30年11月に設置変更許可を取得した。その後、新たに策定された基準地震動を用いて本原子炉施設に設置されている制御棒について地震時の挿入性評価を実施し、その評価結果について令和2年10月及び令和3年1月に設計及び工事の計画の認可を取得した。本報告書は、設計及び工事の計画の認可を受けた制御棒の挿入性のうち、中性子吸収体及びフォロワ型燃料要素の地震時の挿入性について新たに時刻歴応答解析を実施し、その挿入性が既認可の評価に比べ十分な余裕を有することを確認した結果を示すものである。
菊地 将宣; 川村 奨; 細谷 俊明
JAEA-Technology 2021-040, 86 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-040.pdf:3.26MB
JRR-3原子炉施設では、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準を受け、新規制基準適合性確認のため新たに基準地震動を策定し、当該地震動を用いて本原子炉施設に設置されている設備、機器、構築物の耐震評価を実施した。本報告書は、耐震評価を実施した設備、機器、構築物のうち、時刻歴応答解析で耐震裕度の厳しい結果が得られた制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管について、より詳細な評価手法である疲労評価を採用し、評価した結果を示すものである。評価の結果、制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管は十分な耐震裕度を有していることを確認した。
長尾 美春; 細谷 俊明; 金子 義彦*
日本原子力学会和文論文誌, 1(2), p.153 - 163, 2002/06
原子炉の大きな正の反応度の決定には、燃料追加法,中性子吸収置換法等の方法が広く用いられている。しかし、これらの全ての測定方法は、超過倍率が15%
kを越える領域に入ると20%程度の系統誤差を生じる可能性が指摘され、この問題を克服する「修正法」についての基本的考え方が提案された。この「修正法」は、現実の炉心において測定される実効増倍率の増分を計算により超臨界が許される仮想の炉心に対する値に転換するものである。本論文では、この「修正法」が大型の試験炉・研究炉に対して実際に適用可能であり、精度良く超過倍率を決定しうることを、JMTRC及びJMTRにおける燃料追加法実験データをモンテカルロコードMCNP4Aによる全炉心計算をもとに理論的に解析することによって明らかにした。
細谷 俊明; 加藤 友章; 村山 洋二
no journal, ,
In JRR-3, control rod worth (CR worth) has been measured in an annual periodical inspection by inverse kinetics method. The CR worth is used for prediction of excess reactivity and estimation of control rod position at reactor start-up. The CR worth would change noticeably when the fuel the burn-up distribution in the core changes with the fuel exchange. We have investigated the influence of the fuel burn-up on the CR worth. It was made clear through the investigation that the CR worth is affected by relation between follower fuel burn-up and the local burn-up around the control rod.
細谷 俊明; 山口 淳史; 加藤 友章; 寺門 義文
no journal, ,
現在、NTD(Neutron Transmutation Doping:中性子核変換ドーピング)の技術開発において低コスト化及び量産化を図るために、JRR-3の重水タンクを改造して、大口径(12インチ)Si半導体照射設備を設置することを検討している。大口径照射筒は、他の利用設備への影響を考慮して2か所に配置する。重水タンクの改造は核特性に影響を及ぼすため、現状の原子炉設置変更許可申請に記載されている核的制限値等を満足する設計が不可欠となる。本発表では汎用核計算コードSRAC2006を用いて過剰反応度,炉停止余裕、及び出力ピーキングファクタ等の核特性解析を行い、制限値及び管理値を十分満足するものであることを確認した。
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。
岩浅 正浩; 細谷 俊明; 荒木 正明
no journal, ,
2011年に発生した東日本大震災と福島第一原子力発電所での事故の反省を踏まえて、原子力規制委員会により、原子炉施設に係わる新たな規制基準が施行された。新規性基準では出力に応じた規制要求が定められ、JRR-3が分類されている高中出力試験研究炉においては、多量の放射性物質を放出する事故の拡大防止などが新たに要求に追加された。上記の要求事項への適合性を示すため、JRR-3では事故の事象の選定と対策の検討を行った。事故の想定として、基本的な安全機能(停止機能,冷却機能,閉じ込め機能)が、設計基準事象の想定を超えて喪失した場合(以下、「BDBA」という)を考慮する。JRR-3の緊急停止機能は、6本の制御棒の自然落下及び中性子反射材である重水のダンプである。BDBAの想定の一つである停止機能の喪失においては、想定を超えた地震動によって、制御棒及び重水をダンプする電磁弁の多重故障を考慮している。このような事故の対策として、上記2つの停止機能とは別に、ホウ酸を水に溶かした状態で炉頂部から炉心へ投入することで原子炉停止を図る。これはホウ素の中性子吸収効果を利用するものである。本検討では、原子炉停止に必要なホウ酸の投入量の算出及びその実行性を検証した。評価においては、モンテカルロ計算コードであるMVP(以下、「MVP」という。)を用いた。
木場 知将; 細谷 俊明; 堀口 洋徳
no journal, ,
JRR-3では反射体にベリリウムを採用している。同様にベリリウム反射体を採用している海外の大型研究炉において、高速中性子の照射影響により熱中性子断面積の大きいHe-3がベリリウム中に蓄積されることにより、長期停止した場合に過剰反応度が低下することが報告されている。このことからJRR-3では約10年ぶりの運転再開に際し、He-3等の可燃性毒物の蓄積による反応度への影響評価を行った。さらに、長期停止後の初臨界においては臨界近接実験による臨界制御棒位置の確認、及び過剰反応度の測定を実施した。
