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綿引 政俊; 赤井 昌紀; 中井 宏二; 家村 圭輔; 吉野 正則*; 平野 宏志*; 北村 哲浩; 鈴木 一敬
日本原子力学会和文論文誌, 11(1), p.101 - 109, 2012/02
プルトニウムの燃料設計技術開発や製造技術開発に用いられたグローブボックス等の設備を更新等のため解体撤去する場合には、設備をビニール状のシートで構成したグリーンハウスで覆い、その中で空気供給式防護具を装着した作業者が解体工具を用いて解体することになる。プルトニウム燃料技術開発センターでは、これまでさまざまなGBの解体撤去作業を実施してきており、その過程で多くの知見を蓄積してきた。そしてこれらの実績等から、以降にGB等を解体実施する際には、それまでの課題を摘出し、解体撤去作業時の安全対策等の改良、改善を常に行ってきた。本技術資料では、グリーンハウス方式によるグローブボックス解体撤去工法について取り組んできた改良、改善について報告する。
lattices中島 健; 赤井 昌紀
Nuclear Technology, 113, p.375 - 379, 1996/03
被引用回数：5 パーセンタイル：45.11(Nuclear Science & Technology)種々の中性子スペクトル場における核計算手法の精度を調べるために、4種類の軽水減速UO燃料格子の修正転換比(MCR:
U捕獲反応率の全核分裂率に対する比)を測定した。本測定では、軽水臨界実験装置TCAで照射した燃料棒内に蓄積した
Npと
Ceの
線スペクトルを非破壊的に測定し、U捕獲と全核分裂の相対反応率を求める。測定した格子の減速材対燃料体積比(Vm/Vf)は1.50(減速不足)から3.00(減速過剰)の範囲である。測定したMCRは、0.477
0.014(Vm/Vf=1.50)、0.4340.013(1.83)、0.3830.011(2.48)及び0.3560.011(3.00)であった。JENDL-3ライブラリを用いたモンテカルロ計算は、稠密UO格子と同様にMCRの増加に伴い過大評価する傾向を示してはいるが、全ての炉心に対して実験値と良く一致した。
中島 健; 赤井 昌紀; 須崎 武則
Nuclear Science and Engineering, 119, p.175 - 181, 1995/00
被引用回数：6 パーセンタイル：54.93(Nuclear Science & Technology)軽水減速のウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料格子における修正転換比(MCR(Modified Conversion Ratio):全核分裂率に対するU捕獲反応率の比)の測定をプルトニウム富化度の異なる4種類の格子に対して行った。本測定では、軽水臨界実験装置TCAを用いて照射した燃料棒中に生成したNpと核分裂生成物の線スペクトルの非破壊測定により、U捕獲と全核分裂の相対反応率を求めた。2つの異なる核分裂生成物の測定結果から求めた核分裂率は良く一致しており、また、MCRの測定値は全炉心モデルを用いたモンテカルロ計算の結果と良い一致を示した。このことより、非破壊的な本測定手法はMOX燃料のMCR測定に適用可能であるといえる。
U captures to 
U fission in low-enriched UO tight lattices中島 健; 赤井 昌紀; 山本 俊弘; 橋本 政男; 須崎 武則
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(11), p.1160 - 1170, 1994/11
被引用回数：7 パーセンタイル：56.56(Nuclear Science & Technology)U-235核分裂率に対するU-238捕獲反応率比(C8/F5)を4種類の稠密格子炉心1.42S,1.00S,0.75S及び0.56Sにおいて測定した。炉心は中央部に稠密格子のテスト領域を有し、周りを通常の格子のドライバ領域が囲んでいる。テスト領域の減速材対燃料体積比はそれぞれ1.420,1.000,0.750,0.564である。測定はウラン金属泊をテスト領域中心にある燃料棒内に設置して行われた。また、1.42S炉心と0.56S炉心では、C8とF5の燃料棒内半径方向の相対反応率分布の測定も行った。測定値に対する計算を連続エネルギーモンテカルロコードVIMとJENDL-2ライブラリ及びSRACコードシステムとJENDL-2,JENDL-3ライブラリにより行った。C8/F5の計算値は実験値を過大評価しており、その差は稠密になるとともに大きくなっている。反応率とその分布の計算値を実験値と比較した結果、ウラン238の共鳴捕獲断面積が過大評価されている可能性が示された。
rods三好 慶典; 中島 健; 赤井 昌紀; 小林 岩夫; 青木 繁明*; 原田 正之*; 本藤 千博*; 出口 一郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(4), p.335 - 348, 1994/04
被引用回数：1 パーセンタイル：17.88(Nuclear Science & Technology)使用済燃料の高密度貯蔵に関する研究の一環として、板状中性子吸収体であるボロン入りステンレス板(B-SUS)板の反応度効果をTCAを用いて測定した。実験では、使用済燃料貯蔵プールの燃料集合体の配列を模擬した体系を構成し、炉心配列(単一、二領域炉心の形状及び面間距離)、水対燃料体積比、及びB-SUS板の条件を変化させて、臨界水位法によりB-SUS板の系統的な反応度特性を調べた。B-SUS板の主要なパラメータは、ボロン含有率厚さ及び炉心燃料領域との相対位置である。中性子吸収体を含む臨界実験に対するベンチマーク計算を本実験で得られたデータを対象に行い、我国の臨界安全解析コードの精度評価を行った。本報は、上記の実験・解析の主要な結果を発表するものであり、三菱重工業(株)からの受託研究として実施した。
cores中島 健; 赤井 昌紀; 須崎 武則
Nuclear Science and Engineering, 116, p.138 - 146, 1994/00
被引用回数：16 パーセンタイル：78.48(Nuclear Science & Technology)修正転換比は、U-238捕獲反応率の全核分裂反応率に対する比として定義される。2種類の水減速UO炉心である1.42S(標準)炉心と0.56S(稠密格子)炉心において、この比を測定するために照射燃料のガンマ線スペクトロメトリを行った。2つの炉心の水対減速材体積比は各々1.420及び0.564である。本方法では放射化箔を用いないため、箔によって生じる中性子自己遮蔽や中性子束歪みの補正は不要となる。代わりに燃料棒によるガンマ線自己遮蔽効果のみを補正すれば良い。本方法で測定された修正転換比は、1.42S炉心で0.457,0.56S炉心では0.724であった。実験誤差は3%以内と評価された。連続エネルギーモンテカルロコードVIMとJENDL-2ライブラリによる解析は、稠密格子である0.56S炉心に対して実験値を約6%過大評価した。
-HO lattices三好 慶典; 板垣 正文; 赤井 昌紀; 広瀬 秀幸; 橋本 政男
Nuclear Technology, 103, p.380 - 391, 1993/09
被引用回数：3 パーセンタイル：38.1(Nuclear Science & Technology)原研の軽水臨界実験装置(TCA)を用いて、正多角形の水平断面をもつ炉心を構成し、幾何学的バックリングの統一的な表式を実験的に求めた。実験では、2.6w/o濃縮のUO燃料棒の三角格子配列から成る模擬炉心(正六角形・正三角形)において、臨界量及び中性子束・出力分布の測定を行った。燃料格子の臨界(材料)バックリングと各炉心の臨界水位を用いて、正六角形、正方形及び正三角形炉心の水平方向バックリングは、水平方向の反射体節約を含む有効燃料領域の外接円半径をR
としてBg
=(a
/R
)の形で与えられることが判った。(a=2.66(正六角形),3.14(正方形),4.13(正三角形))。尚、本報告では、反射体付炉心による測定データから等価な裸の炉心体系のバックリングを評価する手法についても考察を加えている。
仲井 悟; 小野島 貴光; 赤井 昌紀; 軍司 稔; 山本 晋平; 磯崎 正
Technical committee meeting on "Sodium removal and disposal from LMFR's in normal operation and in, ,
50MW蒸気発生器試験施設は,もんじゅの冷却系を1/5の交換熱量で模擬し,もんじゅ用大型蒸気発生器及び冷却系の特性についての試験を行ってきた。もんじゅの試験を終了し,大型熱流動試験施設への機器の再利用に向けて解体・ナトリウム洗浄を進めている。大気中の蒸気洗浄,不活性ガス中での蒸気洗浄,ナトリウム燃焼処理,アルコール洗浄等を用いて蒸気発生器,中間熱交換器,空気冷却器,ナトリウムポンプ等の各種大型機器のナトリウム洗浄及び解体を行っている。
