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野本 昭二*; 島田 隆*
PNC TN244 84-04, 87 Pages, 1984/07
本資料は,FBR研究開発の現状(原型炉「もんじゅ」へ全力投球している現実と内外とも流動的な実証炉研究開発という将来問題)を踏まえ,今後の研究開発の進め方を産業化,技術移転の問題も含め,動燃の在るべき将来像に照しながら再考すべき時期にあるとの認識の下に取り纏めたものである。本資料の前半に研究開発の進め方が,後半に大洗4部の経緯,現状,主な成果,当面の課題,将来計画等が取り纏められている。なお,本資料の一部は昭和59年7月3日に開催された社内拡大幹部会において「FBR研究開発の現状と当面の課題」というテーマで報告されている。
野本 昭二*; 福田 達*; 谷山 洋*; 奈良 義彦*; 朝倉 文雄*
PNC TN941 82-217, 48 Pages, 1982/10
1981年6月7日から10日までの4日間、米国フロリダ州マイアミで米国原子力学会(ANS)の年会が開催され、そこに招待論文として発表した内容をまとめたものである。この招待論文の案内では、各国の高速炉の運転経験をループ型対タンク型を運転者の立場からみるという注文がついていた。そこで筆者らは、「常陽」の臨界以降の運転経験の中からその議論に関係するトピクスをぬき出すとともに、運転経験の成果を要約して紹介した。本報告書では、その年会の予稿集に掲載された当論文と口頭発表に使用したスライドの写し及びその説明をまとめて報告する。なお、上記口頭発表を一部修正したものを、同年8月28日米国ACRSメンバーとの打合せに発表したので、それも合せて記載してある。
飯田 正美*; 澤井 定*; 野本 昭二*
PNC TN341 83-25, 17 Pages, 1982/09
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井上 達也*; 榎本 俊彦*; 平田 豊*; 伊藤 忠弘*; 福田 達*; 朝倉 文雄*; 野本 昭二*
PNC TN943 80-01, 70 Pages, 1980/03
高速実験炉「常陽」原子炉格納容器の気密保持機能確認を目的とし,昭和54年12月,原子炉格納容器の全体漏洩率試験を実施した。試験は高速実験炉「常陽」の定期点検の一環とし,昭和53年2月に実施したナトリウム注入後第1回試験に引続き,第2回試験として第1回試験と同一の方法にて実施した。試験の結果,全体漏洩率(みかけの漏洩率)は絶対圧力法にて0.034+-0.021%/day,基準容器法にて0.039+-0.006%/dayであり,第1回試験で測定された漏洩率(それぞれ,0.036+-0.011%/day,0.036+-0.008%/day)とほぼ等しく,誤差並びにナトリウム冷却型炉として特殊な試験状態を採用したことに伴う補正漏洩率を加えた結果も基準値1.90%/day以下であって,原子炉格納容器の気密保持機能は維持されていることが確認された。第1回試験並びに第2回試験の結果により,ナトリウム冷却型炉固有の,冷却材を溶融循環させた状態での試験並びにそれに伴う漏洩率の評価法に問題はなく,以後の試験も,ナトリウム冷却型炉の全体漏洩率試験として支障なく実施出来るものと考えられる。
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。
溝尾 宣辰; 白方 敬章; 野本 昭二; 安野 武彦; 弘田 実彌; 小西 俊雄*
JAERI-M 7886, 39 Pages, 1978/10
V-1集合休は高速実験炉「常陽」のモックアップのためにくまれた炉心である。この炉心の非均質効果を調べるためにBunching実験を行った。炉心の一部分の領域のBunching実験値より、それらの単純な算術和によって炉心全体のBunching効果を推定して、Bunching領域の大きさと炉心全体のBunching効果の推定値との関係を実験的に調べた。すなわち、円筒型炉心の動径上の数点において、抽出し全体をBunchingして、Bunching効果のr-dependenceを測定し(十字形実験)、炉心中心抽出しの1packづつをBunchingしてz-dependenceを測定した(Single Pack Bunching実験)。さらに、炉心内中性子の輸送についての異方性を考慮して、X-Y-Zの直交座標系の軸上数packをBunchingして、各軸上におけるBunching効果の空間依存性を調べ(Zone Bunching実験)、最後に炉心全体のBunchingを行った(Bulk Bunching実験)。
平川 直弘; 向山 武彦; 白方 敬章; 野本 昭二; 弘田 実彌; 松田 義明*; 小西 俊雄*
JAERI-M 7882, 47 Pages, 1978/10
FCA V-1集合体は昭和45年2月28日に臨界に達した。この集合休はFCAでJOYOのモックアップとして実施を予定されている一連の集合休のうち、最初の物理モックアップ集合体である。この集合体の組成はFCAの手持ちの燃料、模擬物質によって炉心中心のスペクトルが、JOYOのスペクトルになるべく近くなるよう定められた。実験に際しては、これがFCAにおける最初のPu装荷炉心であるため、自発核分裂効果、
崩壊に伴う発熱の効果等の影響に対して注意が払われた。臨界後中性子源孔をなくしたV-1-B集合体において、一連の補正実験が行われ、臨界量がPu
64.7+-0.3kgおよびU
118.2+-0.6kgと決定された。この値は1次元及び2次元の拡散計算と比較され、ABBNセットを用いた場合には実験値より9%小さい臨界量を与え、JAERI-FASTを用いた場合には6%大きい臨界量を与えた。S
法によるとABBNセットの計算値は拡散計算より1.8%小さくなった。
野本 昭二
日本原子力学会「夏の炉物理学校」テキスト, p.49 - 59, 1972/00
現在の高速炉物理に関する研究の黒点は臨界実験によって得られた積分結果と計算結果を比較検討して不一致の原因を系統的に調べ,不確定性因子をつきとめて用いた断面積及び計算方法を修正改善し,計算精度を上げることに絞られてきている。
野本 昭二*; 小杉 久夫*; 谷山 洋*; 吉田 恭二郎*; 小林 一*; 寺垣 鉄雄*; 前田 晴彦*
PNC TN241 71-31, 123 Pages, 1971/06
東海村に建設された東京大学高速中性子源炉「弥生」の臨界試験にあたって,臨界試験の研修を日的として,FBR開発本部のメンバーが同試験に参加した。本報告書は,この臨界試験の研修内容に関するものである。本文においては,研修日程,及び 研修業務の概要をのべ,研修内容の詳細は添付資料にまとめた。又,研修期間中に動燃メンバーの作成した資料,及び同期間に入手した東大側作成資料も,参考資料として添付した。短い研修期間ではあったが,多くの関係者の御指導と御配慮により,貴重な成果をうることが できた。本報告書の内容は,研修メンバー全員の努力の結果であるが,報告書としてのとりまとめは,福田が担当した。
野本 昭二; 飯島 勉
日本原子力学会誌, 13(10), p.582 - 597, 1971/00
現在,高速炉は実用化の段階を迎え,可能性(EBR-I)と技術の立証(DFR,EBR-II)の段階をすでに離れて経済性と安全性を保証する原型炉(PFR,PHENIX,もんじゅ)の建設に踏み切っているのが現状である。前者の特徴が「ウラン高濃縮金属燃料小型炉心実験炉」であり高増雌性に固執していたのに対して,後者は「Pu-
U希釈セラミック燃料大型発電炉」というPu利用と経済性と安全性を保証する炉であることによって特徴づけられる。したがって,燃焼経済特性および安全捺注の予測精度を高めることが必要であり,このため炉物理的にも解決すべき異種の問題点が新たに生じて来た。
野本 昭二; 中村 寿
Journal of Nuclear Science and Technology, 7(4), p.212 - 215, 1970/04
被引用回数：1抄録なし
野本 昭二; 安野 武彦; 中村 寿
Journal of Nuclear Science and Technology, 7(2), p.61 - 66, 1970/02
被引用回数：1抄録なし
弘田 実彌; 野本 昭二; 平川 直弘; 中野 正文
Journal of Nuclear Science and Technology, 6(1), p.35 - 42, 1969/01
抄録なし
野本 昭二; 安 成弘*
日本原子力学会誌, 7(10), p.570 - 578, 1965/00
筆者らは時を同じくしてフランス原子力庁Cadarache研究所の高速炉プロジェクトの中にあって、つぶさにフランスの高速炉開発の現状を調べる機会をもった。滞在中多くの第一線の研究者と討論して研究の現状を知ることができた。この間に得られた知識をまとめておくことは、現在日本でも高速炉計画が国の方針として軌道に乗ろうとしている時、なんらかの形で参考になることと思われる。以下フランスにおける高速炉計画の現状をI.開発の目標,II.開発の体制,III,RAPSODIE計画,IV.高速炉フィリエールの諸項目について概説紹介したい。
飯島 勉; 野本 昭二
Nuclear Science and Engineering, 22(17), p.102 - 110, 1965/00
抄録なし
野本 昭二; 中村 知夫
日本原子力学会誌, 4(6), p.365 - 373, 1962/00
原子核乾板が種々の核物理実験や宇宙線のような高エネルギ現象の解析にその有用性を発揮していることはよく知られている。乾板は現像処理や顕微鏡による解析に長時間の労力を要するが(1)個々の反応を記録できること、(2)エネルギ的に連続な感度を有すること、(3)
線
線のバック・グラウンドとの選別が容易なこと、(4)小型のため持ち込んだ体系に与える擾乱が小さいこと等多くの特長を有している。
能沢 正雄; 野本 昭二; 石川 寛
日本原子力学会誌, 4(7), p.463 - 480, 1962/00
増殖することなしには、UおよびTh資源は有効にその大部分を利用し得ない。このことはよく知られている。しかしいくら原子炉内で燃料の増殖が生じていようとも、そこでできた燃料がまたつぎに原子炉へ再投入され、増殖が循環的に行なわれてゆくことが実証されなければ全資源の有効化は望めない。このことはたんに原子炉内で増殖が確保されるのみでなく、この循環に必要な化学的、冶金学的再処理法が完成され全休として増殖比が1以上を確保されねばならないことを意味している。もちろん燃料再処理過程の効率の点からみても原子炉で生ずる増殖が高く、またしたがって燃料倍増期間の短くなるほどよいことも事実である。この観点からみて、原子炉内で増殖をいかに有利に生ぜしめるか、またその目標がそれを達成せしめる工学的視野からみて可能かどうかを広く論議することは大切なことといえよう。
野本 昭二; 能澤 正雄
原子力発電, 4(3-4), P. 125, 1960/00
高速炉では、中性子を減速する必要はない。減速は構造材および燃料体での非弾性散乱で約0.1MeV~0.2MeV付近に落ちる過程のみである。このように高い中性子エネルギーで動作することから、次のことがこの炉の特徴となる。すなわち高い出力密度を持った小さい炉心、高増殖率、構造材および分裂生成物による寄生吸収が小さい、小さい反応度で制御できる、燃料体の寿命は放射線損傷によってのみ制限されることなどである。冷却材としてナトリウムが本質的な難点なしに受入れられるから、高圧力の問題なしに、高い熱効率が期待できる。
