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鈴木 寿之; 村松 靖之; 鴨志田 重男
JAEA-Testing 2007-001, 58 Pages, 2007/03
JAEA-Testing-2007-001.pdf:7.49MB
NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)では、軽水炉における安全性研究の一環として、発電炉において照射された照射済燃料を使用し、反応度事故時の燃料挙動を研究している。過去10年間に実施した反応度事故模擬実験では、高燃焼度における被覆管破損が予想よりも低いエンタルピーで発生することを確認した。破損は出力急昇による被覆管の温度上昇前に起こるので、被覆管の初期温度が影響する可能性がある。反応度事故時における出力急昇開始前の被覆管温度の効果を確認するために、B-I型(BWR炉心状態を模擬できる第1型)高圧水カプセルを開発した。本マニュアルは、B-I型高圧水カプセルを用いての反応度事故模擬実験を安全かつ円滑に遂行するために、カプセルの受入から照射後の輸送についての一連の作業手順及び異常時の措置について定めたものである。
松本 寿之; 吉田 英一; 鈴木 重哲*; 安 智久*
JAEA-Technology 2007-035, 35 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-035.pdf:23.9MB
将来国内において、ナトリウムを冷却材とした高速プラントや放射性ナトリウムの試験施設の解体,廃止措置時に伴い発生する放射性ナトリウムを処分する必要が生じている。しかしながら、直接放射性廃棄物としての処分方法は、既存の技術では確立していない。このため、経済性や安全性等を考慮して、ナトリウムを化学的に安定な物質に転換した後に処分する方法が考えられる。そこで、ナトリウム転換基礎試験装置の改良を図りながら、水酸化ナトリウム濃度45
50wt%,水酸化ナトリウム温度100
Cの水溶液中に、ナトリウムを注入速度10kg/hで注入して水酸化ナトリウム転換する基礎的な試験運転を実施した。その結果、注入されたナトリウムは水酸化ナトリウム水溶液中ですべて反応し、排ガス,水酸化ナトリウム温度,濃度等すべて制御することができ、本装置のシステムが妥当であることを検証した。また、水酸化ナトリウム水溶液中にナトリウムを注入する際にノズルが頻繁に閉塞するため、その原因を抽出し排除するためのノズルの検討,ノズル特性評価の方法及び手順を設定した。
村松 靖之; 大河原 正美; 鈴木 寿之; 柴田 功; 更田 豊志
JAEA-Technology 2007-028, 47 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-028.pdf:4.76MB
原子炉安全性研究炉NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)では、燃料等安全高度化対策の一環として、高燃焼度酸化ウラン燃料及びプルトニウム-ウラン混合酸化物燃料(MOX燃料)を用いた照射実験を行う。この照射実験を行う際に照射カプセルの移動及び炉心への装荷にカプセル装荷装置を使用するが、既存の装荷装置では高燃焼MOXには対応できないため、中性子遮へい能力を強化し、さらに新型の高圧水カプセルにも対応したカプセル装荷装置B型を設計・製作した。
松本 寿之; 吉田 英一; 鈴木 重哲*; 安 智久*
JAEA-Research 2007-038, 32 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-038.pdf:5.06MB
ナトリウムを冷却材とする高速炉プラントの廃止措置やウランなどの放射性核種を微量に含むナトリウムを使用した試験施設を解体する際に、放射性物質として取り扱うべき大量のナトリウムが発生すると考えられる。このようなナトリウムを放射性廃棄物として直接処分する技術・方法は、国内においてまだ確立していない。そのため、経済性や安全性等を考慮した処分技術の検討・評価を行うことを目的に基礎的な試験研究を実施した。これまでに海外で先行例のある、ナトリウム-水反応によりナトリウムを水酸化ナトリウムに転換する手法を対象に、ナトリウム転換基礎試験装置を用いて試験を実施した。本試験では、液体ナトリウムを水酸化ナトリウム溶液中に注入し水酸化ナトリウムに転換する際の、水酸化ナトリウム溶液の濃度・温度,アトマイジングガス流量の影響を把握した。注入ナトリウム温度200C,注入流速10kg/hを一定とし、アトマイジングガス流量60100NL/min,水酸化ナトリウム温度70100C,水酸化ナトリウム濃度4060wt%の範囲で、ナトリウム転換処理に与える影響を評価した。
柏倉 潤*; 久保 篤彦*; 出田 博和*; 鈴木 寿之*; 大内 公一*; 吉田 利司*
PNC TJ9124 96-008, 103 Pages, 1996/03
大型炉蒸気発生器(SG)で生じうる水リークをより現実的に評価し、適切な設計基準水リーク(DBL)を設定することが高速炉の合理的な設計推進の観点から急務となっている。DBLに影響を及ぼす要因の1つとして伝熱管の高温ラプチャ型破損が考えられるが、この破損挙動はナトリウム-水反応時のリークジェットによる管外の熱伝達率に大きく依存する。従って、高温ラプチャの支配因子の1つであるリークジェットによる熱的挙動を明らかにするため、ナトリウム-水反応試験を行い管外熱伝達率を試験的に測定する必要がある。本報告書は、このナトリウム-水反応時の管外熱伝達率測定試験を行うために、試験装置の設計を行ったものである。なお、設計する装置は、動燃事業団所有の高速炉安全性第1試験室に設置するものとする。
稲辺 輝雄; 石島 清見; 丹沢 貞光; 島崎 潤也; 中村 武彦; 藤城 俊夫; 大友 正一; 鈴川 芳弘; 小林 晋昇; 谷内 茂康; et al.
JAERI-M 88-113, 55 Pages, 1988/06
NSRRにおいては、反応度事故時の燃料挙動解明を目的とした炉内実験のために、これまで1kW以下の低出力状態から急嵯なパルス状出力を発生する運転(単一パルス運転)を行ってきた。今後はさらに、実験条件の範囲を拡張するために、10MWまでの高出力の発生と急峻なパルス状出力の発生の組合わせを行う運転(合成パルス運転)及び10MWまでの範囲の過渡出力の発生を行う運転(台形パルス運転)を、改良型パルス運転として実施する。これを実現するためには、NSRRの計測制御系統施設の改造が必要であり、このため、改良型パルス運転における原子炉の安全性を配慮した計測制御系統施設の基本設計を図った。本報告書は、安全設計に当っての基本的な考え方、改良型パルス運転の方法、計測制御系統施設の各構成設備の設計方針及び基本設計の内容、改良型パルス運転に係る主要な動特性等について述べるものである。
松本 寿之; 吉田 英一; 鈴木 重哲*; 安 智久*
no journal, ,
高速炉の廃止措置に伴い発生する大量の液体金属ナトリウムを安定な化合物に処理するため、ナトリウム転換基礎試験を実施した。連続反応試験を実施した結果、安定した運転の行うための手順及び運転手法が確認できた。
鈴木 寿之; 梅田 幹
no journal, ,
過去10年間、NSRRとフランスのCABRI試験炉で実施されたRIA模擬実験では、高燃焼度燃料の被覆管破損が予想したよりも低いエンタルピーで発生することが示された。これら結果から、燃料破損の発生は、被覆管の水素吸収による脆化に強く影響を受けることが示された。RIA時の出力急昇開始前の被覆管温度が破損時エンタルピーに及ぼす効果を確認するために、高温条件を達成する新しいカプセルを開発した。
川島 和人; 鈴木 寿之; 阿波 靖晃; 坂田 茉美; 田口 祐司
no journal, ,
NSRRでは、高経年化による原子炉プールライニングの長期的な安全性について、ライニングの必要肉厚を定期的に調査することが重要な保全計画として位置づけられている。このためプールライニングに使用されているアルミニウム材の経年変化に対する健全性の確認を行うため測定装置を開発した。
川島 和人; 鈴木 寿之; 村松 靖之; 田口 祐司
no journal, ,
日本原子力研究開発機構のNSRR原子炉施設では高経年化した原子炉プールを継続使用していく際に、プールライニング(アルミニウム)について必要肉厚等の確認を重要な点検項目とした。そのため、原子炉プール水中の遠隔で超音波探傷法によりプールライニングの検査を行うための装置を開発した。
川島 和人; 田口 祐司; 村松 靖之; 鈴木 寿之; 大河原 正美
no journal, ,
NSRRでは原子炉プールライニングの長期的な安全性を確認するため、プール水中でも調査可能な超音波探傷装置を開発し、調査対象となるプールライニングに使用されているアルミニウム材の経年変化に対する健全性等の調査を実施した。その測定データを解析した結果、プールライニングとしての必要肉厚である7mmは十分に確保されており、今回の測定箇所については施工時の肉厚である15mmであることが確認できた。また、溶接線部の状態についても性能に影響を及ぼすような欠陥のないことを確認した。
燃料のRIA時挙動三原 武; 宇田川 豊; 鈴木 寿之; 吉田 拓矢; 天谷 政樹
no journal, ,
高燃焼度添加物入りUO燃料を対象としたRIA模擬実験OS-1及びLS-4を実施した。実験においては、OS-1の試験燃料棒は破損し、LS-4の試験燃料棒は破損しなかった。OS-1の破損時燃料エンタルピ増分は、過去に実施した同等の被覆管水素吸収量を有する燃料実験の中で最も低かった。