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高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.
JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB
中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温
300
Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。
稲葉 良知; 小川 光弘; 山浦 高幸; 飛田 正浩
JAEA-Technology 2009-032, 51 Pages, 2009/07
JAEA-Technology-2009-032.pdf:8.74MB
材料試験炉(JMTR)において実施する軽水炉燃料の燃料異常過渡試験では、キャプセル型の試験装置(燃料異常過渡試験用キャプセル)を用いるが、キャプセル内の熱流動挙動を評価するため、多次元二流体モデルコードACE-3Dにより数値解析を行うことにしている。そこで、まずACE-3Dの機能拡張を行い、入力データの作成や解析結果の図示を容易にできるようにした。次に、ACE-3Dの検証のため、既にJMTRで試験実績のあるBWR出力較正試験用キャプセルをモデル化し、ACE-3DによるBWR出力較正試験を模擬した数値解析を行った。試験データと解析結果とを比較したところ、両者は比較的よく一致した。その結果、燃料異常過渡試験の熱流動解析にACE-3Dを適用できる見通しが得られた。さらに、自然対流型キャプセルによる燃料異常過渡試験を模擬した数値解析を行い、キャプセル内の熱流動挙動について検討した。
飯村 光一; 小川 光弘; 冨田 健司; 飛田 正浩
JAEA-Technology 2009-021, 71 Pages, 2009/05
JAEA-Technology-2009-021.pdf:4.34MB
JMTRは、平成23年度から照射試験の再稼働に向け、燃料異常過渡試験の準備を進めている。燃料異常過渡試験は、シュラウド照射装置(OSF-1)及びヘリウム3出力制御型沸騰水キャプセル照射装置(キャプセル制御装置,ヘリウム3出力可変装置及び沸騰水キャプセルから構成)を使用して、BWR高燃焼度燃料でBWRの照射環境を模擬し、出力急昇時の燃料挙動を評価する試験である。燃料異常過渡試験で取り扱う燃料試料が、さらに高燃焼度燃料(50GWD/t-UO
から110GWD/t-U)になることから、燃料試料破損時における安全評価のため、線量の再評価を行う必要がある。本報告書は、燃料異常過渡試験で燃料試料の破損に至った場合、核分裂生成物がキャプセル制御装置及び沸騰水キャプセルに流出したときの各機器の線量当量率の評価及び取扱う放射線業務従事者の被ばく評価をまとめたものである。
小川 光弘; 飯村 光一; 冨田 健司; 飛田 正浩
JAEA-Technology 2009-017, 254 Pages, 2009/05
JAEA-Technology-2009-017.pdf:15.04MB
JMTR(Japan Materials Testing Reactor)では、平成23年度の再稼働に向けて照射施設の整備を進めている。照射施設の整備に伴い使用する燃料の照射条件等の変更から、JMTRの核燃料物質使用施設からの直線ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による周辺監視区域境界における外部被ばくによる実効線量の再評価を実施した。評価方法は、照射施設における核燃料物質の最大使用量から、核種生成崩壊計算コード「ORIGEN2」を用いて線源強度を求め、これに建屋等の体系をモデル化し、しゃへい計算コード「G33-GP2」及び「QAD-CGGP2」を用いて周辺監視区域境界上の線量当量率を算出した。評価の結果、当該施設からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による周辺監視区域境界における年間の実効線量は十分に低いことが確認された。
松井 義典; 塙 悟史; 井手 広史; 飛田 正浩*; 細川 甚作; 小沼 勇一; 川又 一夫; 金澤 賢治; 岩松 重美; 齋藤 順市; et al.
JAEA-Conf 2006-003, p.105 - 114, 2006/05
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、炉内の照射・高温水・応力が同時に作用する条件で起こる現象であるが、従来のIASCC研究は、照射後試験が中心であった。本来は、その同時作用効果を把握するために、照射下でのSCC試験が最も重要であるが、技術的に困難であったことから、実施できなかった。今回、JMTRでこの技術開発及び照射下試験(き裂進展試験,き裂発生試験)に成功したので、本報で報告する。
飛田 正浩*; 松井 義典
JAERI-Tech 2003-042, 132 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-042.pdf:7.19MB
炉内照射試験における照射温度の予測は、照射キャプセル設計において重要な項目の一つである。近年の照射試験では、種々の試験条件の要求に対応するため、複雑な構造のキャプセルが多く、照射温度の精度良い評価には、3次元計算を必要とするケースが増えている。しかし、3次元温度計算では一般に入力の作成等に複雑な作業を必要とし、多くのパラメータ計算を行う設計作業では大変な時間と労力を要する。このため、3次元有限要素法コードNISA1)(Numerically Integrated elements for System Analysis)の導入とともに、キャプセル設計者の入力作成作業を支援するサブプログラムを開発した。この結果、3次元温度計算がより容易に実施可能になるとともに、
発熱率の自己遮へいによる構造物内部での減衰等の効果,炉内照射に特有の効果も取り扱えるようになった。
飛田 正浩*; 板橋 行夫
JAERI-Tech 2002-042, 40 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-042.pdf:2.09MB
軽水炉の高経年化に関連して、照射誘起応力腐食割れ(IASCC;Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は炉内構造物の信頼性に関する重要かつ緊急の検討課題とされており、このような状況から、沸騰水型軽水炉(BWR)の炉内環境を模擬した照射試験を行うことができる高度材料環境照射装置をJMTRに設置するための設計検討を進めている。高度材料環境照射装置は、照射試験片を収納し炉内に装荷する飽和温度キャプセル、飽和温度キャプセルに高温高圧水を供給する水環境制御装置などから構成される。本報告書は、核種評価コードORIGEN-2と遮へい計算コードQAD-CGGP2を用いて、作業の安全性確保のために水環境制御装置が設置されるJMTR原子炉建家炉室B1Fのキュービクルの外壁表面における線量当量率の評価と、原子炉停止後にキュービクル内に立ち入る場合に最も高線量が予想される同装置のイオン交換塔遮へい体表面の線量当量率評価の結果についてまとめたものである。
飛田 正浩*; 松井 義典
KAERI/GP-195/2002, p.87 - 95, 2002/00
材料試験炉部では、JMTRでの照射試験における試料温度の制御と評価の制度を向上させるため、キャプセルの設計に際し、照射試料及びキャプセル構造材内部の詳細な温度分布評価を3次元有限要素法コードNISA(Numerically Integrated elements for System Analysis)を用いて実施している。同コードを照射キャプセル設計に応用するにあたり、キャプセル構造及び解析条件等のデータ入力が容易になるよう種々の支援サブプログラムを開発した。これらのサブプログラムにより、キャプセルの設計時に従来の一次元温度評価では不可能だった試料ごとの詳しい温度評価が可能になっただけでなく、照射時の熱電対指示値に基づいてキャプセル内部の3次元的温度分布の評価もできるようになり、照射研究におけるデータの信頼性向上に役立っている。
菅野 勝; 鍋谷 栄昭; 森 雄一郎*; 松井 義典; 飛田 正浩*; 井手 広史; 板橋 行夫; 小森 芳廣; 塚田 隆; 辻 宏和
JAERI-Tech 2001-080, 57 Pages, 2001/12
JAERI-Tech-2001-080.pdf:2.34MB
高経年軽水炉の信頼性,安全性を確保するうえで、炉内構造物に発生するおそれのある照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、重要かつ緊急な検討課題とされており、このための材料照射研究が計画されている。このために、軽水炉(BWR)の炉内環境を模擬した照射試験を行うことができる高度材料環境照射装置をJMTRに設置するための設計検討を進めている。高度材料環境照射装置は、照射試験片を収納し炉内に装荷される飽和温度キャプセル,飽和温度キャプセルに高温高圧水を供給する水環境制御装置から構成される。本報告は、このうち、水質制御機能を備えた水環境制御装置に関し、各構成機器の仕様・性能等,主に、1999年に行った設計検討の結果をまとめたものである。
北岸 茂; 青山 征司; 飛田 正浩; 稲葉 良知; 山浦 高幸
no journal, ,
軽水炉の高度利用や長期利用のために、JMTRでは、新型軽水炉燃料の出力急昇試験が計画されている。この試験では、OSF-1に装荷したキャプセルを使用して、出力急昇条件における燃料のふるまいを調べることを目的としている。出力急昇試験で使用される自然対流型キャプセルは、8
8型BWR燃料の試験経験がある沸騰水キャプセル(BOCA)をもとに設計・製作が行われている。88型BWR燃料の被覆管の外径は12mmである。一方、出力向上のために、新型軽水炉燃料の被覆管の外径は9.5mmに変更される。このため、最高線出力600W/cmにおける熱流束が限界熱流束に近づき、核沸騰から膜沸騰に遷移する可能性がある。本研究では、照射試験に先立ち、キャプセルを模擬し、試験燃料棒に替えてヒーターピンを用いた炉外試験装置を設計・製作し、試験の実現性を確認するため熱流動試験を行った。さらに、キャプセル内の熱流動現象を把握するために、改良した数値解析コードACE-3Dを用いて、熱流動試験を模擬した解析を行った。実験及び解析結果より、JMTRで外径9.5mmの燃料を用いた出力急昇試験は線出力600W/cmまで実現可能な見通しを得た。
花川 裕規; 綿引 俊介; 井手 広史; 北岸 茂; 今泉 友見; 荒木 大輔; 飛田 正浩; 山浦 高幸; 神永 雅紀
no journal, ,
2013年12月18日、原子力規制委員会は試験研究の用に供する原子炉の新しい規制基準を施行した。新基準は、既に許可を取得している試験炉も含め、すべての試験研究炉に適用される。したがって、JMTR施設の新規制基準に対する適合性確認が実施される。本発表では、設計基準事故を超す事故(BDBA)に関しJMTRについて行った安全評価について報告する。この評価では、代表的なBDBA事象として8事象を抽出し、公衆の被ばく量の観点から安全解析を行った。解析結果より、それらのうち3事象については、公衆の被爆量が過大になる可能性があることが判明したので、被ばく量を需要可能なレベルまで引き下げるための方策を立案した。
大塚 紀彰; 遠藤 泰一; 飛田 正浩*; 松井 義典; 山浦 高幸
no journal, ,
JMTRでは、最先端研究基盤事業において、現行軽水炉についての長寿命化対策等の課題解決に向け、軽水炉実機水模擬環境照射装置の設計・開発・整備を実施した。本設計では、軽水の温度・圧力・流量・化学的条件等を制御することにより、軽水炉水環境を模擬した条件下で、金属試験片等の中性子照射を行えるようにした。また、PWRの水化学条件を調整するため別途設計製作したリチウムやホウ素の濃度調整機構を本照射装置に接続し、BWRだけでなくPWRの水環境も模擬できるように工夫した。本照射装置は、JMTRの原子炉建家のキュービクル内に設置し既に性能評価試験に着手しており、常温の軽水を用いた循環運転によって所定の流量及び圧力でコントロールできること等を確認している。本発表では、これら当該試験装置の設計・開発・試験等で得られた最新の知見等について報告する。
木村 伸明; 松井 義典; 飛田 正浩*; 中村 仁一; 山浦 高幸
no journal, ,
材料試験炉(JMTR)において実施する軽水炉の燃料過渡試験では、キャプセル型の照射試験装置を用い、試験燃料の出力過渡時における健全性評価を行ってきた。照射試験に先立ち、ACE-3Dコードを用いたキャプセル内の熱流束挙動評価を行った。更に、試験燃料棒に替えて電気ヒーターピンを用いた炉外試験装置を設計・製作した。製作した炉外試験装置を用い、照射試験の成立性調査及び試験方法策定のための必要な試験を行った。これらの評価及び実験結果から、1010 BWR新燃料の燃料過渡試験がJMTRにおいて成立することを確認した。
