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多田 健一; 山本 章夫*; 国枝 賢; 今野 力; 近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 小野 道隆*; 東條 匡志*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(6), p.830 - 839, 2024/06
被引用回数：3 パーセンタイル：75.12(Nuclear Science & Technology)核データ処理コードは評価済み核データライブラリと放射線輸送計算を繋げる重要なコードである。核データ処理コードFRENDY第1版は簡単な入力データを用いてACE形式の断面積ファイルを生成するために2019年に公開された。FRENDY第1版の公開後、中性子多群断面積の生成、物質中の異なる核種間の共鳴干渉効果の考慮、共鳴上方散乱の考慮、ACEファイルの摂動、ENDF-6形式ファイルの修正など、多くの機能が開発された。これらの新機能をまとめ、FRENDY第2版を公開した。FRENDY第2版では、ACE形式の断面積ファイルからGENDF及びMATXS形式の中性子多群断面積ファイルを生成する。本論文では、FRENDY第2版で実装された新機能と本コードの中性子多群断面積生成機能の検証について説明する。
多田 健一; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 小野 道隆*; 東條 匡志*
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/05
核データ処理は評価済み核データライブラリと輸送計算コードを繋ぐ重要なインターフェースである。原子力機構では、新しい核データ処理コードFRENDYの開発を2013年から開始し、PHITSやSerpent、MCNPといった連続エネルギーモンテカルロ計算コード用のACEファイルを生成可能なFRENDY第1版を2019年に2条項BSDライセンスのオープンソースソフトウェアとして公開した。FRNDY第1版を公開後、中性子入射の多群断面積生成、非分離共鳴断面積の確率テーブルに対する統計的不確かさの定量化、ACEファイルの摂動、ENDF-6形式の核データファイルの編集など、様々な機能を開発してきた。これらの機能をFRENDYに実装し、第2版として公開した。本発表では、FRENDYの概要とFRENDY第2版で新たに実装された機能について紹介する。
加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 宮川 高行*; 内田 昌人*; 鈴野 哲司*; 遠藤 淳二*; 久保 幸士*; 村上 久友*; 鵜澤 将行*; et al.
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 11 Pages, 2022/04
プール型ナトリウム冷却高速炉の概念設計研究を行っている。本検討では、日本の地震対策、原子炉容器の熱流動、崩壊熱除去システムの設計などの主な課題の報告を行う。日本に650MWeのタンク型ナトリウム炉が設置される場合、厳しい地震に対する設計が必要で、原子炉構造を強化している。また、新たに3次元免震システムの開発も進めている。
遠藤 駿典; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 岩本 信之; Rovira Leveroni, G.; 寺田 和司*; 明午 伸一郎; 藤 暢輔; 瀬川 麻里子; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.318 - 333, 2022/03
被引用回数：7 パーセンタイル：66.91(Nuclear Science & Technology)In order to improve the accuracy of the cross-section and the resonance parameters of 
Nb, neutron capture and total cross-sections were measured using the J-PARC MLF ANNRI. The thermal-neutron capture cross-section was deduced as 0.97
0.12 b. The resonance parameters of 11 resonances below 400 eV were determined from obtained capture cross-sections and transmission ratios by using the resonance analysis code, REFIT.
Pd and 
Tc藤 暢輔; 瀬川 麻里子; 前田 亮; 常山 正幸*; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 海老原 充*
Analytical Chemistry, 93(28), p.9771 - 9777, 2021/07
被引用回数：6 パーセンタイル：37.31(Chemistry, Analytical)Considering the expanding demand for nuclear waste management of the spent nuclear fuel materials in near future, a non-destructive analytical scheme applicable to the most difficult-to-measure nuclide of Pd, which emits no decay gamma-rays and whose half-life is too long to be decayed out during a human lifetime, was designed. The scheme consists of a sophisticated instrument capable of the detection of gamma-rays by Ge detectors coupled with time-of-flight measurement of neutrons and a high-intensity pulsed neutron beam, and can simultaneously perform TOF-coupled prompt gamma-ray analysis (TOF-PGA) as well as PGA and NRCA. An analytical capability was evaluated by applying to simulated samples of the Tc-platinum group metals (Tc-PGMs) obtained by the group partitioning process of spent nuclear fuels, which contain not only Pd but also Tc and another difficult-to-measure fission product. It was confirmed that, although PGA and NRCA could accurately analyze both nuclides in individual single substances, only TOF-PGA can analyze Pd as well as Tc in the Tc-PGMs simulated sample. The TOF-PGA measurement technique can be widely used for the non-destructive analysis of Pd and Tc in nuclear wastes.
小島 有志; 梅田 尚孝; 花田 磨砂也; 吉田 雅史; 柏木 美恵子; 戸張 博之; 渡邊 和弘; 秋野 昇; 小又 将夫; 藻垣 和彦; et al.
Nuclear Fusion, 55(6), p.063006_1 - 063006_9, 2015/06
被引用回数：45 パーセンタイル：90.00(Physics, Fluids & Plasmas)原子力機構では、JT-60SAやITERで利用する中性粒子入射装置の開発に向けて、大型高エネルギー負イオン源による100秒を超える負イオン生成・加速の実証を目指した研究を進めている。まず、JT-60SA用負イオン源の負イオン生成部のプラズマ閉じ込め用磁石配置を変更することにより、生成されたプラズマの密度分布を一様化することに成功した。これにより、引出領域の83%から一様な負イオンビームを生成し、これまでの最高値17Aを大きく超える32Aの負イオン電流を1秒間引き出すことに成功した。この磁場配位とこれまでに開発した長時間負イオン生成用温度制御型プラズマ電極を適用し、さらに負イオン電流のフィードバック制御手法を用いることにより、15Aの大電流負イオンビームを100秒間維持することに成功した。これは、JT-60SAの定格の68%の電流に相当し、パルス幅は定格を満たしている。また、ITER用高エネルギー加速器の開発に向けては、負イオンビームが加速途中で電極に衝突して生じる熱負荷を低減するだけでなく、負イオンと同時に引き出される電子を熱的に除去することが重要であった。今回、冷却構造を改良することにより従来の5倍の電子熱負荷を許容できると共に、残留磁場で偏向する負イオンビームの軌道制御機構を組み合わせて、新しい引出部を開発した。その結果、700keV、100A/m
の負イオンビームを従来の7倍以上長いパルス幅である60秒間維持することに成功した。
木下 淳一; 遠藤 誠之; 上坂 貴洋
JAEA-Testing 2012-003, 29 Pages, 2012/11
JAEA-Testing-2012-003.pdf:2.95MB
第2廃棄物処理棟のアスファルト固化装置では原子力科学研究所内から発生する比較的放射能濃度の高い放射性液体廃棄物をアスファルトと混練し、アスファルト固化体を作製しており、作製されたアスファルト固化体は、将来、均質固化体として浅地中埋設処分される予定である。均質固化体の埋設処分にかかわる法令上の技術基準上においては固型化材料と放射性廃棄物を均質に練り混ぜることが要求されており、この要求に対応するためにはアスファルト固化装置が均質な練り混ぜ性能を有することの確認が必要である。本稿は、第2廃棄物処理棟のアスファルト固化装置で混練した混合物の密度及び放射能濃度測定を行い、練り混ぜ性能を確認して、将来の埋設処分の基礎データとして活用するものである。
上坂 貴洋; 小澤 政千代; 松本 潤子; 遠藤 誠之; 木下 淳一; 鈴木 武; 鈴木 久雄; 森下 悟; 坂本 裕
JAEA-Technology 2012-015, 29 Pages, 2012/06
JAEA-Technology-2012-015.pdf:3.22MB
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所第2廃棄物処理棟の固体廃棄物処理設備・IIでは、放射線量の高い固体廃棄物の処理を行っている。固体廃棄物は圧縮減容され、封入容器に収納し、必要に応じた補充しゃへい体を選定付加したコンクリートを内巻した200Lのドラム缶若しくは1m
のコンクリート製の容器(以下、しゃへい容器という。)に収納している。なお、しゃへい容器は、上部にコンクリートを注入する構造となっている。将来の埋設処分に備え、廃棄体の技術基準に適合させるための対応が可能となるよう、しゃへい容器に収納した固体廃棄物を容易に取り出せる構造とする蓋方式のしゃへい容器への変更が求められたため、蓋式しゃへい容器の変更にあたり、落下解析による蓋締めボルトの評価、しゃへい計算による評価を行い、設計・製作した試作品による落下試験を実施して、新たに使用する蓋式しゃへい容器の健全性を確認した。
from 140 MeV proton incident reactions岩元 洋介; 佐藤 大樹; 中根 佳弘; 中島 宏; 遠藤 章; 坂本 幸夫; 萩原 雅之*; 岩瀬 広*; 八島 浩*; 民井 淳*; et al.
Journal of the Korean Physical Society, 59(2), p.1753 - 1756, 2011/08
被引用回数：2 パーセンタイル：19.77(Physics, Multidisciplinary)中性子放出強度に関する180度方向のエネルギースペクトルは、角度依存性を示すデータのベースラインとなっており、中性子生成反応機構解明で重要なデータとなっている。計算コードの精度検証用データを入手するため、140MeV陽子入射による炭素及び鉄ターゲットの180度方向の中性子生成収率を大阪大学核物理研究センターで行った。1MeV以上の中性子のエネルギースペクトルを飛行時間法を用いて得た。ロスアラモス国立研究所でのMeierらによる113MeV陽子入射の150度方向の中性子エネルギー収率と比較したところ、入射エネルギー及び角度が少し異なるがよく一致した。PHITSコードに組み込まれている物理モデル(Bertini, ISOBAR, JQMD)と比較したところ、ISOBARとJQMDによる計算結果はおおむね実験結果を再現するが、Bertiniモデルは原子核内での核子-核子衝突を記述できていないために10MeV以上の中性子放出が見られなかった。
佐藤 大樹; 岩元 洋介; 萩原 雅之*; 岩瀬 広*; 八島 浩*; 佐波 俊哉*; 佐藤 達彦; 遠藤 章; 坂本 幸夫; 中根 佳弘; et al.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 1, p.20 - 23, 2011/02
大阪大学核物理研究センター(RCNP)の準単色中性子場において、約100MeV以上の中間エネルギー領域での中性子弾性散乱断面積の測定手法を開発した。
Li(p,n)反応を用い生成した準単色中性子ビームは、コリメータを通して約10m下流の散乱サンプルに導かれる。サンプルに入射した中性子は、原子核との相互作用により散乱され、散乱角度ごとに設置された液体有機シンチレータにより検出される。この際、シンチレータに到達するまでの飛行時間(TOF)を測定することにより、弾性散乱イベントと非弾性散乱イベントを弁別する。弾性散乱イベントと近いTOFを示す低励起準位からの非弾性散乱イベントは、核反応計算コードTALYSを用いて補正した。134MeV中性子の炭素原子核に対する弾性散乱断面積における補正量は10%以下であった。得られた実験データを反跳陽子法により取得されたデータと比較したところ、両者はよく一致した。このことから、本研究で開発した測定手法により、複雑な測定系と強力なビーム強度を必要とする反跳陽子法と同程度の精度で、中間エネルギー領域の中性子弾性散乱断面積を導出できることがわかった。
佐藤 大樹; 岩元 洋介; 萩原 雅之*; 岩瀬 広*; 八島 浩*; 佐藤 達彦; 遠藤 章; 坂本 幸夫; 中根 佳弘; 中島 宏; et al.
Radiation Measurements, 45(10), p.1159 - 1162, 2010/12
被引用回数：1 パーセンタイル：9.65(Nuclear Science & Technology)大阪大学核物理研究センター(RCNP)において、134MeV準単色中性子ビームを用い炭素原子核に対する中性子弾性散乱断面積を測定した。測定角度は、実験室系で6, 8及び15とし、検出器には直径12.7cm厚さ12.7cmの液体有機シンチレータを用いた。断面積は、オフライン解析において散乱中性子の飛行時間情報から弾性散乱イベントを選択的に取り出し、導出した。得られた結果を、米国カリフォルニア大学Davis校(U.C. Davis)のグループが反跳陽子スペクトロメータを用いて取得した実験値、及び核データライブラリー(JENDL/HE-2007及びENDF/B-VII.0)に格納された評価値と比較した。本実験の結果は、U.C. Davisのデータとよく一致した。このことは、本研究で提案した飛行時間法に基づく測定手法が、中間エネルギー領域の弾性散乱断面積の測定に対して有効であることを示す。また、前方角度領域において、ENDF/B-VII.0の評価値は実験値とよく一致するが、JENDL/HE-2007は30%程度過小評価していることを示した。
for the 140 MeV proton incident reactions on carbon, iron, and gold岩元 洋介; 佐藤 大樹; 萩原 雅之*; 八島 浩*; 中根 佳弘; 民井 淳*; 岩瀬 広*; 遠藤 章; 中島 宏; 坂本 幸夫; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 620(2-3), p.484 - 489, 2010/08
被引用回数：9 パーセンタイル：50.76(Instruments & Instrumentation)中性子放出強度に関する180度方向のエネルギースペクトルは、角度依存性を示すデータのベースラインとなっており、中性子生成反応機構解明で重要なデータとなっている。そこで、陽子入射による炭素,鉄及び金ターゲットの180度方向の中性子生成収率測定を大阪大学核物理研究センターRCNPで行った。測定データをPHITSコードに組み込まれている物理モデル(Bertini, ISOBAR, JQMD)と比較したところ、中重核である鉄及び金に関しては、ISOBARとJQMDによる計算結果はおおむね実験結果を再現し、特に金に関しては一致が良かった。一方炭素に関しては軽核で核構造の影響が大きく、現状の物理モデルではそれを再現できないためすべての計算結果で一致は良くなく、物理モデルの改良が必要であることがわかった。
山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.
Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01
被引用回数：52 パーセンタイル：71.02(Biochemistry & Molecular Biology)ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。
遠藤 秀男; 関 正之; 石橋 藤雄; 平子 一仁*; 塚田 竜也*
JNC TN8410 2001-004, 45 Pages, 2001/02
JNC-TN8410-2001-004.pdf:6.53MB
1.目的 平成11年度に抵抗溶接部の強度試験を行った結果、内圧クリープ試験において、破損目標時間よりも短時間で接合部から破損した。その破損要因を確認する試験に供するために試験片を製作した。2.方法 抵抗溶接法にて、内圧封入型クリープ試験片を製作する。被覆管は、管肉厚の偏肉が少なく、再結晶率の高い材料を用いた。溶接後には熱処理を行い、残留応力の影響と鋭敏化及び炭化物の影響を軽減した。3.結果のまとめ (1)試験片の製作においては、試験用部材を用いて試験条件を設定し、本番用部材を用いて内圧封入型クリープ試験片を製作した。製作した試験片3本のうち、2本は後熱処理を行わず大洗)MMSへ送付した。(平成12年8月4日)残りの1本は、後熱処理条件の最適化のために行う残留応力測定試験の結果を受け、熱処理を施した後に試験に供した。(2)試験片は、フェライト系ODS鋼製被覆管の両端に端栓を溶接した構造である。端栓の材質は、内圧封入口側を高強度フェライト/マルテンサイト鋼、もう一方はフェライト系ODS鋼材を用い、抵抗溶接法にて接合した。(3)接合部の健全性の確認としては、溶接中に各種波形データを採取し、異常値の無いこと及び溶接部の超音波探傷試験を行い、未接合部の無いことを確認した。異常値が発生した場合は、再度試験片の製作をおこなった。(4)機械的強度は、高温(800
)引張試験において母材のリング引張強度と同等以上であることを確認した。4.結論 以上の結果から、現状では最良と考えられる試験片製作を行うことができた。
遠藤 秀男; 関 正之; 石橋 藤雄; 平 一仁*; 塚田 竜也*
JNC TN8410 2000-007, 89 Pages, 2000/03
JNC-TN8410-2000-007.pdf:6.28MB
1.目的 平成9年度に試作したODS鉄製被覆材(フェライト系ODS鋼(以下、「F系ODS」と称す。)とマルテンサイト系ODS鋼(以下、「M系ODS」と称す。))の強度特性及び抵抗溶接部の接合強度を確認することを目的として、内圧封入型クリープ試験片、引張試験試験片、内圧バースト試験及び急速加熱バースト試験片を製作した。2.試験方法 抵抗溶接法を用いて試験片の製作を行うあたり、溶接条件設定試験を兼ねてODS鋼の溶接特性を確認するとともに、試験片製作時には、接合部の健全性を保証するために必要な項目の洗い出しと検証を実施した。また、接合強度を確認するために、引張試験(RT,600,700,800)と参考までに内圧クリープ試験を実施した。3.試験結果と考察 3.1溶接特性について(1)被覆管の肉厚が厚くなると、接合界内部における被覆管内厚の減少が生じた。これは、被覆管側のコレットチャックによる冷却効果が弱まり、接合部近傍における加熱範囲が拡張し、バリとして接合面外へ排出されたものと考える。また、被覆管の偏肉が大きくなると、肉厚の薄い方は異常発生を生じた。均一な接合継ぎ手を得るためには、予熱電流を下げ、時間を長くし、高加圧力で行い、溶接時における接触抵抗を低く抑えられる条件にする必要がある。(2)M系ODS及びF系ODS被覆管と高強度フェライトマルテンサイト鋼(以下、「62PFS」と称す。)端栓の組合せでは、接合部近傍の硬さが増加した。しかし、溶接後熱処理(710-10分)を行うと、その硬さは、母材と同等の硬さまで回復した。これらの材料を溶接する場合は、溶接後に熱処理が必要となる。3.2接合強度について(1)引張試験結果は、一部を除き母材と概ね同様な強度を示した。しかし、F系ODS被覆管と62FS端栓の組合せでは、接合部に細粒組織が、M系ODS被覆管では、接合部近傍の被覆管側に炭化物が析出した。これらの析出物等が高温(800)引張試験において接合部から破断した要因と考えられる。(2)M系ODS(M91材)材を用いて参考のために、内圧クリープ試験を実施した。破断設定時間は、100hと300hの2試料とし、いずれも管部からの破断であり、接合部は健全であった。(3)今後は、析出物等と接合強度の関係を確認する目的からシャルピー衝撃試験等を行い、接合部の破壊ジン性評価を行う。また
遠藤 秀男; 関 正之; 石橋 藤雄; 石橋 藤雄*; 平子 一仁*; 塚田 竜也*
JNC TN8430 2000-002, 30 Pages, 1999/12
JNC-TN8430-2000-002.pdf:1.62MB
1.目的 酸化物分散強化型フェライト鋼(以下、ODS鋼」と称す。)は、中性子照射量50
10 26n/m2を目標に開発している長寿命被覆管材料であり、本材料の溶接法として抵抗溶接法の技術開発を実施している。本試験は、抵抗溶接法を用いてODS鋼の溶接試験を行い、基本的な溶接特性を確認するために実施した。2.実施期間 平成11年3月
8月末(レーザ試験棟)3.試験方法 抵抗溶接装置を用いて、昭和63年度に試作したODS鋼材の溶接特性確認試験を実施した。溶接条件は、電流、加圧力、溶接雰囲気等をパラメータとして試験片を作製し、各種破壊検査を行った。評価項目としては、溶接時の波形データ、接合部近傍の硬さ、接合状態、引張強度及び単軸クリープ強度等と接合強度の関連性を確認した。4.結論4.1最適溶接条件と設定した根拠[溶接電流:7KA-14.5KA,加圧力:600kg]既存の装置でODS鋼を溶接する場合における本溶接条件は妥当な溶接条件と考える。特に、溶接時における接触抵抗は、必要以上に発熱を伴うため、既存の装置では溶接ヘッドの追従性を改善しない限り、溶融金属を全て接合部外へ排出することは困難である。よって、既存の溶接装置で健全な溶接継ぎ手を得るためには、可能な限り接触抵抗を低く抑えることが肝要である。この事により、接合部の硬さ低下の防止、酸化物の凝集幅の縮小等について改善を図ることができ、母材と同等の強度を得られると考えられる。また、溶接雰囲気についても大気中と真空中で溶接試験を行った結果、真空中の方が高強度の接合継ぎ手を得られることを確認した。
土井 基尾*; 遠藤 雅行*; 七島 健司*; 前谷 弘道*; 速水 雅尚*; 和田 穂積*; 広瀬 正史*
PNC TN941 80-65, 269 Pages, 1980/05
本試験は主冷却系の主中間熱交換器及び主空気冷却器について,その設計性能を確認するものである。試験は下記三通りの定常状態において行った。原子炉出力75Mwtに至る各ステップ(25,40,50,65,75Mwt)の定常状態における試験原子炉入口ナトリウム温度を270に制御して原子炉出力を上げ,各ステップ(30,50.60,65Mwt)の定常状態における試験。2次ナトリウム流量を下げ,約80%,50%の定常状態における試験。試験の結果‥1)主中間熱交換器については前報(SN94179-128)で報告した性能から予想された結果が得られた。2)主空気冷却器については高風量域までのデータが得られ,ほぼ設計値と良い一致を示した。主中間熱交換器(A)における性能低下の原因は,シェル側流体のバイパス流によるものと考えられたので,確認のため上記3)の試験を実施し予想と一致した結果が得られた。主空気冷却器については,原子炉出力75Mwtで定格風量の約1/2であるため,上記2)の試験を実施し熱負荷運転状態における高風量域のデータを得ることが出来た。
石川 真*; 遠藤 雅行*; 関口 善之*
PNC TN941 80-06, 83 Pages, 1980/01
高速実験炉「常陽」50MW出力上昇試験の一項目として実施された出力係数試験(NT―34)の結果について報告する。本試験は,出力上昇時の定格出力までの各出力レベルにおいて,原子炉の熱出力及び余剰反応度を測定する事によって,出力上昇に伴う反応度変化量(出力係数)を求める事をその内容とする。出力係数は。1978年7月から8月にかけて計6回の出力上昇・下降時に測定され,その結果,以下の主要諸点が確認された。1)出力係数は,50MW定格までの全出力範囲で負であり,非常に良い再現性をもって,下式で表わせる。出力係数fp(%
k/k/MW)=-5.9310-5P-6.0510-3P‥炉熱出力(MW)(11MW
P53MW)出力係数は,10MW時の―6.610-3%K/K/MWから50MW時の―9.010-3%k/k/MWまで,直線的に負の方向に大きくなる。出力係数の絶対値に対する測定誤差は+4.6―9.7%であり,その大部分が系統誤差である。内訳では,制御棒延長管と炉容器の熱膨張の差による誤差が約+-4%で最大の寄与である。誤差幅が負の方向に偏っているのは,試験時に用いた調整棒価値が干渉効果の変化・炉心配置の変更・調整棒の燃焼のために,現実の価値よりも数%過大評価であったと見積られるためである。出力係数は,出力上昇と下降時で差異が見られない。原子炉は,新しい出力レベルに到達した後,約20分経過すれば,炉容器も含めて反応度的・熱的に充分な平衡に達する。
石川 真*; 遠藤 雅行*; 小沢 健二*; 佐久間 孝志*; 揃 政敏*; 関口 善之*
PNC TN941 79-179, 198 Pages, 1979/10
高速実験炉「常陽」出力上昇試験の一項目として実施された熱出力較正試験(PT―11)の結果について報告する。▲本試験は,低出力から50MW定格出力までの各段階において熱出力を測定し,核計装設備における出力系の較正を行なう事を目的とする。原子炉の熱出力は一次主冷系のNa出入口温度及び流量を測定する事によって求められ,出力系及び中間系はその指示値が熱出力に一致するように電子回路を調整した。▲本試験は1978年4月から8月まで実施され,この結果以下の主要諸点が確認された。▲1)出力系指示値と熱出力の間には,非常に良好な直線性がある。▲出力系と中間系は,3デカード以上の充分なオーバーラップを示す。▲3)出力系指示値は,原子炉の運転履歴に依存して変動する。▲起動直後の出力系指示値は,原子炉熱出力に対して小さめの値を示し,その後次第に増加して,起動後約1週間で安定する。その変動量は最大で約6%である。▲
広瀬 正史*; 妹尾 誠*; 七島 建志*; 古平 清*; 鈴木 利明*; 遠藤 雅行*
PNC TN941 79-119, 31 Pages, 1979/08
高速実験炉「常陽」の50MW出力上昇に先立って,最小臨界炉心(炉心燃料64本体系)および初期炉心,(炉心燃料70本体系)における等温反応度係数を測定した。最小臨界炉心における等温反応度係数の測定は,引続いて行われる初期炉心構成の際の炉心燃料本数を決定するための重要なものである。▲等温反応度係数の測定は,1次系冷却材温度を約6/hrで昇温,降温させる段階の約10間隔毎に臨界点を取り,その時の調整棒の位置から炉心余剰反応度を算出し求める方法によった。また,冷却材温度変化に伴なう調整棒延長管の熱膨張効果を調べるため,調整棒のラッチ位置,保持位置の温度依存性を測定した。▲以下,測定結果および解析結果について述べる。▲炉心,燃料64本体系(最小臨界炉心)および70本体系(初期炉心)に対し,等温反応度係数の測定値としてそれぞれ-3.6710-3%K/K/,-3.7710-3%K/K/を得た。▲上記の各測定値に対し,設計値は-3.6310-3%K/K/(炉心,燃料67本体糸)であり,相対偏差約4%で一致した。▲調整棒延長管の熱膨張効果を測定した結果,冷却材温度変化に伴なう系統的な熱膨張効果は認められず,等温反応度係数データの補正は行わなかった。▲炉心,燃料70本体系に対する解析を「CITATION」コードを使用して実施し,等温反応度係数(200250)として測定値と非常によく一致した-3.7610-3%K/K/を得た。▲
