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報告書

JMTR運転中の自動制御棒の挙動解析

長尾 美春; 宮澤 正孝; 小向 文作; 藤木 和男

JAERI-Tech 2003-067, 33 Pages, 2003/07

JAERI-Tech-2003-067.pdf:1.63MB

大洗研究所JMTR(定格出力50MW)は、第145サイクルの共同利用運転を行っていた2002年5月14日午前11時40分頃、「制御棒外部コイル追従不良」のスクラム信号が発信し自動停止した。本件について原因調査を行った結果、5本の制御棒のうちの一つであるSH-3について追従不良検出回路のリレー端子に緩みがあり、接触不良によってリレーが作動してスクラム信号が発信したと判断された。しかし調査の過程で、自動制御棒に使用されていた制御棒SR-1位置の記録から、自動停止前数時間のSR-1の挙動が複雑で実際に追従不良が生じた可能性も否定できなかったため、SR-1の挙動について、原子炉の動特性の観点から分析を行った。その結果、当日午前7時前後から自動停止に至る約5時間のSR-1の位置変化は、1次冷却水の温度変化による減速材温度反応度,運転員による出力調整,燃料中の235Uの燃焼による反応度変化、の影響が重なり合ったものであることがわかった。

報告書

JMTR改良LEU炉心の熱水力解析

田畑 俊夫; 長尾 美春; 小向 文作; 那珂 通裕; 武田 卓士*; 藤木 和男

JAERI-Tech 2002-100, 108 Pages, 2003/01

JAERI-Tech-2002-100.pdf:4.44MB

JMTRの燃料の最高燃焼度を増加させて燃料をより有効に使用し、年間運転日数の増加を図れるよう、炉心構成の改良を検討した結果、改良LEU炉心として、従来のLEU炉心中央部の反射体要素2体に代えて燃料要素2体を追加した新しい炉心構成を決定した。本報告書は改良LEU炉心の安全評価にかかわる熱水力解析の結果をまとめたものである。解析の範囲は、熱設計にかかわる定常解析,運転時の異常な過渡変化及び事故について、それぞれ原子炉設置変更許可申請書の添付書類八,同十に記載された事象である。解析条件は核計算によって得られた熱水路係数等に基づいて保守的に定めた。解析により燃料温度,DNBR,一次系冷却水温度に関する安全上の判断基準を満足することを確認し、これらの結果は原子炉設置変更許可申請に使用された。改良LEU炉心についての設置許可は平成13年3月27日に取得し、同年11月の第142サイクルより同炉心による運転を開始した。

報告書

JMTRを利用した研究成果,2; 原研から公刊された報告書

長尾 美春; 石井 忠彦; 新見 素二; 藤木 和男; 高橋 秀武

JAERI-Review 2002-031, 119 Pages, 2002/11

JAERI-Review-2002-031.pdf:5.64MB

本報告書は、1971年の利用運転開始以来、JMTRを利用して行われた研究の成果の発表について、2001年末までに日本原子力研究所から公刊された研究成果報告書のリスト及び各報告書の要旨をまとめ、JMTRによる研究の推移を概観したものである。

報告書

JMTR改良LEU炉心の核特性解析

小向 文作; 那珂 通裕; 田畑 俊夫; 長尾 美春; 武田 卓士*; 藤木 和男

JAERI-Tech 2002-067, 75 Pages, 2002/08

JAERI-Tech-2002-067.pdf:3.41MB

JMTRでは、燃料の燃焼度を増加させてより有効に利用することによって運転日数を大幅に増加させる検討を行った結果、従来のLEU炉心に対して標準燃料要素を新たに2体追加して燃料要素29体で構成された改良LEU炉心を考案した。本炉心の核特性をSRACコードシステムを用いて解析した結果、LEU炉心と比べて運転サイクル開始時の過剰反応度が若干大きくなるなどの違いはあるものの、JMTRの安全設計における核特性の設計方針を満足することを確認した。また、本炉心では1サイクル当たり最長32日までの運転が可能であり、燃料要素平均の燃焼度を最高約54%まで増加できることから、従来の4サイクル分の燃料要素消費数で年間180日以上の運転が可能なことがわかった。

報告書

JMTRを利用した研究成果

長尾 美春; 石井 忠彦; 武田 卓士; 藤木 和男

JAERI-Review 2002-007, 191 Pages, 2002/03

JAERI-Review-2002-007.pdf:10.97MB

本報告書は、1971年の利用運転開始から現在までにJMTRを利用して行われた研究の成果発表について、原研内,大学,民間企業,研究機関の利用者を対象に調査を行った結果に基づき、公刊された研究成果報告のリストを作成し、分野別一覧としてまとめたものである。

論文

Current status and future prospects of JMTR Hot Laboratory

齋藤 順市; 石井 敏満; 近江 正男; 藤木 和男; 伊藤 治彦; 高橋 秀武

KAERI/GP-192/2002, p.3 - 11, 2002/00

材料試験炉部ホットラボで開発した、核融合炉材料開発に不可欠な微小試験片試験技術,IASCC研究に不可欠な低歪速度引張試験技術,軽水炉燃料の安全性研究に貢献する再計装技術及び遠隔溶接技術,照射脆化を非破壊的に評価する技術等について紹介する。また、PIE技術の情報交換,研究者の交流及びPIE施設の相互利用を図ることが、PIE技術の底上げ及び原子力研究のブレークスルーのために重要であることを提案する。

論文

Evaluation of neutron flux and gamma heating for irradiation tests of JMTR

長尾 美春; 板橋 行夫; 小森 芳廣; 新見 素二; 藤木 和男

KAERI/GP-195/2002, p.49 - 55, 2002/00

モンテカルロコードMCNPを用いたJMTRにおける照射場評価手法の検討を行ってきた。これまでに行われた検証の結果、高速中性子束,熱中性子束のMCNP計算値は、フルエンスモニタによる測定値に対して各々$$pm$$10%,$$pm$$30%の精度であった。$$gamma$$加熱率については、試料部の温度で比較した結果、解析値は、測定値に対して-3~+14%で評価できた。以上の結果から、JMTR照射試験においては、中性子束,料部温度において高精度な評価が可能である。

論文

Characterization of neutron field for stainless steel irradiation experiments in JMTR

島川 聡司; 長尾 美春; 藤木 和男

Reactor Dosimetry: Radiation Metrology and Assessment (ASTM STP 1398), p.244 - 251, 2001/00

これまで困難であったJMTRのような高出力試験炉での正確かつ繊細な照射キャラクタリゼーションを実施した。対象とした実験は、中性子スペクトルの違いによる材料照射特性の変化を調べることを目的としたステンレス鋼を用いた一連のスペクトル調整照射実験である。本報告では、高速、中速、熱中性子照射量の測定評価に加えて、中性子スペクトル、はじき出し損傷量(dpa)、ヘリウム生成量を誤差付きで評価する方法ならびにそれらの評価結果について述べる。

論文

第6回研究炉に関するアジアシンポジウム

藤木 和男

日本原子力学会誌, 41(9), p.933 - 934, 1999/09

本シンポジウムは研究炉及びその利用研究に携わるアジア諸国の原子力研究者・技術者の情報交換を目的として、1986年に立教大学で第1回が開催されて以降、アジア各国機関の持ち回りでほぼ3年ごとに開催されている。今回(第6回)は1999年3月29日から31日まで、水戸市の三の丸ホテルで開催した。参加者は計183人(国外33人、国内150人)、国・機関別では中国、韓国、インドネシア、タイ、バングラデシュ、ベトナム、台湾、ベルギー、フランス、米国、日本及びIAEAであった。発表論文は58件(内、論文のみ1件)分野別では; 各国の研究炉・試験炉の現状・計画(12)、運転経験(6)、炉の改造・設備・燃料等(7)、照射研究・照射技術の応用(9)、照射設備(8)、炉特性・計測技術(9)、中性子ビーム利用(7)であった。会議の最後に「試験・研究炉利用の新しい動向」についてのパネル討論を行い国内外7人のパネリストによる報告とフロアからも多数の意見が述べられた。(本投稿は会議内容の原子力学会誌への紹介である)

報告書

MEU6炉心の核的な照射場特性の評価; 炉心中性子束分布及び中性子スペクトルの混合炉心との比較

長尾 美春; 小向 文作; 田畑 俊夫; 武田 卓士; 藤木 和男

JAERI-Tech 99-063, 57 Pages, 1999/08

JAERI-Tech-99-063.pdf:2.78MB

JMTRの炉心構成を、第125運転サイクル(98.11.17~)から、従来の混合炉心(MEU燃料2体、LEU燃料20体及びLEUフォロワ燃料5体装荷した炉心)をMEU6炉心(MEU燃料6体、LEU燃料16体及びLEUフォロワ燃料5体を装荷した炉心)に変更した。そこで、今回の炉心構成の変更に伴う照射試験に対しての影響を検討するため、核的な照射場特性の変化について解析を行った。MEU6炉心の核的な照射場特性は、従来の混合炉心とほぼ同等あり、照射試験に対して大きな影響を与えないことを確認した。

報告書

中濃縮ウラン燃料6体装荷のJMTR混合炉心の安全解析

田畑 俊夫; 小向 文作; 長尾 美春; 島川 聡司; 小池 須美男; 武田 卓士; 藤木 和男

JAERI-Tech 99-021, 68 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-021.pdf:2.6MB

JMTRでは1994年の第111サイクルから、1炉心あたり濃縮度約20%のLEU燃料(標準燃料要素20体、燃料フォロワ5体)と濃縮度45%のMEU燃料(標準燃料要素2体)を装荷した混合炉心で運転を行っている。保有する未使用のMEU燃料の有効利用と早期使用を促進するため、1炉心あたりのMEU燃料の装荷数を増加させる検討を行った。その結果、1炉心あたりのMEU燃料の装荷数を現在の2体から6体に増量することにより、炉心の核特性を大幅に変更することなく、かつ、MEU燃料の有効利用を進めることが可能であることがわかった。これに基づき、MEU燃料を6体装荷した炉心の安全解析を行い、現行の設置許可に述べられた安全性に関する設計方針及び安全評価の判断基準を満たすことを確認した。

論文

Application of plasma-induction-hybrid melter to the research on volume reduction and stabilization of low level radioactive solid waste

平林 孝圀; 金沢 勝雄; 藤木 和男; 山手 一記*; 池ノ谷 秀行*

Proc. of Int. Conf. on Incineration & Thermal Treatment Technologies (IT3 Conference), p.261 - 264, 1998/00

低レベル放射性固体廃棄物の減容・安定化の観点から、焼却・溶融処理プロセスについて考察し、プラズマ-誘導複合溶融装置を製作した。種々の発生源から生じる低レベル放射性廃棄物は多くの異なった物質から成っているので、溶融廃棄体を作製するためには、非金属の加熱に有利なプラズマ加熱方式と金属の加熱に有利な誘導加熱方式のパワーバランスをとり、廃棄物の組成に最適な溶融条件下で溶融処理を行う必要がある。プラズマ-誘導複合溶融システム全体の概要、プラズマトーチ及び誘導炉から成る溶融装置、溶融物を固化するための造塊装置、廃ガス浄化装置、廃棄物の投入や測温を行うロボットシステム、溶融時の各種データを収集するためのシステム等について詳細を発表し、試運転の状況について述べる。

論文

臨界実験装置JMTRCの解体

武田 卓士; 小向 文作; 松井 智明; 小森 芳廣; 藤木 和男; 大岡 紀一

デコミッショニング技報, (17), p.55 - 62, 1997/12

材料試験炉臨界実験装置(JMTRC)は材料試験炉(JMTR)の運転に必要な炉心特性データを実験的に求める目的で、JMTR本体に先立つ1965年に作られた臨界実験装置である。同年の初臨界以降、数多くの実験に活用されてきたが、所期の使用目的が達成されたこと、また老朽化による施設実験の観点からも、主要部分の解体撤去を実施するに至った。本解体は原子炉規制法に定められた「解体届」の3番目の適用例であり、臨界実験装置としては初めてのものである。本報告は、解体の計画、手続き、撤去工事についての概要をまとめたものである。

論文

Melting tests for recycling slightly radioactive metallic wastes arising from decommissioning

中村 寿; 藤木 和男

Nuclear Technology, 117(2), p.195 - 205, 1997/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:57.55(Nuclear Science & Technology)

原子炉等の廃止措置に伴い、放射能レベルの低い金属廃棄物が大量に発生するために、これらの有効利用及び処分費用の低減の観点から、廃棄物の再利用が先進諸国において重要となっている。本報は、金属廃棄物の再利用に必要な溶融プロセスに関して、放射性核種の溶融生成物への分配割合、分配割合に及ぼす種々の因子の影響など、原研で実施してきた放射性金属溶融造塊試験の結果を総合的にまとめたものである。特に本報では、核種の分配割合に及ぼすスラグ成分の影響、試験装置の汚染状況等を検討し、既報の結果と合わせて核種毎の分配メカニズムを考察した。主要な結論は、1)放射性核種の分配割合は元素の揮発性、酸素との親和性に支配される、2)スラグの塩基度が減少するにつれ、Cs-137等一部の核種はスラグへの分配割合が増加する、3)鋳塊中の放射性核種の濃度は均一である、等である。

論文

鉄系金属廃棄物の溶融・造塊時における放射性核種の移行挙動

山手 一記*; 中村 寿; 金沢 勝雄; 藤木 和男; 櫻井 大八郎*

鋳造工学, 68(8), p.644 - 649, 1996/00

原子力施設の廃止措置により発生する低レベル放射性廃棄物を再利用するための技術開発は、廃棄物の減容、資源の有効利用の観点から重要である。特に金属廃棄物の再利用では、放射性核種の溶融時における移行挙動が再利用の安全性に関して重要なポイントとなっている。そこで原研で行った基礎的な溶融試験で得られた放射性核種移行データを統計解析手法を用いて解析した。その結果、Mn、ZnおよびSrの生成物への移行挙動については、主にスラグと溶湯間の酸化反応に支配されるため、スラグの酸素濃度によって説明できることが明らかになった。一方、Csについては酸化反応では説明できず、蒸発および珪酸ネットワークによる取り込み効果等の物理条件により排ガス系への移行が決定すると推定される。

論文

放射性廃棄物に対する規制免除・再利用の検討

藤木 和男; 中村 寿

動力・エネルギー技術の最前線 : 動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 1996, 0, p.372 - 374, 1996/00

原子炉の解体等で生じる低レベル放射性固体廃棄物の大半は、極めて放射能レベルが低く、欧州では規制免除の適用と再利用により、廃棄物処分費の低減に寄与している。原研のJPDR解体廃棄物についても、欧州の規制免除対象レベルに属するものが半数を超える。わが国でも今後の商用発電炉の廃止措置では大量の低レベル解体廃棄物の発生が予想されるため、規制免除、再利用の合理的な適用を検討する必要がある。本報告では、これら海外における動向と再利用に関わる技術開発の現状、規制免除についての課題をレビューした。

論文

JPDR解体実地試験の概要と成果

宮坂 靖彦; 渡辺 正秋; 田中 貢; 中村 寿; 清木 義弘; 立花 光夫; 小澤 一茂; 畠山 睦夫; 伊東 慎一; 吉森 道郎; et al.

日本原子力学会誌, 38(7), p.553 - 576, 1996/00

我が国における原子炉廃止措置のあり方及び対策については、安全確保を前提に、地域社会と協調を図りつつ、運転終了後できるだけ早い時期に原子炉を解体撤去することを原則とし、さらに敷地を原子力発電所用地として引き続き有効利用することが重要であるとしている。この方針に基づき、JPDR解体計画を1981年より開始し、第1段階で解体に係わる要素技術の開発を行った。さらに、1986年から開発技術を適用してJPDR解体実地試験を開始し、1996年3月に無事終了した。これよりJPDR解体実地試験の目的である発電炉の安全な解体が実証され、また解体データの収集・整備が計られた。今後、JPDRの解体によって得られた経験を基に、より安全で、経済的な一般に受容される廃止措置技術の開発が進められるものと思われる。本報は、JPDR解体実地試験の終了にあたり、その成果をレビューし、今後の課題等をまとめたものである。

論文

R&D on melting of radioactive metal wastes at JAERI

中村 寿; 金沢 勝雄; 藤木 和男

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1785 - 1789, 1995/00

原子炉施設の廃止措置時に発生する放射性金属廃棄物の再利用を想定し、模擬廃棄物およびJPDRの解体金属廃棄物を用いた溶融試験を行って溶融処理に伴う代表的な汚染核種の移行挙動の把握を行った。主な試験パラメータは溶融鋼材の材質、造さい剤の塩基度、模擬廃棄物の投入時期である。鋼塊、スラグ、排ガス等から採取した試料の放射能測定に基づくと、Co-60、Ni-63、Mn-54およびZn-65の大部分は鋼塊に、Sr-85はスラグに、Cs-137はスラグおよび排ガスの両方に移行、分配される結果を得た。この結果は各元素の物理的・熱力学的性質から理解できるが、特に元素の揮発性、酸素との親和性等が移行挙動に関して重要な指標となることが分かった。本報は、溶融試験の概要、試験方法、溶融時の放射性核種の挙動、移行挙動に及ぼす試験パラメータの影響などについて記述したものである。

論文

Progress with tests on melting of low-level metallic waste at JAERI

藤木 和男; 山手 一記

EUR-15691, 0, p.133 - 146, 1994/00

低レベル金属廃棄物の再利用での溶融処理は、材料加工の第一段階であるのみでなく、除染・残留放射能測定の容易化・減容の多面的な長所を有する重要なプロセスである。この溶融時の放射性核種の移行等に関するデータ収集のため、原研では放射性金属の溶融造塊試験を行っている。JPDRの解体で生じた実廃棄物を用いた試験では、残留核種であるCo-60のインゴット内への残留とその均一性を確認した。また引き続き実施中の、RIトレーサを用いた模擬廃棄物試験では、インゴット等の金属、スラグ、ダストの各生成物中への核種毎の移行割合を測定し、試験条件パラメータの影響を解析している。その結果、これまでにMn-54の場合は溶融温度が、Cs-137については造滓剤成分の影響が大きいことが確かめられた。

論文

Considerations on the recycling of low-level waste in Japan

藤木 和男; 川上 泰

EUR-15691, 0, p.397 - 403, 1994/00

低あるいは極低レベルの放射性廃棄物の中には資源として再生可能なものが多く含まれ、特に今後多量の発生が予想される廃止措置廃棄物の再利用は、廃棄物管理の上からも重要であり、我国においても既に原子力安全委員会等によって再利用の検討が示唆されている。再利用にあたっては、廃棄物としての安全規制からの除外基準が定められる必要がある。国際的には、公衆に与えるリスクが10$$mu$$Sv/年程度以下であれば規制除外が可能であるという事実上の共通認識があり、国内でも極低レベル固体廃棄物の浅地中埋設に関連して同様の考え方が示されている。今後、限定的あるいは非限定的再利用の基準について、国内事情に基づいたシナリオによる安全評価と基準案策定が必要である。本報文は国内におけるこのような検討状況の紹介を行うものである。

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