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神川 豊; 鈴木 真琴; 安掛 寿紀; 村上 貴彦; 森田 祐介; 椎名 秀徳; 福島 学; 平根 伸彦; 大内 靖弘
JAEA-Technology 2023-030, 57 Pages, 2024/03
JAEA-Technology-2023-030.pdf:1.93MB
航空機落下事故に関するデータが原子力規制庁により更新されたことに伴い、原子力科学研究所における航空機落下確率を再評価するため、経済産業省原子力安全・保安院「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について(内規)」に基づき評価を行い、原子力科学研究所の各施設における航空機落下確率を評価した。評価の結果、航空機落下確率の総和は最大となる放射性廃棄物処理場において 5.68
10
回/(炉・年))であり、航空機落下を「想定される外部人為事象」として設計上考慮する必要があるか否かの基準である 10
回/(炉・年))を超えないことを確認した。
須藤 俊幸; 福島 学*
JAEA-Data/Code 2011-021, 91 Pages, 2012/02
JAEA-Data-Code-2011-021.pdf:3.57MB
将来の再処理施設を考える場合には、軽水炉ウラン燃料のみならず、軽水炉MOX燃料、さらには高速炉燃料も取り扱う可能性も考えられ、さまざまなプルトニウム富化度,プルトニウム同位体組成を持つ使用済燃料の再処理に対し、合理的な臨界安全管理・設計を検討していく必要がある。既存の臨界安全ハンドブック等では、プルトニウムの多様な組成に対する十分なデータが記載されておらず、また、中性子吸収材を使用した場合のデータや、円環槽に関するデータはほとんどなく、過度に保守的となるデータを使用するか、個別に臨界計算する必要があった。本検討では、将来の再処理施設の機器の臨界安全設計検討に活用すべく、複数のプルトニウム富化度、プルトニウム同位体組成に対し、無限円筒、無限平板、有限円環槽を対象に、硝酸ウラン、プルトニウム混合溶液に対するkeff(+3
)
0.95を満たす制限寸法を計算し、グラフ,表にまとめた。また、得られた結果より、臨界安全管理方法の選定において配慮すべき事項についてまとめた。
福島 学; 大和田 稔; 太田 和則; 竹内 真樹; 後藤 真悟; 今橋 正樹; 寺門 義文
JAEA-Technology 2010-028, 24 Pages, 2010/09
JAEA-Technology-2010-028.pdf:1.01MB
研究用原子炉JRR-3の2次冷却系設備の一つに冷却塔がある。冷却塔は、炉心等で発生した熱を2次冷却設備を介して、大気に放散する設備である。JRR-3の共用運転を開始して以来、冷却塔の点検保守を定期的に実施し原子炉の安全安定運転を行ってきた。これまで、2次冷却材温度の制御方式として、送風機の運転台数を増減する方式としてきたが、運転台数が増減した直後は、一時的に2次冷却材温度が変動し、その結果熱出力も変動する事象が生じていた。これに対し、送風機の回転数を連続的に調整するように改良することで、外気温の変動が原子炉熱出力の安定性に与える影響を緩和することができた。本報告書は、これまで実施してきた冷却塔の保守管理及び送風機回転数の制御方式の改良について具体的に記述するとともに、点検記録をまとめ、今後の保守管理に活用できるようにしたものである。
大場 敏充; 福島 学; 竹内 真樹; 宇野 裕基; 大和田 稔; 寺門 義文
JAEA-Technology 2010-020, 31 Pages, 2010/07
JAEA-Technology-2010-020.pdf:1.33MB
研究用原子炉JRR-3では、炉心で発生する中性子を効率よく熱化するため、炉心部の周りに重水反射体が設けている。また、原子炉運転中に発生する
線による発熱によって重水反射体の温度が上昇するが、これを冷却するために重水冷却設備が設置されている。重水冷却設備は重水系設備及びヘリウム系設備で構成しており、ヘリウム系設備は重水のカバーガスであるヘリウムガスを循環している系統である。また、ヘリウム系は重水タンク内で発生した重水の放射線分解ガスである重水素と酸素を再結合させる役割を持つ。ヘリウム圧縮機は使用開始後、定期的な分解点検の実施及び消耗部品の交換を行いながら使用してきた。しかしながら、近年においては、シールオイルの漏えいによりヘリウム圧縮機が自動停止する事象が多発した。不具合の解消のためには更新が必要であると判断し、平成19年に更新を行った。本報告書は更新に至るまでの経緯と更新時の改良点について述べ、今後の保守管理に資するものである。
市村 俊幸; 諏訪 昌幸; 福島 学; 大場 敏充; 根本 吉則; 寺門 義文
Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2009/10
The JRR-3 (Japan Research Reactor No. 3) was constructed as the first domestic reactor in 1962. The large-scale modification such as removal and re-installation of the core was carried out from 1985 to 1990. It reached integrated output of 59.9 GWd in July, 2009. JRR-3 has continued the stable operation with several maintenance. Three topics are picked up as major maintenances; modification of fuel elements from aluminide to silicide, replacement of a process control computer system, replacement of a helium compressor of the helium gas system which is part of the heavy water cooling system.
太田 和則; 池亀 吉則; 大和田 稔; 福島 学; 大場 敏充; 竹内 真樹; 今橋 正樹; 村山 洋二
JAEA-Technology 2008-023, 31 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-023.pdf:3.3MB
JRR-3熱交換器はシェルアンドチューブ型であり、管側を2次冷却材が流れる構造となっている。洗浄方法はボール洗浄方式であり、高圧力で流れる2次冷却材中に混入させたスポンジボールによって伝熱管内部の汚れを剥離する方法である。熱交換器の性能低下は、1次冷却材炉心出口温度の上昇をもたらし、原子炉の安全安定運転に影響を与えるおそれがある。これまでの洗浄データをもとに、熱交換器洗浄方法の効率化の検討を行った。その結果、最適な洗浄ボールの種類や洗浄時間の決定方法等が明らかとなった。
佐藤 若英*; 福島 学*; 石川 真
JNC TN9400 2001-026, 90 Pages, 2000/09
JNC-TN9400-2001-026.pdf:2.61MB
大洗工学センターでは、将来の実用炉など大型FBR炉心に対する核特性解析技術を高度化し、その核設計精度を向上させることを目的として、これまでに蓄積された豊富なFBR炉物理研究の成果を集大成するための作業を進めている。本報告書は、この核設計基本データベースをさらに拡張し汎用化するために、これまで最新手法による実験解析が行われていなかったZPPR-9炉心の微少サンプル反応度実験の解析・評価を行い、データベースの一部として整備したものである。JUPITERシリーズにおけるZPPR-9炉心の微少サンプル反応度実験(PU-30、U-6、DU-6、SS-1、B-1サンプルの5種類)を、最新の核データライブラリJENDL-3.2と、JUPITER臨界実験解析で確立された最新解析手法を用いて評価した結果、以下の結論が得られた。各領域における補正後平均C/E値について、内側炉心部では、1.0からのずれはおおむね
5%程度(SS-1サンプルを除く)におさまることが判明した。また、いずれのサンプルでも外側炉心に行くにつれてC/E値が大きくなる径方向依存性が見られるが、特にB-1サンプルでは径方向依存性が約10%とかなり大きい。引き続いて、従来のJUPITER臨界実験解析に基づく統合炉定数ADJ98を基準とし、今回評価した微少サンプル反応度の解析結果を加えて、炉定数調整に対する影響を検討した。その結果、今回のサンプル反応度の解析は、全体的に、従来のJUPITERデータと炉物理的な整合性を有しており、核設計基本データベースの一部として使用できるものと判断した。
大川内 靖; 福島 学*
JNC TN9400 99-051, 100 Pages, 1999/05
ORIGEN2は世界で最も広く使用されている燃焼計算コードである。本コードは様々なタイプの炉心に対する1群断面積ライブラリーを内蔵している。しかし、これらのライブラリーに関しては、基となっている核データ(ENDF/B-IV,V)が古いことやライブラリー作成時に想定された高速炉の炉心燃料設計が最近の検討対象と必ずしもマッチしないなどの問題点がある。そこで、JENDL-3.2をベースとし、解析対象炉心の中性子スペクトルを考慮できる高速炉用のORIGEN2新ライブラリー作成ツールを開発した。また、本ツールを用いて、Na冷却型高速炉の検討に広く活用できるよう、炉心規模(小型炉
大型炉)・燃料種別(酸化物、窒化物、金属)・Pu組成をパラメータとした7種類の増殖炉心にPu燃焼型炉心を加えた計8種類の炉心に対して新ライブラリーを整備した。作成した新ライブラリーの検証として、ライブラリーを変更して同条件での燃焼計算を行った。その結果、ライブラリーによって核種生成量・消滅量が大きく異なることが示され、縮約スペクトルが計算結果に大きく影響していることがわかった。本ツールあるいは新ライブラリーを用いることにより、消滅処理研究における核種生成・消滅量の評価精度が向上するものと思われる。
大場 敏充; 大和田 稔; 福島 学; 竹内 真樹; 宇野 裕基; 村山 洋二
no journal, ,
JRR-3は、最大熱出力20MWの低濃縮ウラン軽水減速冷却プール型の研究用原子炉である。本原子炉施設の炉心及び炉心構造物で発生される熱は、1次冷却設備,重水冷却設備の熱交換器を介し、2次冷却設備に伝達される。2次冷却設備に伝達された熱は最終的な熱の逃げ場である冷却塔を通して大気に放出される。JRR-3では、炉心で発生する中性子を効率よく実験に用いるため、炉心の周りに重水反射体が設けられており、重水冷却設備は重水反射体で発生する熱を2次冷却系に伝達するために設置されている。重水冷却設備は重水系及びヘリウム系で構成しており、ヘリウム系は重水の劣化防止、及び重水の放射線分解により生じる分解ガスを重水に戻し回収するために、重水のカバーガスであるヘリウムガスを循環している系統である。ヘリウム圧縮機はヘリウムガスを循環させるための機器であり、ヘリウム系において重要な役割を担っている。本報告書では、ヘリウム圧縮機を経年変化に対する予防保全の観点から更新したため、更新に至るまでの経緯と更新時の改良点について述べる。
若井 栄一; 高田 文樹; 高屋 茂; 加藤 章一; 北澤 真一; 大久保 成彰; 鈴土 知明; 藤井 貴美夫; 吉武 庸光; 加治 芳行; et al.
no journal, ,
次世代炉設計の自由度を上げるために新しい評価指標として照射損傷パラメータを検討し、長寿命プラント炉の候補構造材料(SUS304, 316FR, 12Cr(P122)鋼)を対象に照射損傷管理技術を開発することを目的とした。材料強度特性に関する既存データと取得データ,微細組織観察結果及び計算科学による結果を解析したところ、材料強度特性は弾き出し損傷量(dpa)に強く依存して変化するとともに、He量やHe/dpa比にも依存して変化する傾向があることがわかった。また、照射損傷指標の評価に必要な微小試験片用のクリープ試験及びクリープ疲労試験装置の開発を行うとともに、照射損傷進行を適切に把握するための非破壊評価として磁気応答特性の変化及び表面弾性波応答変化を調べ、その有効性を示すことができた。
中崎 和寿; 須藤 俊幸; 小坂 一郎; 福島 学*
no journal, ,
高速炉燃料再処理施設(先進湿式法を採用した再処理施設)における経済性を考慮した合理的な機器設計及び建家配置設計に資するため、種々の臨界安全対策について貯槽類の制限寸法の変化を指標としてその特性を検討した。評価体系は、集合体,U/Pu混合溶液,Pu溶液とし、形状としては、円筒,平板,円環等を対象とし、Gd中性子吸収材の使用,燃焼により生成するFPの中性子吸収効果,Pu富化度の変化,臨界管理上の形態の違い,制限濃度臨界安全管理への変更等を考慮した場合の効果について検討し、その特性を把握した。高速炉燃料再処理施設の貯槽類の制限寸法を拡大する方策としては、Gd中性子吸収材の使用と燃焼により生成するFPの中性子吸収効果を考慮することが有効であるという結果を得た。また、Pu同位体組成の違いによる影響として、臨界設計条件とする核分裂性Pu及びPu
割合によって制限寸法を拡大できることがわかった。
諏訪 昌幸; 福島 学; 照沼 憲明; 太田 和則; 村山 洋二
no journal, ,
JRR-3は、1962年(昭和37年)に、日本の技術によって建設された最初の研究炉である。1985年(昭和60年)から1990年(平成2年)にかけて、反射材に重水とベリリウムを使用した、熱出力20MWの軽水減速冷却スイミングプール型の研究用原子炉に改造し、その後、安定に運転を続けている。この報告では、改造後20年間のJRR-3の運転及び保守のなかからプロセス制御計算機システム及びヘリウム圧縮機の更新について報告する。
石崎 勝彦; 太田 和則; 竹内 真樹; 今橋 正樹; 福島 学
no journal, ,
平成21年度の施設定期自主検査期間中にヘリウム圧縮機の分解点検を実施した後、シールオイルレベルが漏えいする事象が発生した。原因調査の結果、Vリング装置の部品の取り付け不良により内部部品が上下に微動し、それにより微小に変形した部品によりシールオイルを閉じ込める機能が損失し、シールオイルの漏えいが発生することがわかった。対策としてVリング装置の一部をよりシール性の高い部品に変更したこと及び取り付けを確実にするため部品を追加した。
田中 寿*; Chen, R.*; 浅井 幸*; 福島 千賀子*; 川本 徹*; 石崎 学*; 栗原 正人*; 有阪 真; 南川 卓也; 渡邉 雅之
no journal, ,
Csの吸着材料としてよく知られているヘキサシアノ鉄酸金属錯体塩(MHCF)を新たにナノ粒子インク化することで加工性を高め、ユーザビリティに優れた材料としての応用を進めてきた。このインク化MHCFを用いて、選択的Cs分離回収を電気的にかつ繰り返し行うことのできるシステムの構築を目指している。今回の報告では、その電気化学的吸着脱離条件について、特に複数イオン共存下の特性について報告する。
Chen, R.*; 田中 寿*; 福島 千賀子*; 浅井 幸*; 川本 徹*; 栗原 正人*; 石崎 学*; 有阪 真; 南川 卓也; 渡邉 雅之
no journal, ,
ヘキサシアノ鉄酸遷移金属化合物(MHCFs)は、選択性と高い吸着容量により優秀なイオン交換体として知られている。CuHCF
はアルカリ金属イオン特にセシウムの分離において放射性廃棄物からの分離に利用されてきた。これまでCuHCFナノ粒子を電極材料上に被覆した電極をカラムシステム中に組み込むことでセシウムの電気化学的除去が可能な簡便な方法の開発を行ってきた。本研究では、カラム試験において連続的に放射性セシウムを分離できることを示す。