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綿引 俊介; 花川 裕規; 今泉 友見; 永田 寛; 井手 広史; 小向 文作; 木村 伸明; 宮内 優; 伊藤 正泰; 西方 香緒里; et al.
JAEA-Technology 2013-021, 43 Pages, 2013/07
JAEA-Technology-2013-021.pdf:5.12MB
世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により、その数は減少しているが、原子力発電の導入を計画している国では、原子力人材育成、科学技術の向上、産業利用、軽水炉の安全研究のために、試験研究炉の必要性が高まっている。日本原子力研究開発機構では、平成22年度より試験研究炉設計のための環境整備及び人材育成のため、汎用小型試験研究炉の検討を開始し、平成24年度までに概念検討を行う予定である。平成23年度は、汎用小型試験研究炉の炉心構成の検討、汎用性及び実用性の高い照射設備の検討及びMo製造のためのホットラボ設備の検討を実施した。その結果、炉心構成の検討結果として、照射物を考慮した原子炉の未臨界度及び連続運転時間について確認するとともに自動制御運転中における反応度外乱に対する原子炉の過渡応答について、定格出力運転中の汎用小型試験研究炉は、自動制御運転が十分に可能であることを確認できた。また、照射設備の検討としては、Mo-99のような短半減期ラジオアイソトープの効率的な大量生産の実現が期待できることを確認し、ホットラボ設備の検討においては、Mo製造,RI搬出等を考慮したうえで迅速に試料を配布できるセル・設備を考案した。
今泉 友見; 井手 広史; 那珂 通裕; 小向 文作; 長尾 美春
UTNL-R-0483, p.10_2_1 - 10_2_8, 2013/03
JMTRの再稼働後の炉心管理を迅速かつ正確に行うため、汎用大型計算機で運用しているSRACコードシステム及び炉心管理支援プログラムをパソコン(OS: Linux)に移植するとともに、新たにJMTRの炉心管理システムを整備した。これにより炉心解析については、処理速度を従来に比べて約60倍速くすることを可能にした。各解析コードのGS21-400システムからPC-Linuxへの移植に伴う、計算機内の内部表現の違い等に起因する計算結果の違いは、実用上許容できるレベルであることも確認した。
今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.
JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01
JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB
世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月
平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。
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。
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。
井手 広史; 松井 義典; 板橋 行夫; 小森 芳廣; 長尾 美春; 小向 文作; 辻 宏和; 秋本 肇; 大貫 晃; 新谷 文将
JAERI-Tech 2002-079, 58 Pages, 2002/10
JAERI-Tech-2002-079.pdf:5.92MB
材料試験炉部では、軽水炉の高経年化にかかわる照射誘起応力腐食割れ(IASCC:Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)研究のための照射試験ニーズに応えるため、BWRの水質,温度を模擬した条件下で照射試験が行える高度材料環境照射装置の開発を進めている。高度材料環境照射装置は、飽和温度キャプセル及び水環境制御装置から構成される。本報告では、飽和温度キャプセルについて、試験片温度をBWRの炉内構造材温度で照射すること,試験片表面での給水流速をよりBWR環境に近づけること、及び、異常時のキャプセルの安全性の向上を目的とした熱水力的検討した結果を示す。その結果の概要は、導水管及び矩形孔をあけた熱媒体を用いるキャプセル構造を採用することにより、試験片表面での給水流速を従来の10倍程度(約0.2m/s)まで高めることが可能であり、また、給水全喪失等の万一の異常時にも安全上問題なく熱除去が可能であることがわかった。
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。
小森 芳廣; 雨澤 博男; 小向 文作; 鳴井 実*; 小無 健司*
KAERI/GP-195/2002, p.3 - 10, 2002/00
アクチニド水素化物燃料は高レベル廃棄物に含まれる長寿命アクチニドの核変換への応用を目的に研究されており、初めての照射試験がJMTRにて実施された。本報告ではこの照射試験のためのキャプセルの設計,製作及び照射結果についてまとめた。U/Th/Zr/Hの複合組成を有する燃料ペレットは合金化,水素化の過程を経て製作されたが、寸法誤差は予想範囲内であった。燃料ペレットからの水素の解離を防ぐため、照射温度は燃料ペレット表面で873K以下になるよう設計した。燃料ペレットはJMTRにて2サイクル照射され、測定された照射温度は設計値と良く一致した。また、燃料ペレットの燃焼度は0.2%FIMAに達した。
島川 聡司; 田畑 俊夫; 小向 文作
JAERI-Data/Code 99-045, p.31 - 0, 1999/11
JAERI-Data-Code-99-045.pdf:1.22MB
従来、動特性解析に用いられてきたアナログ計算機に替わるものとして、複雑な反応度印加条件に対して簡易かつ迅速に解析可能なデジタル計算機用プログラム「REARA (REActivity Response Analyses program)」を開発した。このプログラムでは、自動制御棒効果や温度フィードバック効果などを考慮した解析、パルス中性子打込みに対する応答解析が可能となっている。本プログラムの解析結果の妥当性は、アナログ解析結果と比較することにより確認した。このプログラムを使用することにより、計算準備作業にかかる時間を飛躍的に節約することができる。また、原子炉運転員の訓練時に、動特性シミュレーションプログラムとしても利用できる。
那珂 通裕; 長尾 美春; 小向 文作; 田畑 俊夫
Proceedings of 7th Meeting of the International Group on Research Reactors (IGORR-7) (CD-ROM), 7 Pages, 1999/10
現在、JMTRはLEUとMEU燃料を使用した炉心により、年間4~5サイクル、1サイクル当たり約25日間の運転を行っているが、来年からはLEU燃料のみの炉心による運転が予定されている。また最近、年間の運転日数の増加による高フルエンス照射の要望が高まっている。そこでLEU燃料の燃焼度向上による運転日数の増加を図れる炉心構成について検討し、核・熱水力学的解析を行った。その結果、標準燃料数を現在の22本から24本に増加し、現在の2サイクル使用(燃料フォロワは1サイクル使用)から、3サイクル(燃料フォロワは2サイクル使用)とする8-8-8炉心により、年間180日の運転が可能であること、50%を越える燃料平均燃焼度が達成できることが示された。この変更による照射場の中性子フラックスはほとんど変わらず、また、安全評価上の基準も十分満たせる見通しを得た。したがって、本炉心構成によって今後のJMTRの照射効率と燃料経済性の向上が可能であることがわかった。
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
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。
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
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。
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。
小森 芳廣; 島川 聡司; 小向 文作; 長尾 美春; 明石 一朝; 桜井 文雄
JAERI-Tech 95-020, 63 Pages, 1995/03
国際的な核不拡散政策に沿って原研においても試験研究炉の低濃縮化が進められているが、その一環として、1994年1月、JMTRの全炉心低濃縮化が達成された。JMTRで使用する低濃縮ウラン燃料は、ウラン密度4.8g/cm
のシリサイド燃料であり、可燃性吸収体として燃料要素の側板にカドミウムワイアが挿入されたものである。低濃縮燃料炉心の特性試験結果から、原子炉の停止能力は十分に確保されていること及び従来の中濃縮燃料炉心と同等の負の反応度フィードバック効果を有していることを確認した。運転初期の過剰反応度についても、カドミウムワイヤの効果によりほぼこれまでの中濃縮燃料炉心と同程度に抑えられていることが確認された。また、運転中の過剰反応度変化についても、ほぼ予想通りの結果が得られた。
永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 小池 須美男; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-098, 81 Pages, 1992/07
JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、核特性解析を実施した。LEU燃料への移行においては、高ウラン密度のシリサイド(U
Si
)燃料を採用するとともに、(1)連続運転日数を現12日から25日に延長する、(2)サイクルの初期過剰反応度を低減するために、可燃性吸収体として直径0.3mmのカドミウムワイヤを燃料要素の側板に挿入する、の二項目を満足するように変更する予定である。本報告は、JMTRのLEU燃料炉心の核特性解析について述べたものである。解析の結果、LEU燃料炉心の核特性はMEU燃料炉心と同様であること、Cdの可燃性吸収体の使用は有効であることを示している。
永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-095, 68 Pages, 1992/07
JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、反応度投入事象に関する解析を実施した。評価すべき反応度投入事象として、以下に挙げる運転時の異常な過渡変化に関する4事象及び事故に関する1事象を選定し解析の対象とした。(1)運転時の異常な過渡変化、(1)起動時における制御棒の異常な引抜き、(2)出力運転中の制御棒の異常な引抜き、(3)照射試料による反応度付加、(4)冷水導入による反応度付加、(2)事故、(1)照射装置の破損による反応度の異常な付加、解析は、1点を近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析の結果、選定した反応度投入事象については、運転時の異常な過渡変化時および事故時の安全性を判断する基準を満足することを確認した。
永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-042, 92 Pages, 1992/03
JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、ホットスポットファクタの検討を実施した。本報告は、LEU燃料を使用する炉心の熱設計及び安全解析に用いられるホットスポットファクタのうち核的ホットスポットファクタについて、計算方法及び結果について述べている。核的ホットスポットファクタの各因子は、核計算により求めることとし、検討した。その結果、核的ホットスポットファクタの最大は、3.14となった。
桜井 文雄; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 小向 文作; 安藤 弘栄; 中田 宏勝; 坂倉 敦; 新保 利定; 斎藤 実; 二村 嘉明
Proc. on 12th Int. Meeting,Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, p.269 - 280, 1991/00
材料試験炉部では、JMTRのLEU化に係る安全審査のための準備作業の一環として、LEUシリサイド燃料に関する各種の試験・開発を進めている。この内、今回は、可燃性吸収体Cdワイヤ入りLEU炉心の核計算法の開発、LEU燃料要素の活動試験及びLEUシリサイド燃料のFP放出実験について報告する。
岩井 孝; 清水 道雄; 中川 哲也; 相沢 静男; 宮田 精一; 川又 一夫; 小向 文作; 齋藤 順市; 板橋 行夫; 酒井 陽之; et al.
JAERI-M 90-027, 28 Pages, 1990/02
JMTR燃料の濃縮度低減化計画に際し、低濃縮ウラン(LEU)燃料の安全評価に資するため、高温時(600
Cから1100C)における核分裂生成物(FP)の放出率測定装置を開発し本試験を行った。試料は、JMTRにて1サイクル(燃焼度約22%
U)照射したLEUの分散型シリサイド燃料と中濃縮ウラン(MEU)の分散型アルミナイド燃料である。試験は、照射終了後10日から90日の間に行い、試料を600Cから1100Cまで100Cステップで加熱し、各温度において放出される
Kr、
Xe、
I、
Cs、
Ra、
Te等のFPの放出量をキャリアガスに乾燥空気を使用して測定した。試験の結果、各試料においてKr、Xe、I、TeはU-Al合金燃料についてG.W.Parker等の行った試料結果よりやや低い放出率を示した。しかし1個のシリサイド燃料においてCs、Ruが、またアルミナイド燃料においてCsがやや高い放出率を示した。
