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報告書

「常陽」炉心支持板等の中性子照射量評価

石田 公一; 前田 茂貴; 佐井川 拓也*; 枡井 智彦*

JNC TN9400 2002-005, 68 Pages, 2002/03

JNC-TN9400-2002-005.pdf:2.14MB

高速実験炉「常陽」においては、原子炉構造材料等の健全性を確認・監視するためのサーベイランス試験を実施しており、原子炉容器材、炉心支持板材等の試験片をサーベイランスリグ内に装荷し、原子炉内で継続照射している。サーベイセンス試験結果の評価においては、材料強度特性に影響を及ぼす中性子照射量が重要なパラメータである。中性子照射量は 2次元輸送計算コードDORTによる遮蔽計算の結果を用いて評価を行っているが、その評価精度、サーベイランス試験条件を確認する目的で、 MK-II炉心第34$$sim$$35サイクルにおいて、ドシメータ、グラジェントモニタを充填したサーベイランス試験条件評価集合体(SVIR)を「常陽」の炉内に装荷し、照射した。照射後取出したSVIRドシメータ、グラジェントモニタの評価結果とそれに基づく原子炉構造材サーベイランス試験照射条件及び実機位置の中性子照射量の評価を行い、以下の知見が得られた。1)サーベイランス試験片各装荷位置の中性子照射量を明らかにした。もっとも照射量が大きい反射体位置(第9,10列)の中性子照射量は、現時点で2.7X10の22乗n/c㎡(E$$>$$0.1MeV) である。2)原子炉構造材サーベイランス試験片装荷装置が、実機位置より加速照射条件となる環境であることを確認した。3)原子炉容器及び「常陽」寿命時の中性子照射量を求めた。・原子炉容器の中性子照射量は、現時点:3.12X10の19乗n/c㎡(E$$>$$0.1MeV) 、「常陽」寿命時:4.83X10の19乗n/c㎡(E$$>$$0.1MeV)である。・炉心支持板の中性子照射量は現時点:9.38X10の20乗n/c㎡(E$$>$$0.1MeV) 、「常陽」寿命時:2.31X10の21乗n/c㎡(E$$>$$0.1MeV)である。

報告書

高速実験炉「常陽」1次冷却系統中の放射性不純物のデータ集(MK-II炉心)

伊藤 和寛; 佐井川 拓也*; 枡井 智彦*; 有馬 聡宏*

JNC TN9410 2001-014, 26 Pages, 2001/03

JNC-TN9410-2001-014.pdf:0.56MB

高速実験炉「常陽」は、昭和57年に、照射用炉心(MK-II炉心)として初臨界を迎えて以来35サイクルの定格出力運転と特殊試験のための短期間運転を行ってきた。「常陽」は、これまでに燃料破損は一度もなく、これに伴う1次冷却系統への汚染はないが、定常時のバックグランドを確認するため、1次系統中に不純物として存在するFPの濃度を測定してきた。MK-II炉心の運転終了を期に、燃料破損検知技術の向上や今後予定されているRTCB(Run to Cladding Breach)試験のため、これらFP濃度データについて、データ集としてまとめた。1次カバーガス中のFP濃度は、各サイクルにおいて、合計324回ガスサンプリングし、定量を行った。さらに、平成3年9月の第23'''サイクル以降は、オンラインによるカバーガス中FP濃度の測定も併せて実施した。また、1次ナトリウム中の137Cs濃度は、平成6年3月以降合計10回ナトリウムサンプリングして定量を行った。このうち、平成7年3月27日から4月15日には、セシウムトラップを運転し、その前後で1次ナトリウム中の137Csの定量を行った。その他、平成6年8月に開始した第29サイクルから平成10年2月に終了した第32サイクルまで、タグガス放出実験を実施した。この間、オンラインで、1次カバーガス中に放出されたタグガスの放射化物を測定した。これらのデータは、ユーザが利用しやすいようにCD-ROMに収録した。

報告書

「常陽」の照射試験における中性子照射量の精度向上

伊藤 主税; 青山 卓史; 枡井 智彦*; 佐井川 拓也*

JNC TN9400 99-029, 26 Pages, 1999/03

JNC-TN9400-99-029.pdf:0.77MB

高速実験炉「常陽」では、多重放射化箔法に基づく原子炉ドシメトリーにより、実測ベースの中性子スペクトルを評価し、核計算で求めた中性子照射量の精度と信頼性を確保している。本研究では、「常陽」の代表的な照射場である燃料領域と反射体領域で照射した照射試験用集合体について、「常陽」炉心管理コードシステム"MAGI"で求めた中性子照射量の計算値が、ドシメトリーによりどのように改善されるかを評価した。また、測定反応率からスペクトルを求める上で重要な断面積セットがドシメトリーに与える影響についても評価した。本研究で得られた成果は以下のとおりである。(1)ドシメータの反応率測定結果を用いて、計算による中性子束の初期推定スペクトルをアジャストすることにより、反応率のC/Eがほぼ1に改善され、その誤差が低減される。(2)ドシメトリー用断面積セットをENDF/B-VからJENDL-3に更新したことにより、Co及びScの中性子捕獲断面積の誤差が低減され、10$$sim$$100keVのエネルギー領域における中性子スペクトルの評価精度を向上できた。(3)今回評価した「常陽」の燃料領域及び反射体領域における照射試験(集合体名:C3M,SMIR-23)について、ドシメトリー結果から求めた"MAGI"の高速中性子束計算値に対する補正量は約10$$sim$$30%であり、炉心管理コードシステムによる計算結果の改善割合を明らかにした。

報告書

使用済高速炉燃料の中性子放出率の測定と評価

高松 操; 青山 卓史; 枡井 智彦*

PNC TN9410 98-011, 46 Pages, 1997/11

PNC-TN9410-98-011.pdf:1.53MB

使用済高速炉燃料の中性子放出率を評価することは、使用済燃料の貯蔵、輸送および再処理における遮蔽や被爆評価の観点のみならず、高速炉心の管理の観点からも重要である。このため、高速実験炉「常陽」の使用済燃料貯蔵プールにおいて、使用済MK-II燃料(燃焼度約6.3万MWd/t、冷却期間約5.2年)の軸方向中性子強度プロファイルを測定し、別途モンテカルロ計算コード"MCNP-4A"で求めた検出器の応答を用いて中性子放出率を評価した。本研究により得られた成果は、以下のとおりである。(1)測定した中性子放出率は燃料全体で約2.7$$times$$10の6乗n/sであり、新燃料の約3倍であった。(2)中性子放出率の炉心管理コードシステム"MAGI"による3次元Hex-Z7群拡散計算で求めた値と測定値の比(C/E)は約1.07であった。(3)使用済燃料から放出される中性子は、主に244Cmに起因するものであるが、その生成量は、燃料下端部において増加する傾向があり、中性子放出率の軸方向分布は燃焼度分布と異なることがわかった。

報告書

「常陽」制御棒駆動機構上部案内管の線量当量率測定と評価

茶谷 恵治; 北村 高一; 飯沢 克幸; 枡井 智彦*; 長井 秋則; 鈴木 惣十; 金城 勝哉

PNC TN9410 92-186, 63 Pages, 1992/06

PNC-TN9410-92-186.pdf:1.64MB

大型炉設計での研究課題の1つでる炉心上部機構引抜き用キャスクの遮蔽厚の検討に反映させることを目的として,第9回定期検査時に交換した「常陽」制御棒駆動機構の上部案内管(UGT)の線量当量率の測定とUGT洗浄廃液の核種分析を行った。これにより,下記に示す測定評価結果が得られた。(1)UGTのナトリウム洗浄前後の線量当量率分布は,UGT下部(炉心中心側)からナトリウム接液面にかけて同じ軸方向減衰傾向を示し,放射性腐食生成物(CP)の全線量当量への寄与は無視できる。(2)UGTの内部構造を考慮して評価した線量当量率の相対分布は,UGT下部からナトリウム接液面までの距離で約4桁の減衰を示す。相対分布は,MK-I性能試験時に測定された核分裂計数管(235U)による中性子分布の相対分布とステライト肉盛された箇所を除いて良く一致する。(3)線量当量率測定値から算出した減衰率と2次元輸送計算コード"DOT3.5"により算出した全中性子束の減衰率は,約4桁の減衰に対してファクター3以内で一致し,"DOT3.5"により測定値を再現できることを確認した。(4)UGT洗浄廃液の核種分析結果と洗浄廃液量から推定した付着CP量は,180MBqであり,60Coが92%を占める。この結果は,高速炉CP挙動解析ード"PSYCHE"による予測値とファクター2以内で一致する。

口頭

「常陽」高性能炉心の照射場特性評価法の高度化研究,2; 実測ドシメトリーに基づく中性子照射量評価

前田 茂貴; 伊藤 主税; 青山 卓史; 佐井川 拓也*; 枡井 智彦*

no journal, , 

炉心を2領域にし、高速中性子束を従来の1.3倍に増加させた高速実験炉「常陽」の高性能炉心(MK-III炉心)の照射場特性評価法の高度化研究の成果を2件のシリーズ発表にて報告する。本発表では、シリーズ発表の第2報として、ドシメータによる中性子照射場特性の測定と解析について述べる。(1)燃料領域から炉容器外照射孔まで含めた範囲の各種反応率分布を系統的に測定し、中性子束や出力分布を実験的に把握できた。(2)炉心燃料領域においては、MK-III炉心管理用に開発整備したHESTIAコードにより、$$^{235}$$U核分裂率を4%以内の誤差で評価できることがわかった。(3)内部構造が非均質な照射試験用集合体については、幾何学形状を厳密にモデル化できるモンテカルロ計算により、計算誤差を6%に低減できる。(4)反射体領域より外側では3次元輸送計算コードTORTが有効であるが、内側反射体については最大で約20%の過大評価となった。

口頭

ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の開発,9-7; 炉心上部機構の線量率評価

山本 崇裕; 伊藤 敬輔; 伊藤 主税; 前田 茂貴; 伊東 秀明; 関根 隆; 枡井 智彦*

no journal, , 

旧UCS収納キャスクの設計にあたり、QADで炉内の$$gamma$$線量率分布を計算し、これを炉内の$$gamma$$線量率分布の測定結果で補正することにより旧UCSの表面線量率を評価して、キャスク遮蔽厚の設計裕度を削減させた。本研究では、PSFを用いて旧UCS引き抜き作業時にキャスク表面の$$gamma$$線強度分布を測定し、QADによる計算値と比較した。その結果、前述の炉内線量率分布測定結果を考慮すると、キャスク表面の$$gamma$$線強度分布計算値と測定値の比は約3と考えられ、高強度に放射化した炉内構造物を線源とする線量率評価と遮蔽設計の妥当性が確認された。

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