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論文

炉物理研究の歩みと役割; 臨界実験が果たした意味とこれから

松村 哲夫*; 松浦 祥次郎*; 森 貴正

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 51(4), p.250 - 253, 2009/04

日本原子力学会は2009年2月に創立50周年を迎え、50周年記念号(学会誌2009年4月号)を発刊した。本稿は、記念号のために、炉物理部会(旧炉物理連絡会)にかかわる研究活動を黎明期を中心に取りまとめたものであり、臨界実験が果たした役割、及び国際的交流の場としてのOECD/NEAと炉物理研究特別専門委員会の活動を振り返るとともに、今後の取組みと課題を提示している。

論文

A New fuel material for once-through weapons plutonium burning

秋江 拓志; 室村 忠純; 高野 秀機; 松浦 祥次郎

Nuclear Technology, 107, p.182 - 192, 1994/08

 被引用回数:100 パーセンタイル:98.84(Nuclear Science & Technology)

核兵器より取り出されるプルトニウムの燃焼のための新しいワンススルー型燃料の概念が、燃料物質の相状態、化学的性質および燃焼特性等の観点から検討された。燃料としては二酸化プルトニウムを固溶した蛍石型結晶構造の相とアルミナ相の二相平衡状態にある化合物が望ましい性質をそなえている。プルトニウムホスト相の蛍石型化合物には、トリア(ThO$$_{2}$$)および安定化ジルコニア(ZrO$$_{2}$$)が、FPの固溶性、照射安定性および化学安定性の点で優れていると考えられる。これらの燃料の燃焼特性が軽水炉、高速炉および高温ガス炉について検討された。ワンススルー型のプルトニウム燃焼には、現行軽水炉のような減速材/燃料体積比が1.4以上の軽水炉が向いている。このような炉では燃料中のPu-239の約99%を燃焼することができ、使用済燃料中のPu組成は極めて劣化したものとなる。

論文

Present status of research and test reactor in JAERI

松浦 祥次郎

Proc. of the 9th Pacific Basin Nuclear Conf., Vol. 2, 0, p.1027 - 1032, 1994/00

日本原子力研究所において、現在稼動中の試験研究炉について、運転及び利用の状況を報告する。また、各試験研究炉の施設の概要、炉心特性等について詳細に紹介する。建設中のHTTRについても、建設状況、原子炉施設の概要等について述べる。

論文

Non-destructive and destructive measurements on burnup characteristics of Japan Power Demonstration Reactor-I full-core fuel assemblies

須崎 武則; 岡崎 修二; 岡下 宏; 小林 岩夫; 鈴木 敏夫; 河野 信昭; 大貫 守; 篠原 伸夫; 園部 保; 大野 秋男; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(1), p.53 - 72, 1986/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:67.65(Nuclear Science & Technology)

JPDR-I使用済燃料集合体72体に対し、非破壊$$gamma$$線スペクトロメトリ法を適用した。それらの集合体は東海再処理工場にて溶解された。溶解槽から採取した19バッチの試料について詳細な化学分析を行った。非破壊測定による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放射能強度および$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs強度比から、それぞれ、燃焼度およびPu/U原子数比を求めた。その際、典型的な1体の集合体の燃料棒を用いた実験において確立された相関関係を利用した。非破壊測定と化学分析の結果の間には良い一致が得られた。一部の結果に見られたわずかな偏差は、集合体内の放射能強度の分布の相違に起因するものとして説明された。非破壊測定法により、Pu以外の超ウラン核種の量を推定する可能性についても議論した。

論文

ヨーロッパにおける高転換軽水炉の開発の現状と動向

松浦 祥次郎; 石黒 幸雄; 大杉 俊隆

日本原子力学会誌, 28(5), p.384 - 389, 1986/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:21.09(Nuclear Science & Technology)

高転換軽水炉(HCLWR)の研究開発は西独,フランス,スイスにおいて先行している。その現状を1985年11月11日~21日にかけてそれぞれの研究機関を訪問して調査した。調査は、研究開発の責任者および担当者に面会して説明を受け、質疑応答を行うこと、実験施設を見学することで実施した。また同時に、原研の研究開発計画の概要,FCAにおける実験計画,稠密格子の計算手法上の問題点および計算結果の一部を紹介しコメントを求めた。本稿では、この調査に基づいて、ヨーロッパの主要な研究機関におけるHCLWRの開発の現状と動向を解説する。

報告書

Non-destructive gamma-ray spectrometry and analysis on spent fuel assemblies of the JPDR-I

須崎 武則; 鶴田 晴通; 松浦 祥次郎

JAERI 1296, 55 Pages, 1985/07

JAERI-1296.pdf:2.5MB

JPDR全炉心の使用済燃料集合体について、再処理工場への輸送に先立ち、非破壊$$gamma$$線スペクトロメトリを行った。」その結果を、出力分布、中性子スペクトルの空間変化、運転覆歴を考慮して解析した。この炉の1体の標準的な集合体に関して見出された較正曲線を利用して、非破壊測定による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの$$gamma$$線強度分布および$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csの$$gamma$$線強度比分布から、それぞれ、集合体平均の燃焼度およびPu/U原子数比を求めた。これらの結果と燃焼計算結果は互に良く一致した。非破壊測定から推定した炉心内の全Pu蓄積量は再処理結果ときわめて良い一致を示した。

報告書

Reactor Engineering Department Annual Report; April 1,1983-March 31,1984

松浦 祥次郎*

JAERI-M 84-138, 246 Pages, 1984/08

JAERI-M-84-138.pdf:7.07MB

昭和58年度における原子炉工学部の研究活動状況をまとめた。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析核融合ニュートロニクス、遮断、原子炉計装、炉制御と異常診断、保障措置、及び炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べる。 炉工年報編集委員会(58年度)松浦祥次郎、中原康明、西村秀夫、大部誠、西田雄彦、秋野藤義、寺田博海、島崎潤也、長谷川明、前川洋、吉原文夫

報告書

Reactor Engineering Department Annual Report; April 1,1982-March 31,1983

松浦 祥次郎

JAERI-M 83-129, 246 Pages, 1983/09

JAERI-M-83-129.pdf:6.95MB

昭和57年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。さらに、57年度から保障措置に関する研究開発が当部において総合的に実施されることとなった。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、核融合ニュートロニクス、原子炉計装、制御と異常診断、保障措置技術、及び炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べる。

報告書

ガドリニア燃料の炉物理特性に関する実験的研究

松浦 祥次郎; 小林 岩夫; 古田 敏郎*; 鳥羽 正男*; 津田 勝弘*

JAERI-M 9844, 122 Pages, 1981/12

JAERI-M-9844.pdf:3.7MB

ガドリニア入り2酸化ウラン(Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$-UO$$_{2}$$)燃料棒の炉物理特性に関して一連の臨界実験がなされた。実験は、ガドリニア含有量がそれぞれ、0.0、0.05、0.25、1.5、3.0wt%の5種の試験燃料棒を用いて円環炉心、正方格子炉心、JPDR模擬炉心の3種の炉心でなされた。反応度効果、出力分布、放射化率分布、温度係数等か測定された。ガドリニアの熱中性子吸収は強い飽和特性を有し、含有量1.5wt%でほぼ飽和に達することが、反応度効果、出力分布、放射化率分布の測定により確認された。また、飽和状態において、出力は通常燃料の20%程度に低下すること、ガドリニア入り燃料棒間の相互干渉効果は出力分布にはほとんど認められず、反応度効果についても高々15%程度であること等がガドリニア入り燃料棒の炉物理的特性として示された。

論文

Measurements of thermal disadvantage factors in light-water moderated PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$ and UO$$_{2}$$ lattices

大野 秋男; 小林 岩夫; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 村上 清信; 松浦 祥次郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(1), p.26 - 36, 1980/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

軽水減速3.4wt%PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$格子と26wt%UO$$_{2}$$格子の熱中性子損失因子が、Dy-Alワイヤ検出器を用いて燃料内及び減速材内の放射化率分布の直接測定から求められた。測定は、炉心中央部に7$$times$$7格子配列のテスト領域と、それをとり囲んだドライバー領域より構成される二領域炉心を用いて行なわれた。テスト領域の水対燃料体積比は1.76,2.00,2.38および2.95の4種類が用いられ、その各々について熱中性子損失因子が測定された。格子の水対燃料体積比の増加につれて、PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$及びUO$$_{2}$$格子の熱中性子損失因子は大きくなる。多群輸送コードLASERによる計算値は実験値に実験誤差内で一致した。

論文

Measurement of the gamma dose rate distribution in a spent fuel assembly with a thermoluminescent detector

大野 秋男; 松浦 祥次郎

Nuclear Technology, 47(3), p.485 - 493, 1980/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料の燃焼度の非破壊測定には、現在主に$$gamma$$線スペクトロメトリーが用いられている。燃料ピンについてのこの方法の有用性は確かめられているが、集合体についてはまだ問題点が残っている。集合体測定にこの方法を用いた際の欠点は、集合体内部の$$gamma$$線の情報が見えないことである。そこで集合体内部の$$gamma$$線量の情報を得る一つの方法としてTLDの使用が考えられた。JPDR-1で使用された燃焼集合体(A-26,A-40,A-1)3体について、この方法を適用しその有効性を調べた。使用済燃料集合体内の相対$$gamma$$線量分布は$$pm$$5%以内の精度で測定され得る。集合体A-26について、$$^{6}$$$$^{0}$$Co担当の$$gamma$$線量率は測定面において約4$$times$$10$$^{3}$$R/hであった。TLDは集合体内部の$$gamma$$線量の情報を得るための方法として使用出来ることが解った。

報告書

Determination of Pu Accumulated in Irradiated Fuels by Non-Destructive Isotopic Correlation Technique

鶴田 晴通; 須崎 武則; 松浦 祥次郎

JAERI-M 8599, 13 Pages, 1979/11

JAERI-M-8599.pdf:0.55MB

平均4,400MWd/tの燃焼度を持つJPDR-Iの使用済燃料について、非破壊ガンマ線スペクトロメトリを行った。1つの燃料集合体内の8本の燃料棒について、核分裂生成物のガンマ線強度比と、破壊測定によって得られている燃焼率および蓄積されたPuと残存Uの原子数比とについて相関関係を調べた。この結果、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs強度比が、燃焼率に対してよりもむしろPu/U原子数に対してのより良い指標であることを見出した。次いで、燃料棒に対して得た相関関係を使って、各々の燃料集合体中に含まれているPu/U原子数比を求めた。このようにして得た集合体中のPu量は再処理工場での値と2%の差で一致した。

論文

Critical experiments on light-water moderated PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$ lattices

小林 岩夫; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 松浦 祥次郎; 湯本 鐐三*; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*; 板川 和男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(3), p.166 - 182, 1978/03

 被引用回数:3

プルトニウム燃料(PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$)を用いた軽水減速正規格子実験を原研と動燃の共同研究の下に軽水臨界実験装置TCAを用いて行なった。Puの組成は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Pu,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Pu,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{2}$$Puについてそれぞれ68,22,7,2w/oであり、Uは天然ウランである。実験対象の燃料格子はHとPuの原子数比(H/Pu)が295,402,494,704および922の5種類で、これらの体系について臨界質量、出力分布および全線の放射化率分布を求めた。 核計算はLASER、UGMG42-THERMOSおよびGTB-2を用いて得た小数群定数を用い、2次元拡散計算をPDQ.5コードで行なった。計算結果を実験値と比較した所、実効増倍係数については、-1.32から1.72%$$Delta$$K/Kの差が認められ、熱中性子密度、熱外中性子束および出力分布については一致を示した。

報告書

Critical sizes of light-water moderated UO$$_{2}$$ and PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$ lattices

鶴田 晴通; 小林 岩夫; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 松浦 祥次郎

JAERI 1254, 38 Pages, 1978/02

JAERI-1254.pdf:2.27MB

2、6w/oUO$$_{2}$$および3、0w/oPUO$$_{2}$$-天然UO$$_{2}$$燃料を用いた約250炉心について、その臨界形状の実験値を示した。減速材は軽水であって、単位格子内の水対燃料体積比は、UO$$_{2}$$炉心については1、50から3、00、Pu0$$_{2}$$-UO$$_{2}$$炉心については2、42から5、55の範囲である。臨界形状は、室温から80$$^{circ}$$Cの温度範囲について直方体炉心の臨界に必要な燃料本数と水位との用いて決定された。PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料炉心において、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Puが$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Amに転換することによる炉心の反応度変化を3年間に渡って追跡した。水ギャップ付のUO$$_{2}$$およびPu$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料炉心および減速材中に液体ポイズンを含むUO$$_{2}$$燃料炉心の臨界形状も示してある。反応度温度計系数、水位等反応度、反射体節約、中性子移動距離と無限増倍係数の比、および臨界バックリングなどの炉物理パラメータを、水ギャップや液体ポイズンの無い一様炉心の臨界形状に関連して示した。

論文

Gamma-ray spectrometry and chemical analysis data of JPDR-I spent fuel

夏目 晴夫; 岡下 宏; 梅澤 弘一; 岡崎 修二; 鈴木 敏夫; 大貫 守; 園部 保; 中原 嘉則; 市川 進一; 臼田 重和; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(10), p.745 - 761, 1977/10

 被引用回数:13

JPDR-?使用済燃料から採取した試料について、化学分析および$$gamma$$線スペクトロメトリの手法を用いて、燃焼率ならびに超ウラン元素蓄積量の精密測定を行った。この結果を数値的にまとめ、あわせて、炉心配置と運転記録を記した。

論文

原子炉反応度測定の現状

金子 義彦; 中野 正文; 松浦 祥次郎

日本原子力学会誌, 19(6), p.380 - 390, 1977/06

 被引用回数:2

原子炉の反応度測定技術は長い歴史を有している。近年、新型炉の開発にとりくんでいる設計室や、原子炉の運転や保安に携わる現場から「反応度をもっと正確に測定できるようにすべきである」という要請がでてきた。その理由としては、原子炉の安全性、経済性さらに保守性の向上に対する反応度の重要性が強く意識されるようになったことにほかならない。この要請に対応して、内外の諸施設において、反応度測定技術に関して、着目すべき進歩がみられている。この総説では、これらの研究活動の実態について調査した結果をまとめるとともに、反応度研究の主として炉物理的問題点を整理し、今後の研究の目標について展望した。

論文

Profiles of activity ratios of fission products, cesium-134,cesium-137 and ruthenium-106 in low-enriched PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$ fuel assemblies

鶴田 晴通; 須崎 武則; 松浦 祥次郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(1), p.43 - 53, 1977/01

 被引用回数:4

照射済PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料集合体内の核分裂生成物の分布を、Ge(Li)検出器を用いた$$gamma$$線スペクトロスコピ法によって非破壊的に測定した。PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料の場合について、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs強度と$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs強度比の間に比例関係のあることを確証した。$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs比の分布は集合体内でほとんど一定であり、この比は照射済燃料がPuまたはUであったかを識別するための良い指標になることを示した。

論文

Experiment on local power peaking in BWR type fuel assembly

小林 岩夫; 鶴田 晴通; 松浦 祥次郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(10), p.650 - 657, 1975/10

 被引用回数:0

原子炉の燃料設定において重要なことの一つは、出力ピーキングを低下させることである。BWRにおいては燃料集合体のコーナーにおいて最も高い出力を生ずる。これは集合体を囲んで水ギャップ領域があり熱中性子束がそこで非常に高くなるためである。ここでは軽水臨界実験装置TCAを用いて、JPDR型燃料集合体の局所出力ピーキングをガンマスキャンニング法によって求めた結果が示されている。又同時に2次元拡散計算によって求めた結果も比較検討されている。出力ピーキングを低下させるために用いられたUO$$_{2}$$燃料の濃縮度は1.9、2.1、2.3wt.%で、これらが2.6wt.%UO$$_{2}$$燃料と置きかえられた。計算結果はポイゾンカーテンあり炉心について10~13%、ポイゾンカーテンなし炉心について14~15%実験値を小さめに評価した。

論文

Non-destructive gamma-ray spectrometry on spent fuels of a boiling water reactor

松浦 祥次郎; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 岡下 宏; 梅澤 弘一; 夏目 晴夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(1), p.24 - 34, 1975/01

 被引用回数:22

JPDR-I炉の使用済燃料の$$gamma$$線スペクトロメトリを、燃料貯蔵プールに設置されているガンマスキャンニング装置を用いて行った。燃料集合体内の核分裂生成物($$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs)の空間分布が測定され、制御棒パターンと関連づけて調べられた。核分裂生成物のうちで中性子の捕獲を経て生成される核種と直接に生成される核種の比($$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csおよび$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{4}$$Eu/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs)も燃焼率の非破壊的測定の観点から研究された。これらの核分裂生成物の放射能比は、照射履歴や中性子スペクトルの空間的な変化を考慮することによって、燃焼率と直線関係になることが明らかとなった。

報告書

軽水減速UO$$_{2}$$炉心内の7$$times$$7PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$格子に関する臨界実験と解析

鶴田 晴通; 松浦 祥次郎; 小林 岩夫; 橋本 政男; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 湯本 鐐三*; 菊池 三郎*; 梶山 登司*; et al.

JAERI 1234, 76 Pages, 1974/06

JAERI-1234.pdf:3.03MB

軽水減速UO$$_{2}$$燃料炉心に7$$times$$7の配列をしたPuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料格子を装荷した体系に関して、一連の臨界実験とその解析がTCAを用いて行われた。この研究の目的は一部にプルトニウム燃料を装荷したウラン燃料炉心について、(1)反応度、中性子束分布、および出力分布をウラン燃料にみの場合と比較syること、(2)ウラン燃料体系に適用されている計算方法をプルトニウム混合炉心に適用した場合の精度を評価することにあった。プルトニウム燃料は3、4wt%富化PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$でありまた7$$times$$7格子の水対燃料体積比は1、76、2、00、2、38および2,95の4種類であった。この各々の炉心について、臨界量、中性子密度分布、および出力分布が測定された。計算値の誤差は、実効増倍係数に関して$$pm$$0、3%以内、中性子密度分布および出力分布に関してはそれぞれ最大16%および9%であった。

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