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柳澤 宏司; 梅田 幹; 求 惟子; 村尾 裕之
JAEA-Conf 2024-001, 10 Pages, 2024/07
国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックのIEU-COMP-THERM-013(ICT-013)のTRIGA原子炉について、MVPコード第3版を用いたベンチマーク解析をJENDL-5を含む日米欧の核データライブラリにより実施した。中性子実効増倍率(k
)に関する解析は、ICT-013と同様にICT-003で定義された別のTRIGA原子炉に対しても実施した。その結果、計算されたkはライブラリによって0.8%の範囲で変わることが確認された。またICT-013では、計算されたkに未知のバイアスが含まれていることが示唆された。ICT-013の制御棒価値に関する解析では、制御棒価値のライブラリ間の差異はkの差異よりも小さくなることが確認された。制御棒価値は二種類のkの逆数の差として得られるため、kの誤差の多くは相殺されると考えられる。ICT-013で定義された制御棒価値のベンチマーク計算方法と代替計算方法の違いについて、これらの方法による水平方向の中性子束分布の違いの観点から検討することを試みた。その結果、遅発臨界状態で全引き抜き状態の2本のシム制御棒については、制御棒価値の違いを上記の試みにより良く理解することができたが、一方遅発臨界を達成するために部分挿入された調整用制御棒については、その違いが十分に説明できないことが分かった。
柳澤 宏司; 梅田 幹; 求 惟子; 村尾 裕之
JAEA-Technology 2022-030, 80 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2022-030.pdf:2.57MBJAEA-Technology-2022-030(errata).pdf:0.11MB
連続エネルギーモンテカルロコードMVPと評価済み核データライブラリJENDL-5によって、ウラン水素化ジルコニウム燃料棒を用いるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析を行った。解析対象は、国際臨界安全ベンチマークプロジェクト(ICSBEP)のハンドブックに掲載されているIEU-COMP-THERM-003とIEU-COMP-THERM-013の二種類のデータであり、中性子実効増倍率、制御棒等の反応度価値について旧バーションのJENDLを使用した結果と比較した。その結果、JENDL-5による中性子実効増倍率はJENDL-4.0よりも0.4から0.6%大きく、制御棒等の反応度価値は、JENDL-5とJENDL-4.0との有意な差は無いことが分かった。これらの解析結果は今後予定しているNSRRの制御棒反応度価値等の解析において、計算精度の確認の参考になるものと考えられる。
求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021115_1 - 021115_11, 2020/04
NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor: 円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。
求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07
NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor:円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。
求 惟子; 村尾 裕之
JAEA-Technology 2017-007, 18 Pages, 2017/03
JAEA-Technology-2017-007.pdf:2.16MB
Nuclear Safety Research Reactor(NSRR)では、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。NSRR原子炉建家の附属建家である燃料棟の燃料貯蔵庫は、燃料照射実験で使用する未照射の試験燃料及び新品の原子炉運転用の燃料要素を貯蔵する。2011年に発生した東北地方太平洋沖地震を受け、NSRRの核燃料物質使用施設が設計要求を超える外的事象によって受ける影響を評価した。燃料貯蔵庫については、地震及び津波の重畳を考慮した臨界評価を実施し、地震及び津波の重畳を考慮しても燃料貯蔵庫の臨界安全性は確保されることを確認した。
村尾 裕之; 村松 靖之; 大河原 正美; 柴田 功
JAEA-Technology 2006-062, 32 Pages, 2007/02
JAEA-Technology-2006-062.pdf:1.81MB
原子炉安全性研究炉NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)の炉内実験は実験燃料を専用の照射カプセルに封入し、炉心へ挿入して行われる。NSRRではこれまでに17種類の大気圧水カプセルを製作しており、そのうちX-IV型大気圧水カプセルは設計及び工事の方法の認可を6回取得し、平成18年6月に第7回目の設工認申請を行った。第7回目の申請に際しては設計の強度評価に用いる規格を通商産業省告示501号の廃止に伴い、日本機械学会発電用原子力設備規格、設計・建設規格(JSME S NC1-2005)に変更した。JSME S NC1-2005では、新たに「負荷荷重」の状態を示す供用状態が導入されており、今回の申請書では許容応力強さを供用状態に応じて算出した。また、JSME S NC1-2005では、クラス1支持構造物に対して、組合せ応力に関する評価を求めていることから、今回の申請書で同評価を追加し許容応力を超えないことを確認した。
村尾 裕之; 谷内 茂康; 太田 和則; 村松 靖之; 中村 武彦; 寺門 義文
UTNL-R-0435, p.15_1 - 15_9, 2004/03
NSRRで台形パルス運転及び合成パルス運転を行う場合は、あらかじめオフラインシミュレーション及びオンラインシミュレーションを行い、目的とする運転パターンの安全性や妥当性を確認する必要がある。これらのシミュレータを用いることによって実際のNSRR炉出力をほぼ模擬することができるが、初期出力上昇時や出力制御運転時において、シミュレーション結果と実運転結果との間に若干の不一致が認められている。このため制御棒の反応度価値及び燃料温度フィードバック係数を再評価し、シミュレータに反映した。その結果、シミュレーション精度を向上させることができ、NSRR台形パルス運転及び合成パルス運転の自由度を向上することができた。
村尾 裕之; 谷内 茂康; 太田 和則; 村松 靖之; 中村 武彦; 寺門 義文
JAERI-Tech 2003-094, 41 Pages, 2004/01
JAERI-Tech-2003-094.pdf:2.26MB
NSRRで台形パルス運転及び合成パルス運転を行う場合は、あらかじめオフラインシミュレーション及びオンラインシミュレーションを行い、目的とする運転パターンの安全性や、妥当性を確認する必要がある。これらのシミュレータを用いることによって実際のNSRR炉出力をほぼ模擬することができるが、初期出力上昇時や出力制御運転時において、シミュレーション結果と実運転結果との間に若干の不一致が認められている。このため、制御棒の反応度価値及び燃料温度フィードバック係数を再評価しシミュレータに反映した。その結果、シミュレーション精度を向上させることができ、NSRRの台形パルス運転及び合成パルス運転の自由度を向上することができた。
新谷 文将; 岩村 公道; 吉田 啓之; 国井 克彦; 奥村 啓介; 村尾 良夫
10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.299 - 305, 1996/00
原研では安全性の向上、運転・保守の人的負担の軽減を目指し、受動的安全炉JPSRの概念検討を実施している。本報では、JPSRで採用している受動的熱除去系の設計の妥当性を評価するために実施した除熱喪失事故と小破断冷却材喪失事故の解析結果についてのものである。除熱喪失事故については、Non-LOCA用として設置した上部RHRと格納容器冷却系が連成して作動することにより、炉心発生熱を大気へ放熱し、長期冷却が確保できることが示された。小破断LOCAでは、下部RHRの作動により一次系の減圧が促進され、早期の蓄圧注入系の作動に導くことにより、炉心冷却を確保できることが示された。
村尾 裕之; 求 惟子
no journal, ,
NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)では、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。東北地方太平洋沖地震の発生を受け、NSRRの核燃料物質使用施設が、設計要求を超える外的事象によって受ける影響について評価した。その一環として、実験で使用する未照射の試験燃料棒を貯蔵する燃料貯蔵庫に対して、地震及び津波の重畳を考慮した臨界評価を実施した。その結果、地震及び津波の重畳を考慮しても燃料貯蔵庫の臨界安全性は確保されることを確認した。
9BWR燃料の挙動福田 拓司; 杉山 智之; 宇佐美 浩二; 村尾 裕之; 永瀬 文久
no journal, ,
高燃焼度99型BWR燃料(59GWd/t)を対象に反応度事故(RIA)を模擬したNSRRパルス照射実験を行い、破損時燃料エンタルピに関するデータと破損メカニズムに関する知見を得た。燃料は、安全委員会が定めるPCMI破損しきい値を上回る約342J/gに破損時燃料エンタルピが達した時点で破損し、破損条件及び破損形態について88型燃料との間に差異は見られなかった。また、破損部の観察結果から、燃料の破損は水素濃度や水素化物の析出と関連があると推測され、破損時エンタルピは水素吸収量と比例関係にある被覆管外面腐食量と良い相関を示すと考えられる。
阿波 靖晃; 村尾 裕之; 大河原 正美; 和田 茂
no journal, ,
NSRRでは、「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う文部科学省の指示に基づき、地震時の安全性評価の必要性について、地震時の想定事象を設定し、検討を行った。その結果、施設の構造上、炉心燃料が内蔵する放射性物質の外部への放散の可能性は小さいことがわかった。さらに放射性物質全量が外部へ放散したと仮定した場合でも周辺公衆の放射線被ばくは、文部科学省の指示に基づく5mSvを超えないと評価できた。以上のことからNSRR施設は地震に対し十分安全であるため、指針の改定に伴う耐震安全性の評価を必要としないことが確認できた。
秋山 佳也; 川島 和人; 村松 靖之; 村尾 裕之
no journal, ,
NSRRでは原子炉プールライニングの長期的な安全性を確認するため、プール水中でも調査可能な超音波探傷装置を開発し、調査対象となるプールライニングに使用されているアルミニウム材の経年変化に対する健全性等の調査を実施した。その測定データを解析した結果、プールライニングの必要肉厚である7mmは十分に確保されており、今回の測定箇所については施工時の肉厚である15mmであることが確認できた。また、溶接線部の状態について大きな欠陥のないことを確認した。
宇田川 豊; 村尾 裕之; 鈴木 美穂; 天谷 政樹
no journal, ,
原子力機構安全研究センターが規制庁受託事業として取り組んでいる高燃焼度改良型燃料の事故時挙動研究の内、改良合金被覆管を採用した燃料を対象に原子炉安全性研究炉NSRRで実施した反応度事故模擬実験及び燃料試験施設で実施した照射後試験の成果について報告する。本事業で実施した実験は、M-MDA(応力除去焼鈍材), M5, 低スズZIRLO等改良合金被覆管について現行のペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)破損しきい値が適用可能であること、また被覆管水素濃度や燃料初期温度の影響等、PCMI破損限界に関する従来の理解とこれに基づく評価手法の妥当性を示した。本報では、上述の成果に基づき原子力機構が検討を進めているRIA基準案とその考え方についても併せて紹介する。
天谷 政樹; 宇田川 豊; 村尾 裕之
no journal, ,
本発表では、原子炉安全性研究炉(NSRR)で行っている実験の概要及び実験に用いる計装技術に関して紹介する。
村尾 裕之
no journal, ,
本件は、IAEAが主催するアジア地域の各国における「研究炉安全に関する行動規範」の適用状況に関する議論を行う会議において、アジア各国の今後の教育訓練に関する体系の確立等の参考となる情報を提供するため、日本原子力研究開発機構で行われている職員に対する教育訓練についてレクチャーを行うものである。主な内容は、NSRR管理課における職員に対する教育訓練で、保安規定,諸規定類等に基づき体系的に実施していること、及び、原子力機構内の研修センターや機構外で行われている研修等を活用し計画的な個々人の能力向上を図っていることである。
杉山 智之; 宇田川 豊; 福田 拓司; 永瀬 文久; 村尾 裕之; 豊川 琢也
no journal, ,
NSRRでは海外で高燃焼度まで使用された軽水炉燃料を対象としたRIA模擬実験を実施している。近年開発した約280
Cまで達成可能な高温実験カプセルを用い、室温での実験に供した試料と同一の燃料棒から採取した試料に対して高温実験を行って結果を比較した。PWR燃料及びBWR燃料のそれぞれについて、燃料がペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)により破損に至る際の燃料エンタルピー増分が高温条件では室温条件より高くなることを示した。PWR燃料(又は応力除去焼鈍)被覆管については、これまでに得た破損過程に関する知見に基づき、高温が及ぼす影響について解釈を与えた。しかし、BWR燃料(又は再結晶焼鈍)被覆管の破損については、被覆管断面の観察などから、破損過程が応力除去焼鈍被覆管とは異なることが明らかになった。
