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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
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㎡(E0.1MeV) 、「常陽」寿命時:4.83X10の19乗n/c㎡(E0.1MeV)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㎡(E0.1MeV) 、「常陽」寿命時:2.31X10の21乗n/c㎡(E0.1MeV)である。
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。
前田 茂貴; 佐井川 拓也*; 青山 卓史
JNC TN9410 2001-005, 219 Pages, 2001/03
JNC-TN9410-2001-005.pdf:4.92MB
原子炉の燃料・材料開発のための照射試験では、スペクトル情報を含む中性子照射量を精度よく把握することが重要であり、高速実験炉「常陽」では、核計算と実測の両面から解析評価している。核計算では、炉心領域については3次元拡散理論に基づく炉心管理計算、これより外側の反射体等の領域については輸送計算コードを併用して評価している。一方、実測については、放射化箔の反応率実測値を用いてスペクトルアジャストメントにより中性子照射量を評価している。照射条件評価では、実測ベースの中性子照射量に基づいて核計算値を補正している。両者の比は、燃料領域で約1.05であるが、反射体領域では1.11.5であり、燃料領域から離れるに従って、実測による精度確保が有効かつ重要である。本報告書では、高速炉ドシメトリー技術の集大成として、多重放射化箔法に基づく中性子照射量評価法を概説し、「常陽」MK-II炉心で実施された各種試験及びサーベイランス試験における中性子照射量について、実測ベースでの評価結果を述べるとともに、代表的な照射場の特徴を述べる。また、炉心管理計算値との比較により、炉心管理計算の精度についても言及する。
伊藤 和寛; 根本 昌明; 佐井川 拓也*; 助川 一弥*
JNC TN9410 2000-008, 66 Pages, 2000/03
JNC-TN9410-2000-008.pdf:1.39MB
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31サイクルの定格出力運転と13項目の特殊試験のための短期間運転及び8回の定期検査を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。この間、1次系ナトリウムは67回、2次系ナトリウムは81回、1次系カバーガスは75回、2次系カバーガスはオーバフロータンク及びダンプタンクから各89回のサンプリングを実施し、不純物濃度データを蓄積してきた。「常陽」MK-II炉心の集大成として、これらのデータ及びこれらに関連するプラントデータについてユーザが利用できるようにデータベースとして整備した。本データベースには、関連するプラントデータと「常陽」実機で測定した1次系ナトリウム及び2次系ナトリウム中の酸素、炭素、水素、窒素、塩素、鉄、ニッケル及びクロムを、1次カバーガス及び2次カバーガス中の酸素、水素、窒素、一酸化炭素、二酸化炭素、メタン及びヘリウムの濃度を収録している。これらのデータは、ユーザが利用しやすいようにその時の炉心状態と併せて収録した。
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
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、10100keV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1030%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。
青山 卓史; 升井 智彦*; 住野 公造; 佐井川 拓也*
PNC TN9410 98-004, 74 Pages, 1997/12
高速炉プラントの保守・補修作業時の主要な被ばく源となる放射性腐食生成物(CP)の挙動解明と解析手法の整備に資するため、高速実験炉「常陽」において、第11回定期検査中の平成7年10月11月(積算原子炉熱出力:約14.3万MWd)に、1次冷却系の配管および主要機器を対象に、CPの付着密度と
線量率を測定した。今回は、新放射線計測技術として近年実用化が進んでいるプラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を線量率分布測定に適用し、CP挙動測定の高精度化と迅速化を図った。本研究の主要な成果は以下のとおりである。(1)1次冷却系における主要なCP核種は、54Mnと60Coであり、これらの付着分布には以下の特徴がみられ、過去の測定結果と概ね同じ傾向であった。1)1次主冷却系配管(Aループ)のCP付着密度は、原子炉容器出口から主中間熱交換器までのホットレグ、主中間熱交換器から主循環ポンプまでのコールドレグ(1)、主循環ポンプから原子炉容器入口までのコールドレグ(2)について、それぞれ、54Mnが約15kBq/cm2乗、約33kBq/cm2乗、約46kBq/cm2乗であり、60Coが約8kBq/cm2乗、約5kBq/cm2乗、約7kBq/cm2乗であった。54Mnの付着密度は、60Coに比べて、ホットレグで約2倍、コールドレグで約7倍であり、54Mnの方が線量率に占める割合が大きい。2)1次主冷却系配管表面の線量率は、ホットレグで約0.3mSv/h、コールドレグ(1)で約0.2mSv/hおよびコールドレグ(2)で約0.4mSv/hであった。(2)今回の測定では、前回測定した第10回定期検査以降の原子炉運転時間が少なかったCPの生成量よりも減衰量が上回り、付着密度が減少した。また、原子炉停止後の冷却期間が長かったため、主に54Mnの減衰により線量率も低下した。(3)PSFにより、10mまでの範囲で位置分解能の高い連続的な空間分布が数分間で得られた。また、狭隘で人のアクセスが容易でない保守作業エリアにおける線量率分布が詳細に測定でき、空間線量率のデータを大幅に拡充できた。
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、
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。