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竹本 紀之; 那珂 通裕; 長尾 美春
Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2009/10
JMTR再稼働後の利用性向上及び照射需要の増大に対処するため、燃料経済性向上の観点から、燃料使用数を増加させずに稼働率を向上するための炉心燃料管理の検討を行った。その結果、燃料交換方式を6バッチ交換方式にし、照射性能に大きく影響を与えない範囲で運転出力を変更することにより、第165サイクルと同等の負荷の炉心の場合には、現行の年間燃料使用数を増加させることなく、年間稼働率を現行の約50%から約60%に増加させることができることがわかった。
石原 正博; 河村 弘; 新見 素二; 神永 雅紀; 堀 直彦; 長尾 美春
Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2009/10
JMTRは、1968年に初臨界を達成した軽水減速タンク型の試験研究炉で、軽水炉の燃料・材料の照射試験や高温ガス炉,核融合炉の開発のための照射試験さらにはRIの製造に利用されてきた。しかしながら、2006年8月にいったん原子炉を停止し、2007年から4年間かけて現在原子炉の改修を行っている。再稼働後、2011年から約20年間の運転を予定しており、利用者の視点から原子炉稼働率の向上,照射費用の低減などの利用性向上にかかわる検討を進めている。本報告では、原子炉機器の更新状況について述べるとともに、JMTRの将来計画について述べる。
米田 政夫; 新居 昌至; 佐川 尚司; 楠 剛
Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2009/10
We carried out conceptual study of a future research reactor focused on a hollow core. The hollow core satisfied both utilizations of neutron beam and irradiation. It was indicated that the hollow core with 40.8cm-by-40.8cm had higher neutron flux in the D
O tank by 30% than a square core with 40.8cm-by-40.8cm. The hollow core could achieve almost same flux as a smaller square core with 35.7cm-by-35.7cm. Because there was the peak flux at the furthest point from the core in the DO tank in the case of the hollow core, it was able to obtain more neutrons for neutron irradiation utilization. The hollow core had flat and large (20.4cm-by-20.4cm) irradiation area of fast neutron in the central area. There the fast neutron flux was 7.0
10
(n/cm
/s). There is not a reactor that has such a large irradiation field of fast neutron. Therefore the hollow core is regarded as an attractive research reactor for irradiation field of fast neutron.
市村 俊幸; 諏訪 昌幸; 福島 学; 大場 敏充; 根本 吉則; 寺門 義文
Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2009/10
The JRR-3 (Japan Research Reactor No. 3) was constructed as the first domestic reactor in 1962. The large-scale modification such as removal and re-installation of the core was carried out from 1985 to 1990. It reached integrated output of 59.9 GWd in July, 2009. JRR-3 has continued the stable operation with several maintenance. Three topics are picked up as major maintenances; modification of fuel elements from aluminide to silicide, replacement of a process control computer system, replacement of a helium compressor of the helium gas system which is part of the heavy water cooling system.