Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
松林 政仁
JAERI-Conf 99-006, p.361 - 366, 1999/08
JRR-3M熱中性子ラジオグラフィ装置は1991年に完成以来、熱水力研究、農学研究、医学研究、考古学研究等の多様な研究領域で用いられてきた。10
n/cm
sを超える高中性子束、100以上の高コリメータ比、25m
30mの広い撮影野等の高性能は高度な研究を可能とし、高空間分解能を追求した、あるいは、高時間分解能を追求した高度な中性子ラジオグラフィシステムの開発を刺激した。静的中性子ラジオグラフィシステムでは中性子イメージングプレート又は冷却型CCDカメラを使用して高空間分解能化を図り、実時間中性子ラジオグラフィではSIT管カメラを用い、高速度中性子ラジオグラフィシステムではイメージングインテンシファイヤと高速度デジタルビデオカメラを組み合わせて高時間分解能化を図った。本件では、JRR-3Mにおける中性子ラジオグラフィ技術高度化に関して応用例を含めて発表する。
藤本 望; 中野 正明*; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信
JAERI-Conf 99-006, p.328 - 333, 1999/08
HTTRの燃料装荷は炉心の外側から時計回りに装荷し環状炉心を構成した後、内側に装荷する方法で行った。この方法では、炉心の周りに設けた3系統の仮設中性子検出器の燃料装荷途中の応答が各系統毎に異なる。燃料が検出器の近くに装荷されると、その系統の1/Mは大きく変化するが、離れた位置に装荷されたときの変化は小さい。このため、これまでに用いられてきた1/Mの外挿で初臨界のカラム数を予測することが困難であった。よって、新たな方法としてあるカラム数で臨界となる状態での1/Mの変化を解析で求めておき、これと測定値を比較することにより初臨界のカラム数を予測する1/Mはさみうち法を考案した。この方法により、HTTRの初臨界カラム数を精度良く予測することができた。
岸本 克己; 番場 正男; 有金 賢次
JAERI-Conf 99-006, p.96 - 101, 1999/08
JRR-2は、36年間にわたって運転され、平成8年12月に永久停止した。その後、平成9年5月に解体届を提出し、同年8月より解体工事に着手した。解体は、4段階に分けて11年間にわたり実施する計画であり、現在第2段階を進めているところである。解体終了後、原子炉建家は研究施設として有効利用する計画である。そのため、原子炉本体は第4段階に一括撤去し、新たに設置する保管施設に保管する計画である。JRR-2は重水炉であるので、トリチウムによって汚染された重水、一次冷却系の取り扱いは重要な問題となる。重水については、第2段階中に外国へ輸送する計画である。一次冷却系については、実証試験によってトリチウム除染技術を確立し、その技術を適用して除染を実施した後、撤去、廃棄することが第3段階で計画されている。現在、それらに向けてさまざまな調査、検討が進められている。
八木 理公; 佐藤 貢; 掛札 和弘
JAERI-Conf 99-006, p.136 - 141, 1999/08
JRR-3M原子炉停止後の崩壊熱による原子炉プール水温度変化について評価を実施した。本研究は、原子炉停止後の炉心の崩壊熱、プール水面からの放熱、躯体からの放熱及びカナルへの伝熱等の熱収支によるエンタルピー増加量を評価することで、原子炉プール水温度変化を計算し、過去の運転データとの比較評価を試み、効率的な原子炉停止後冷却運転を図ろうとするものである。過去の運転データとの比較により、評価式を補正した結果、計算値と運転データは極めて良く一致した。
渡辺 終吉; 中島 照夫; 海江田 圭右
JAERI-Conf 99-006, p.119 - 124, 1999/08
研究炉燃料の低濃縮化計画により、JRR-4は1998年7月、低濃縮燃料に転換した。核熱水力設計の結果ウラン密度は3.8g/cm
に決められた。この濃縮度低減化は、同様の性能を維持しつつ、炉心の構造、寸法及び燃料数を変更することなく達成された。さらに、原子炉施設、利用設備の改造が行われた。JRR-4は1998年9月に最大出力に到達した。原子炉の性能は、予測通り非常によい性能を示している。
高橋 博樹; 新井 信義; 山本 和喜; 頼経 勉
JAERI-Conf 99-006, p.125 - 130, 1999/08
JRR-4では、1996年2月から1998年5月にかけて、高濃縮燃料から低濃縮燃料への炉心改造作業を行った。この改造工事の一環として、計測システムと主制御盤の更新を行い、それにあわせて新たに運転支援システムを設計・製作した。このシステムは、運転員の負荷軽減、誤操作防止、利用者へのデータ提供などを目的としている。このシステムの開発により、一括集中監視、運転の一部自動化、データ管理などが実現された。また、冷却計測制御系統のコンパクト化もされた。
能澤 正雄*; 渡邉 憲夫
JAERI-Conf 99-006, p.87 - 92, 1999/08
国際原子力事象評価尺度(INES)は、原子力施設において事故・故障が発生した場合に、迅速かつ分かり易い情報を提供し、原子力関係者と、マスコミ及び公衆の間での情報交換に役立てることを目的として策定された事象報告システムであり、IAEAとOECD/NEAにより運営されている。INESに報告される各事象には、その安全上の重要度を示す「尺度」が付けられる。我が国では、1992年から正式にINESを導入し、原子力発電所、試験/研究炉、核燃料製造・加工施設、再処理施設等におけるトラブルを、INESの尺度に基づいて評価し公表している。本報告では、試験/研究炉(ふげん、もんじゅを含む)や核燃料施設を対象とした我が国におけるINES評価プロセス及びこれまでの評価結果、並びに、当研究室で作成したインターネット利用のINES情報和訳データベースについて紹介する。なお、本報告は、招待論文として発表するものである。
菅野 勝; 桜井 進; 本間 建三; 佐川 尚司; 中崎 長三郎
JAERI-Conf 99-006, p.264 - 269, 1999/08
JMTRには、燃料及び材料の照射試験やラジオアイソトープの生産のために多種の照射装置が据え付けられている。これらの照射装置は、設計寿命に達した際には更新を行っているが、新しい照射要求に対応するため更新の都度性能の改善を実施してきた。本発表は、これらの照射装置のうち出力急昇試験設備(BOCA/OSF-1)と水力ラビット2号機(HR-2)の性能の改善について報告する。
日浦 寛雄*; 遠藤 泰一; 山浦 高幸; 松井 義典; 新見 素二; 星屋 泰二; 小檜山 守*; 本橋 嘉信*
JAERI-Conf 99-006, p.343 - 348, 1999/08
軽水炉の高燃焼度燃料の健全性確認には、燃料内の酸素ポテンシャル変化を把握することが重要なファクタとなっている。この変化を把握するためには高温度及び高照射量で使用可能と考えられるジルコニア固体電解質を用いた酸素センサが有力である。また、Ni/NiOを固体標準極として使用することによりセンサの小型化が可能となり燃料棒への内蔵が容易になると期待される。そこでこのセンサをJMTRで中性子照射し、中性子照射下における起電力特性を調べた。この結果、Y
O
で安定化したジルコニア固体電解質(YSZ)を用いたセンサは、中性子フルエンス(E
1MeV)1.510
m
まで照射しても、未照射センサとほぼ同じ起電力特性を示した。しかしながら、この起電力は計算値より低い値であった。この原因は固体電解質と標準極の密着性が不十分であったためと判明し、このため、この密着性を改善した結果、センサの起電力特性を著しく改善した。
金子 義彦*; 長尾 美春; 山根 剛; 竹内 光男
JAERI-Conf 99-006, p.316 - 321, 1999/08
原子炉の正及び負の大きな反応度を決定するための2つの方法の提案を行った。正の大きな反応度に関しては、在来の実験方法では過剰増倍率が20%
k程度になると約20%もの系統誤差を生ずる可能性のあることがわかったため、実験の解釈を修正する方法を提案した。この方法では、仮想炉心における実効増倍率の増分として過剰増倍率を決定する。これにより在来法ては避けられなかった系統誤差はほとんど消失する。負の大きな反応度の決定には、制御棒落下法が多く用いられているが、通常の積分係数法による方法では、値を著しく過小評価することが、1点炉近似動特性による解析により明らかになった。この問題を克服するため遅れ時間積分法を提案した。この方法は制御棒落下開始からの中性子計数の積分が完了した後、計算により中性子計数を評価するものであり、-20$の大きな負の反応度を3%の系統誤差で決定することができる。
