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上塚 寛
JAERI-Review 2002-027, 147 Pages, 2002/11
JAERI-Review-2002-027.pdf:9.54MB
燃料安全研究室では、原研における水炉燃料の安全性に関するほとんどの研究課題を担当しており、原研が有する原子炉施設,すなわちNSRR,JMTR,JRR-3及び燃料試験施設などを利用してさまざまな実験を実施している。これらの中では、高燃焼度燃料及びMOX燃料の事故時における安全性の確認研究が中心課題である。多岐に渡る実験研究,解析研究を行っている。2001年に実施した研究では、NSRRにおけるBWR出力振動試験の成功,水素吸収被覆管のLOCA急冷時耐破断特性を調べる実験の進展,シビアアクシデントの炉心雰囲気を模擬した水蒸気雰囲気下での放射性物質放出を評価するVEGA実験の成功等、有用な成果が得られた。本報告書は、燃料安全研究室が2001年に実施した研究の概要と主な成果をまとめたものである。
上塚 寛
JAERI-Review 2000-010, 113 Pages, 2000/07
JAERI-Review-2000-010.pdf:7.16MB
1999年4月に、安全性試験研究センター内組織の再編が行われ、反応度安全研究室、燃料挙動安全研究室の2研究室に炉心損傷安全研究室の一部を加えて、「燃料安全研究室」が新設された。これにより原研におけるすべての燃料安全研究を一研究室で担当することとなった。燃料安全研究室では、原研が有する原子力施設、すなわちNSRR(Nucear Safety Research Reactor)、JMTR(Japan Material Testing Reactor)及びJRR-3(Japan Research Reactor 3)と照射後試験施設などを利用した多くの実験・解析研究を行っており、研究対象分野に対応した研究体制として下記の5グループを設けている。(1)反応度事故時挙動研究グループ(RIAグループ)、(2)冷却材喪失事故時挙動研究グループ(LOCAグループ)、(3)通常運転時挙動研究グループ(JMTR/BOCAグループ)、(4)燃料挙動解析研究グループ(FEMAXIグループ)、(5)照射済燃料からのFP放出・移行挙動研究グループ(VEGAグループ)。本報告書は、燃料安全研究室が1999年に実施した研究の概要と主な成果をまとめたものである。
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。
菅野 勝; 小山 昇; 石井 忠彦; 中崎 長三郎; 荒瀬 功
JAERI-Tech 97-042, 53 Pages, 1997/09
JMTRに設置してあるOSF-1炉内管内に装着してある仕切管のHe-3ガススクリーンが、使用寿命に到達のため平成8年9月に更新した。本報告書は、約5年間にわたって行った更新用仕切管に関する各種の検討、設計、製作及び現地更新工事についてまとめたものである。
中村 仁一; 遠藤 泰一; 石井 忠彦; 清水 道雄; 古田 照夫
JAERI-Research 95-083, 38 Pages, 1995/11
JAERI-Research-95-083.pdf:1.42MB
敦賀1号炉で照射された燃料棒を短尺化して燃料棒内圧計を再計装し、JMTR出力急昇試験設備を用いて、出力変動時のFPガス放出挙動を明らかにするための再照射試験を実施した。試験は最高出力約40kW/mでの定常運転と出力サイクル運転を行い、燃料棒内圧変化を測定した。出力変動時、特に出力低下時に顕著な燃料棒内圧の上昇が観察された。また、その上昇幅は直前の高出力保持時間に依存した。出力レベルを30,35,40kW/mと変化させて定常運転と出力サイクル運転を繰り返すと、いずれの出力レベルでも出力サイクル運転は定常運転に比べてFPガス放出をやや加速させる傾向を示した。この出力低下時のFPガス放出は、出力低下時の熱応力に起因する、結晶粒界上のFPガス気泡からの放出であろうと推定される。
中川 哲也; 大沢 謙治; 相沢 静男; 川又 一夫; 佐藤 均; 酒井 陽之
Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors, 10 Pages, 1993/00
大洗ホットラボ施設は、主にJMTRで照射された燃料・材料試料の各種照射後試験を行っている。最近の試験は、軽水炉燃料の反応度事故時の燃料挙動を解明するためにJMTRで前照射したのち東海研NSRRでのパルス照射実験に資するための照射後試験及び軽水炉燃料の高燃焼度化、出力平坦化の観点から使用されているガドリニア添加UO
燃料の照射後試験を実施している。また、通常運転時の出力変化における燃料ふるまいを研究するために試験されている出力急昇試験に供するBOCAの組立、解体作業を多くの頻度で実施している。本発表はコンクリートセル及び顕微鏡鉛セルで最近行ったNSRRパルス照射実験用燃料、ガドリニア添加UO燃料の照射後試験の概要と試験結果について述べ、また、BOCA組立作業についても紹介する。
小山 昇; 鍋谷 栄昭; 中崎 長三郎; 田中 勲
UTNL-R-0274, p.2-1 - 2-6, 1992/00
JMTRにおける出力急昇試験設備は、軽水炉燃料の安全性研究を目的として、昭和56年より供用を開始し、現在までに48本の燃料試料の出力急昇試験を行った。この間、照射要求に応じて、1サイクル当りの照射本数の増加、照射済燃料の再照射、燃料試料の線出力の増大BOCAキャプセルの再使用化等設備の高性能化を図ってきた。ここでは主にHe-3・BOCA照射装置、シュラウド照射装置について、照射要求の高度化とそれに伴う性能向上について具体例をあげて紹介する。
原山 泰雄; 松並 清隆*; 石井 忠彦; 中村 仁一; 内田 正明
JAERI-M 91-003, 38 Pages, 1991/02
沸騰水キャプセル(BOCA)内部の熱的挙動の全体像を把握することを目的に熱解析を行なった。BOCAとは、材料試験炉(JMTR)において軽水炉燃料セグメントの出力急昇試験に使用している照射試験装置としてのキャプセルの一型式である。解析により、燃料セグメント線出力密度が600W/cm時、キャプセル外筒内面の熱伝達率は0.71W/cm
K程度であることが明らかになった。さらに、燃料セグメント部で発生した熱量のうち10%程度の熱量はペレット・スタックの上側部分に移動し、冷却されると予想されることが分かった。
上塚 寛; 中村 仁一; 永瀬 文久; 内田 正明; 古田 照夫
Fuel Performance Experiment and Analysis and Computerised Man-Machine Communication, p.1 - 11, 1990/09
高燃焼度化に伴う燃料特性の変化を調べるために、商用PWRとHBWRで照射した燃料に対する広範な照射後試験計画を立案した。PWR燃料に対するPIEの主要目的は、ペレットの熱伝導特性の変化、ガドリニア添加の化学的効果および燃焼度伸長に伴う被覆管の特性変化についての情報を取得することである。また、PWR燃料はJMTRのBOCAカプセルで再照射し、出力変動や出力急昇時のフィッションガス放出挙動を調べる予定である。HBWRで62MWd/kgUまで照射した燃料に対しては、様々な金相試験を実施すると共に、化学溶解試験と酸素ポテンシャルの測定を行う。
中山 富佐雄; 石井 忠彦; 中崎 長三郎; 瀬崎 勝二; 市橋 芳徳; 田中 勲
Proc. on the 2nd Asian Symp. on Research and Reactor, p.1 - 18, 1989/00
JMTRは照射試験設備の一つとして、軽水炉燃料の安全性研究及びBWR用高性能燃料の出力急昇時における健全性確認試験のため昭和56年に出力急昇試験設備を設置し、試験を開始した。この設備について、試験の目的、設備の詳細及び試験の方法について紹介する。
河村 弘; 土田 昇; 桜井 文雄; 石井 忠彦; 瀬崎 勝二
JAERI-M 85-211, 50 Pages, 1985/12
JMTRでは、軽水炉燃料の安全性研究として出力急昇試験設備(BOCA/OSF-1)を用いて種々の出力急昇試験が行われている。本出力急昇試験では、燃料の破損しきい値等を明確にするために、燃料棒の出力を精度良く評価することが重要になる。本報告書では、BOCA/OSF-1での出力評価方法及びその評価精度について検討した。その結果、OSF-1冷却水温度の不安定性のため、一般的なカロリメトリック法、すなわちOSF-1冷却水の出入口温度差と流量から求める方法と異なるOSF-1冷却水出口側温度のみによる出力評価法により、燃料棒出力が300W/cm及び6600MW/cm時に各々
6.4%及び4.3%の精度で評価できることが明らかになった。
小向 文作; 河村 弘; 安藤 弘栄; 桜井 文雄; 新見 素二; 瀬崎 勝二; 小山田 六郎
JAERI-M 85-087, 23 Pages, 1985/07
JMTRのBOCAキャプセルを用いて、製造時ペレット-被覆管ギャップの異なる2本の8
8型BWR燃料棒(直径ギヤップ; Rod1: 90
m及びRod2: 190m)の燃料中心温度度測定実験を実施し、出力サイクル及び出力急昇時の燃料挙動に及ぼす燃料棒設計パラメータの影響を調べた。得られた結果は次の通りである。(1)ギャップの違いによる燃料中心温度差は、300w/cmにおいて約120
Cであった。またRod1, 2の燃料中心温度は、ともに第1回目原子炉起動時よりも第2回目の方が高かった。(2)出力サイクル及び出力急昇時の燃料中心温度は、各Rodの第2回目原子炉起動時の場合と同じであった。(3)Rod2の燃料棒伸びは、第1回目原子炉起動時が最も大きく、それ以後は出力サイクル数とともに減少した。(4)燃料ふるまいコード「FEMAXI-III」による燃料中心温度の計算値は、実測値と良く一致した。
木村 伸明; 松井 義典; 飛田 正浩*; 中村 仁一; 山浦 高幸
no journal, ,
材料試験炉(JMTR)において実施する軽水炉の燃料過渡試験では、キャプセル型の照射試験装置を用い、試験燃料の出力過渡時における健全性評価を行ってきた。照射試験に先立ち、ACE-3Dコードを用いたキャプセル内の熱流束挙動評価を行った。更に、試験燃料棒に替えて電気ヒーターピンを用いた炉外試験装置を設計・製作した。製作した炉外試験装置を用い、照射試験の成立性調査及び試験方法策定のための必要な試験を行った。これらの評価及び実験結果から、1010 BWR新燃料の燃料過渡試験がJMTRにおいて成立することを確認した。
