Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
植田 祥平; 江森 恒一; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 黒羽 操; 石井 太郎*; 沢 和弘
JAERI-Research 2003-025, 59 Pages, 2003/11
JAERI-Research-2003-025.pdf:2.53MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10
Bq/cm以下であり、Kr及びXe核種の濃度は0.1Bq/cm以下であった。
Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約2
10
、定格30MW出力時において約710であった。事前解析によるKr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。
沢 和弘; 飛田 勉*; 植田 祥平; 鈴木 修一*; 角田 淳弥; 関田 健司; 青木 和則*; 大内 弘
JAERI-Research 2001-002, 33 Pages, 2001/02
JAERI-Research-2001-002.pdf:1.42MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料に対する設計方針では、「初期破損率は0.2%以下」、「運転中の追加破損は十分許容しうる小さな値に制限する」と定めている。そのため、HTTRの運転中に破損率を定量的に評価する必要があり、1次冷却材中の放射能を測定する、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装、燃料破損検出装置(FFD)、1次ヘリウムサンプリング設備を設けている。HTTRの出力上昇試験のうち15MWまでに取得したデータを用いて、燃料及び1次元冷却材中の核分裂生成物挙動の評価を行った。まず、1次冷却材中の核分裂生成物ガス濃度はすべて10
Bq/cm以下であった。また、1次冷却材中のKr濃度とFFD計数率はほぼ比例関係にあること、事前解析とサンプリングによるKr濃度の出力に対する傾向が合っていることがわかった。
井口 哲夫; 渡辺 賢一*; 萩田 利幸*; 野瀬 正一; 原野 英樹; 伊藤 和寛
JNC TY9400 2000-019, 34 Pages, 2000/05
JNC-TY9400-2000-019.pdf:0.79MB
レーザー共鳴イオン化分光法は、近年、超高感度の微量元素分析や効率的な同位体分離などの先端技術として脚光を浴びており、レーザー性能の向上と相まって、さらに広範な工学応用への展開が見込まれている。本研究は、このレーザー共鳴イオン化分光と質量分析計からなるRIMS(Resonance Ionization Mass Spectrometry)を活用し、従来のXe,KrなどのFPガスモニタリングによる破損燃料検出及び位置決め法(Failed Fuel Detection and Location:FFDL)の高精度化及び高性能化とともに、技術革新の可能性を検討するものである。平成8年度から11年度に渡って、核燃料サイクル機構先行基礎工学分野における協力研究の下で、東京大学工学系研究科原子力工学研究施設に設置された高速中性子科学研究設備(共同利用設備)のレーザー共鳴イオン化質量分析システムを用い、Xe,Krの検出限界やS/N比などの基本性能を明らかにする基礎実験と理論的評価とともに、高速実験炉「常陽」のカバーガス分析を対象とする実証試験を行った。その結果、本研究で提案するRIMS-FFDL法は、従来のFFDL法と比較して、感度、S/N比、迅速検出性の基本的な要求性能を同時に満たすことができ、さらに「もんじゅ」で使われるタグガス法と組み合わせると、オンラインで簡便にFPガス同位体比分析が行える画期的なFFDLシステムの構築が可能との結論が得られた。
礒崎 和則; 道野 昌信; 伊東 秀明; 伊藤 和寛; 茶谷 恵治; 鈴木 惣十; 圷 正義
PNC TN9520 93-006, 198 Pages, 1992/11
高速実験炉「常陽」では、燃料カラム部の中心に人工欠陥を設けた試験用要素を照射することにより、破損燃料位置検出(FFDL)装置の性能確認と原子炉容器内における核分裂生成物の挙動の評価等を目的としたFFDL炉内試験(2)を平成4年11月25日から12月9日にかけて実施する予定である。本資料は、FFDL炉内試験(2)に関する、「常陽」の運転及び監視方法、放射線監視方法及び試験装置等の実施要領をとりまとめたものである。
森本 誠; 大久保 利行; 堀 徹; 伊藤 和寛; 舟木 功; 藤原 昭和; 田村 政昭
PNC TN9410 91-334, 64 Pages, 1991/10
「常陽」では,破損燃料位置決めシステムとして,ナトリウムシッピング法による破損燃料集合体検出装置(FFDL)が採用されている。しかし,「常陽」ではこれまでに燃料破損の経験がなく,昭和60年度に実施された燃料破損模擬(FFDL-I)試験以降,FFDLは運転されていない。このため,平成4年度に計画しているFFDL-II試験に先立って平成3年7月12日から7月19日にFFDL運転試験(II)を実施した。本試験により得られた結論を以下に示す。(1)FFDLの基本的な機能及び運転手順を再確認するとともに,運転経験を蓄積することができた。(2)放射線計測の結果,バックグランドと差はなく燃料破損は検出されなかった。
寺田 博海; 若山 直昭; 大川 浩; 大津 洋; 吉田 広
IEEE Transactions on Nuclear Science, NS-32, p.1209 - 1213, 1985/00
多目的高温ガス炉燃料破損検出法の開発のために、燃料破損検出法開発試験装置を製作し、JMTRガススィープキャプセル照射装置に接続してその性能を調べた。その結果、高温ガス炉燃料破損検出法の指標となる短半減期希ガスFP核種(Kr-89,Kr-90等)の選択的検出に見通しを得た。また、被覆粒子燃料が健全な状態におけるFP放出挙動を状態方程式として決定する実験も実施した。
鈴木 義雄; 吉島 哲夫; 重本 雅光; 近藤 忠美; 田中 純利; 鎌田 崇; 浅見 哲夫
JAERI-M 6862, 22 Pages, 1977/01
JRR-2では原子炉運転時にFPの放出がこれまでに2回確認された。JRR-2のFFDでは破損燃料要素の位置決め(ロケーション)は全く不可能である。そこでJRR-2におけるロケーション技術の確立を目的として、各燃料要素上部の重水をサンプリングし、
および
線放射能並びに線スペクトルによる核種分析などの測定を行なった。破損燃料要素は1回目がTM-15、2回目がMB-403と断定できた。これらの燃料要素取り出し後、重水の放射能は低下し、FFD指示値も正常に戻った。2回のロケーションによって、原子炉停止1~3日の間では、
Tc、
Xeを測定対象核種とし、線スペクトル並びに線放射能測定を併用することによりFP放出燃料要素の位置決めが比較的早く確実にできる事がわかった。
鍋島 邦彦; 相澤 康介; 近澤 佳隆; 岡崎 仁*; 林 真照*
no journal, ,
DN法FFDは、燃料破損時に燃料から冷却材中に放出される遅発中性子先行核からの遅発中性子束を計測することにより、燃料破損を検出する計装設備である。ここでは、安全設計クライテリア等の新たな指針類を踏まえ、DN法FFDへ要求される役割について整理するとともに、配置への影響低減のために配管を囲っていた部分の遮蔽体を削除した検出体系で、燃料破損伝播前に原子炉トリップが可能であることを確認した。
加藤 慎也; 諸橋 裕子; 武藤 啓太郎
no journal, ,
高速増殖原型炉もんじゅのタギング法破損燃料検出装置(FFDL)の性能確認のため、タグガス組成の模擬ガスを製作し、被疑燃料同定精度の確認を行う。
諸橋 裕子; 樋口 哲夫*; 石井 啓介*; 北村 明弘*
no journal, ,
高速増殖炉原型炉もんじゅのタギング法破損燃料検出装置(FFDL)の性能確認結果を踏まえたタギング法FFDLを提案する。