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山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1331 - 1344, 2022/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)反応度または外部中性子源強度の瞬時変化の後で生じる準定常状態における中性子計数率もしくはそのシミュレーションデータの経時変化に基づいて体系の反応度を評価した。その評価は準定常状態における出力の方程式に基づいて行った。研究の目的は中性子計数率の複雑な経時変化から適時に反応度を評価する方法を開発することである。開発した手法を中性子計数率のシミュレーションデータに適用した。そのデータは一点炉動特性コードAGNESによる計算とポワソン分布を持つ乱数によって作成したものである。さらにTRACYを用いて取得された未臨界実験データにも適用した。その結果、反応度の評価値と基準値の差は-10$以上の条件でのシミュレーションデータに対しては5%程度以下の差であり、-1.4$と-3.1$での実験データに対しては、7%程度以下であった。条件変化の数十秒後に反応度を評価できる可能性がこれにより示された。
山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.926 - 931, 2020/08
被引用回数：1 パーセンタイル：12.16(Nuclear Science & Technology)中性子計数率の複雑な履歴から適時に反応度を評価する手法の開発に資することを目的として、準定常状態における出力の方程式を一点炉動特性方程式に基づいて導出した。その方程式は出力
を新しい変数
(出力の時間微分の関数)に線形的に関係づけている。一点炉動特性コードAGNESを用いた計算により点(
)はこの新しい方程式により示される直線に完璧に乗っていることが示された。また、TRACYを用いた未臨界過渡実験のデータから計算した点()はこの方程式が示す傾きを持つ直線を形作ることを確認した。
Ho, H. Q.; 石塚 悦男
Physical Sciences and Technology, 5(2), p.53 - 56, 2019/00
試験研究炉の運転に伴って1次冷却材中のトリチウム濃度増加が報告されている。JMTRとJRR-3Mの運転中に1次冷却材に放出されるトリチウム放出源を明らかにするために、ドラーバー燃料から放出されるトリチウム量をMCNP6とPHITSコードで計算した。計算の結果、JMTRとJRR-3Mのドラーバー燃料からの放出されるトリチウム量は、1サイクル運転あたり10
及び10
Bqであること、この値は測定データより約4桁低いことが明らかとなった。この結果は、両炉のドラーバー燃料から放出されるトリチウム量は無視できるレベルであることを示している。
林 博和; 佐藤 匠; 柴田 裕樹; 津幡 靖宏
NEA/NSC/R(2017)3, p.427 - 432, 2017/11
原子力機構におけるMA核変換用窒化物燃料の乾式処理技術の研究開発の進捗について、窒化物燃料の乾式処理主要工程の装置開発の状況を中心に紹介する。装置開発については、溶融塩電解における燃料溶解速度の向上を目指した陽極、及びCd電極に回収した金属元素の再窒化試験を100グラムCd規模で実施する装置の開発について報告する。
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
JAEA has conducted a research program called ALPS-II program for advanced fuels of LWRs. In this program, the tests simulating a RIA and a LOCA have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in European commercial reactors. The failure limits of the high-burnup advanced fuels under RIA conditions have been obtained by the pulse irradiation tests at the NSRR in JAEA. The information about pellet fragmentation etc. during the pulse irradiations was also obtained from post-test examinations on the test rods after the pulse irradiation tests. As for the simulated LOCA test, integral thermal shock tests and high-temperature oxidation tests have been performed at the RFEF in JAEA. The fracture limits under LOCA and post-LOCA conditions etc. of the high-burnup advanced fuel cladding have been investigated, and it was found that in terms of these materials the fracture boundaries do not decrease and the oxidation does not significantly accelerate in the burnup level examined.
篠原 正憲; 石塚 悦男; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明
JAEA-Technology 2016-033, 65 Pages, 2017/01
JAEA-Technology-2016-033.pdf:11.14MB
高温工学試験研究炉の起動用中性子源交換作業において、中性子線による作業員の被ばくを低減させるため、燃料交換機遮蔽キャスク下部に仮設中性子遮蔽体を設置した場合の線量当量率をPHITSコードで計算した。この結果、仮設中性子遮蔽体を燃料交換機遮蔽キャスク下部に設置することによって、中性子線による線量当量率を約1桁程度低くできることが明らかとなった。また、実際の交換作業において、仮設中性子遮蔽体を設置した結果、作業員の被ばく積算線量は0.3mSv人となり、前回の0.7mSv人と比較して半減させることができた。
佐々木 新治; 丹野 敬嗣; 前田 宏治
Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 6 Pages, 2017/00
高速炉での照射中には、径方向の温度勾配により、径方向に組織変化と径方向の元素分布の変化が発生する。このため、マイナーアクチノイドが含まれるMOX燃料の照射による振る舞いを研究することは、高速炉燃料の開発に重要である。燃料試料の詳細な観察と元素分析を行うために、FE-SEM/WDXを用いて、照射済のMA-MOX燃料の照射後試験を実施した。試料は高い放射能量と
線を有するため、装置は改造している、(1)放射性物質の漏洩を防ぐため、FE-SEMとシールドを遠隔でコントロールする試料移送装置を取り付けた。(2)装置と作業者の被ばくを防止するため、装置は遮へい体の内部にインストールし、制御系は外部に移設した。照射されたMA-MOXには組織変化が観察され、特性X線のピークを検出することに成功した。特性X線の強度を用いて、U, Pu, AmのMA-MOX試料の径方向に沿った定量的な評価を試みた。これにより、Um, Pu, Amの径方向の分布の変化を掴むことができた。この方法は、微細組織の変化とMA-MOX燃料の元素分布の変化を解明することに大きな利点がある。
加藤 正人; McClellan, K.*
Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.613 - 614, 2015/10
日米協力(CNWG)のもとで先進酸化物燃料に関する共同研究を進めている。共同研究では、サイエンスベース燃料解析コードのためのモデル開発を進めており、本研究は、酸化物燃料の物性モデルに関する報告をする。酸化物燃料の格子定数、熱膨張率、音速の実験データから比熱及び熱伝導率を評価し、実験データとよく一致することを確認した。
田中 康介; 佐々木 新治; 勝山 幸三; 小山 真一
Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.619 - 621, 2015/10
高速実験炉「常陽」のB11及びB14で短期照射されたAm-MOX燃料の照射後試験を実施し、組織変化挙動(中心空孔径の発達状況等)に係るデータを取得した。その結果、O/M比が1.95から1.98付近の燃料の組織には明確なO/M比依存性が認められないが、定比組成(O/M=2.00)では顕著な組織変化が見られた。これにより、Am-MOX燃料の照射初期における中心空孔の形成には、燃料ペレットの熱伝導率の差よりも、蒸発-凝縮機構に及ぼすO/M比依存性の影響が強く現れることがわかった。
安田 良; 松林 政仁; 仲田 祐仁; 松江 秀明; 中西 友子
第5回放射線による非破壊評価シンポジウム講演論文集, p.31 - 34, 2005/02
中性子ラジオグラフィは、照射済燃料・材料の健全性評価を行うための照射後試験の有効な非破壊試験ツールである。特に、中性子CT法,イメージングプレート法は、3次元情報の取得,組成の定量評価等を可能にし、より高次な情報を抽出することができると考えられる。本稿では、中性子CT法及びイメージングプレート法の照射後試験への有効性を検討するために行った未照射の燃料・材料を用いて試験の結果について報告する。
伊藤 光雄; 小原 和弘; 樋田 行雄*; 鈴木 大輔; 郡司 勝文*; 渡部 和男
JAERI-Review 2004-007, 65 Pages, 2004/03
JAERI-Review-2004-007.pdf:5.53MB
分析科学研究グループでは、研究所内の各課室から要求される依頼分析及びガラス工作業務を実施している。依頼分析では、核燃料,各種材料及び放射性廃棄物をはじめとする非常に多種多様な分析試料に適切に対応した。また、依頼分析に関連する分析技術開発も実施した。ガラス工作では、工作室内でのガラス器具の製作や修理のほかに、実験室等に設置されている大型ガラス製装置,放射性物質を取り扱うガラス製装置の現場修理を行った。平成13年度の依頼分析件数は28件、分析成分数は1285、平成14年度の依頼分析件数は15件、分析成分数は830であり、ガラス工作件数はそれぞれ106件, 76件であった。本報告書は、平成13, 14年度に実施した依頼分析,関連技術開発及びにガラス工作業務についてまとめたものである。
エネルギーシステム研究部
JAERI-Review 2003-023, 232 Pages, 2003/09
JAERI-Review-2003-023.pdf:16.58MB
本報告書は、平成14年度におけるエネルギーシステム研究部の研究・開発状況を纏めたものである。エネルギーシステム研究部では、我が国におけるエネルギーの長期安定供給を確保するため、革新的原子力エネルギーシステム及び関連する基盤技術の研究・開発を実施している。軽水炉技術に立脚しながら、プルトニウムの有効利用の可能な革新的水冷却炉(低減速軽水炉)の研究・開発の現状を報告する。また、本報告書には、原子力エネルギーシステムの基礎基盤として重要な炉物理,熱流動,核データ,燃料,材料等の研究活動も掲載されている。これらの基礎基盤研究は、革新的原子力システムの開発や現行システムの安全性・信頼性の向上に不可欠なものである。炉工学施設の維持・管理は、実験的研究を支えるものである。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動状況も取り纏められている。
日浦 寛雄*; 山浦 高幸; 本橋 嘉信*; 小檜山 守*
日本原子力学会和文論文誌, 1(2), p.202 - 208, 2002/06
原子炉燃料中の酸素ポテンシャルの炉内測定を可能とする酸素センサの開発を行った。本センサは、CaOで安定化したジルコニア電解質の両側に標準極と測定極を接触させて酸素濃淡電池を構成し、発生する起電力から測定極となる燃料中の酸素ポテンシャルを推定する。本開発試験では、センサ標準極にNi/NiO, 測定極には燃料の代わりにFe/FeOを用いることとし、さらに長寿命化対策を考慮してセンサを設計・試作して、その起電力特性を炉外試験及びJMTRでの照射下その場試験において調べた。炉外試験では、700
1000間の温度変化に対する起電力の温度依存性は理論値とほぼ一致し、起電力経時変化は800一定の下で980hにわたり4%以内であった。照射下その場試験では、高速中性子(E
1 MeV)照射量8.0
10
m
(照射時間1650h)までの700 900間の温度変化に対する起電力の温度依存性は炉外試験時に得られた結果とよく一致し、800一定下での起電力経時変化は理論値の6%以内であった。以上のことから、中性子照射下における燃料中の酸素ポテンシャルの測定が本センサにより可能であることがわかった。
柳澤 和章; 山下 利之; 金澤 浩之; 天野 英俊; 室村 忠純
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(12), p.1153 - 1159, 1999/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)JRR-3Mを用いて岩石型(ROX)燃料の照射を燃焼度27MWd/kgPu(28%FIMA)まで実施した。照射後試験より得られた結果は以下のとおり。(1)照射によりROX-SZRの燃料密度は、4.6g/cc(82%TD)から3.4g/cc(61%TD)まで減少した。一方ROX-ThO
の燃料密度も、5.2g/cc(83%TD)から3.4g/cc(55%TD)まで減少した。(2)ROX-SZRの気孔率は、18から39%に増加した。一方、ROX-ThOのそれも17から46%に増加した。本件の場合、気孔率の増加即ち非拘束ガス気泡スエリングは気孔の集塊に起因していると考えられるが、その気孔集塊にはROX燃料成分であるAlO
及びPuAl
O
が重要な役割を果たしていると推察された。(3)無拘束ガス気泡スエリング率は、ROX-SZRについては1%FIMA当たり0.8%
V/V、ROX-ThOについては同じく1%FIMA当たり1%V/Vと推定された。UOのそれは、1%FIMA当たり1%V/Vである。したがって、無拘束ガス気泡スエリング率に関しては、ROX燃料とUOに有意な差はない。
山脇 道夫*; J.Huang*; 利根川 雅久*; 小野 双葉*; 安本 勝*; 山口 憲司*; 杉本 純
JAERI-Tech 98-003, 32 Pages, 1998/02
シビアアクシデント時のソースタームを精度良く評価するため、原研では照射燃料からのFP放出実験(VEGA)計画を開始している。燃料から放出されるFPは、化学形に応じて蒸気圧が異なるため、それに応じて大きく異なった移行挙動を示す。そこで、燃料から放出されたFPの高温雰囲気下での化学形及び蒸気圧を精度良く知ることにより、捕集装置までのFP移行挙動を明らかにするとともに、実炉での挙動を評価するためのモデルの開発を目指したVEGA計画の補完的な基礎研究を開始した。本研究では、FPを模擬したCs,Ba,Sr化合物をクヌッセンセルに導入し、水蒸気や水素の存在する高温雰囲気でのFPでの化学形と蒸気圧を求めるためのスコーピング実験を実施し、ソースターム評価上重要なCs,Ba,Srについて基礎的な知見を得た。
鴻坂 厚夫; 藤城 俊夫; 杉本 純
10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.341 - 346, 1996/00
我が国における軽水炉安全性研究は、国が定める安全研究年次計画の重点分野の一つとして実施されている。通常運転及び異常な過渡変化時における燃料の健全性、原子炉機器の経年変化と構造健全性、事故時における燃料挙動と熱水力、シビアアクシデント、確率論的安全評価、及びヒューマン・ファクターに関する研究が精力的に進められている。本稿では、我が国における軽水炉安全性研究の進展について記述している。
清水 堅一; 内山 順三; 佐藤 博
第17回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.1 - 4, 1996/00
米国DOEは、世界各国に供給した米国籍高濃縮ウランの使用済燃料を米国が引き取る政策(Off-Site Fuel Policy)のもとで、試験・研究炉の使用済燃料を再処理のため引き取っていた。しかし、米国内の環境保護団体等から、この政策は環境保護法に合致しない旨の訴訟が起りこれに対処しきれず1988年末をもって、政策は失効した。このため、我が国をはじめ多くの国で試験・研究炉使用済燃料の施設内保管を余儀なくされた。このような状況を受け、各国は試験・研究炉燃料の低濃縮化国際会議やIAEAを通じて米国DOEに対して、これら各国の使用済燃料を早急に引きとるべきとその対策を促してきた。この結果、米国は、今年5月31日、法律に基づく全ての手続きを終え、世界各国の米国籍使用済燃料の引き取りを再開する新しい政策を官報で公示した。
渡部 和男; 田村 修三
ぶんせき, 1993(11), p.883 - 889, 1993/00
核燃料・原子炉材料の分析及び環境物質中の長半減期核種分析について、手法開発、実試料分析等の最近の進歩をとりまとめた。
大島 邦男; 新見 素二; 伊藤 昇; 安藤 弘栄; 桜井 文男*; 小山田 六郎
JAERI-M 87-202, 36 Pages, 1987/11
JMTRでは照射実験法の開発の一環として、負荷追従運転時あるいは高熱焼時の燃料棒の照射挙動を把握するために必要となる燃料棒直径測定技術の開発を行った。
鹿志村 悟; 小川 徹; 福田 幸朔; 岩本 多實
JAERI-M 86-046, 17 Pages, 1986/03
高温ガス実験炉の運動及び事故時の異常な過渡変化を模擬した超高温下の燃料挙動を、原研が開発しているTRISO被覆、低濃縮酸化物粒子燃料について調べた。異常な過渡変化を模擬した試験は、ル-ズな被覆粒子を1600
C以上で照射することによリ行った。照射試験の結果、粒子破損は大部分が燃料核移動によりものであった。炉心昇温事故を模擬した試験としては、二種の炉外加熱試験を行った。加熱により耐熱限界温度の測定と超高温下での挙動を調べた。反応度事故時の燃料挙動の研究は、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)によるパルス照射により行い、この時の最高温度は2800C以上であった。パルス照射試験では、コンパクトに成形した被覆粒子は2800C以上の超高温でも、ル-ズな被覆粒子にみられた非常に激しい破損は見られなかった。コンパクトに成形した粒子では燃料核の中心でUOが蒸発し、球状ボイドを呈していた。
