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JRR-3中性子ビーム利用推進委員会 試験研究炉の在り方ニーズ検討タスクフォース
JAEA-Review 2014-054, 43 Pages, 2015/03
JAEA-Review-2014-054.pdf:6.57MB
JRR-3は改造後25年が過ぎたこともあり、次期研究用原子炉の在り方を検討する時期に来ている。研究炉加速器管理部では、JRR-3中性子ビーム利用推進委員会の下に試験研究炉の在り方ニーズ検討タスクフォースを組織し、日本中性子科学会の報告書に基づく将来の中性子ビーム利用のニーズ動向を調査した。本報告書は、同タスクフォースで調査した結果をもとに次期研究用原子炉の在り方をとりまとめたものである。
研究炉加速器管理部
JAEA-Review 2014-047, 153 Pages, 2015/02
JAEA-Review-2014-047.pdf:23.43MB
研究炉加速器管理部は、JRR-3, JRR-4, NSRRの研究炉、タンデム加速器及びRI製造棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告書は2013年4月1日から2014年3月31日までの研究炉加速器管理部において実施した業務活動をまとめたものである。
藤井 保彦
原子力eye, 51(9), p.18 - 19, 2005/09
建設中のJ-PARCから発生する大強度中性子ビームを利用して期待される基礎研究から産業利用までの主要な研究分野と、それらの波及効果を概観する。
藤井 保彦
放射線と産業, (107), p.2 - 3, 2005/09
中性子産業利用特集号の巻頭言として、我が国の中性子線源と利用の発展の歴史を紹介し、稼働中のJRR-3及び建設中のJ-PARCの産業利用への期待を述べる。
中性子ビーム利用専門部会; 将来計画作業部会
JAERI-Review 2003-037, 88 Pages, 2004/02
JAERI-Review-2003-037.pdf:6.98MB
改造3号炉(JRR-3)が1990年3月に臨界に達し、1991年6月に共同利用が開始されて以来、早10余年を経た。この間、JRR-3の中性子ビーム利用研究分野では、中性子散乱実験設備の高度化とその装置数の増加が大幅な利用者・利用研究分野の拡大をもたらし、一躍JRR-3を世界のベスト4に入る研究炉と世界的に位置づけられるまでになった。即発
線分析や中性子ラジオグラフィの分野でも独創的な研究が進み世界的に高い評価を受けている。しかしながら、研究炉においてはその研究競争力を維持するために不断の改造と設備の高度化が必要である。また、日本原子力研究所においては、高エネルギー加速器研究機構との共同推進プロジェクトとして、パルス中性子源を含む大強度陽子加速器計画(J-PARC)が進行している。このような状況を受けて平成13年度に中性子ビーム利用専門部会の下に、JRR-3のあり方を今後約10年間のタイムスパンのもとに考える「将来計画作業部会」が組織され2年にわたってJRR-3の将来像を議論してきた。本報告書は、JRR-3が今後果たすべき将来計画に関する事項を取り纏め、これに基づくより一層の高度化の実現と、世界をリードする研究成果の発信地としてあり続けることを切望しつつ、提言するものである。
研究炉利用課
JAERI-Review 2003-019, 484 Pages, 2003/07
JAERI-Review-2003-019.pdf:29.68MB
平成13年度における研究炉での実験利用,照射利用を行った利用者(原研外を含む)からの成果の提出を受け、これをとりまとめたものである。
桜井 文雄; 堀口 洋二; 小林 晋昇; 高柳 政二
Physica B; Condensed Matter, 311(1-2), p.7 - 13, 2002/01
被引用回数：9 パーセンタイル：45.24(Physics, Condensed Matter)JRR-3は1985-1990年において、利用ニーズに対応するため大改造され、その後中性子ビーム実験を中心に利用されている。さらに、使用済み燃料発生の抑制のためのシリサイド燃料化を1999年に実施した。また、ビーム利用要求の増大に対応するために、熱中性子ビーム導管のスーパーミラー化を1998年から実施している。JRR-4においては、1996-1998年において、低濃縮シリサイド燃料化,原子炉施設の更新,医療照射設備の新設等を実施した。JRR-3の将来計画としては、連続中性子ビームの特徴を考慮し、物質・生命科学を中心とした中性子利用研究の一層の推進を図るための設備の整備を進め、大陽子加速器との相補的利用を図る。JRR-4については、医療設備を中心に利用促進を図る。
齊藤 泰司*; 日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 飛田 吉春*; 鈴木 徹*; 松林 政仁
Proceedings of 9th International Symposium on Flow Visualization, p.391_1 - 391_10, 2000/00
高速増殖炉の炉心溶融事故では、溶融燃料-スチールの混合層で再臨界の可能性が予想される。再臨界を抑制するメカニズムの一つは負のボイド反応度効果を有する溶融燃料-スチール混合層におけるスチールの沸騰である。沸騰による反応度の変化を評価するためには溶融燃料-スチール混合層中の気液二相流の特性を知ることが必要であり、気体-液体金属の二相混合状態の基本特性を研究するために溶融燃料-スチール混合層中の沸騰気泡を液体金属層の断熱気体の気泡によって模擬した実験を行った。中性子ラジオグラフィと画像処理技術を用いて二相混合状態の可視化、液相移動速度及びボイド率の測定を行った。これらの測定により気体-液体金属二相混合気の基本特性が明らかにされた。
木名瀬 政美
JAERI-Tech 99-002, 50 Pages, 1999/01
JRR-3Mでは、使用済燃料発生本数の低減等を図るために、現在のアルミナイド燃料に代わって、ウラン含有量が多いシリサイド燃料を使用する計画が進められている。この計画では、炉心近傍機器を含むその他の機器及び設備の変更は行わない。シリサイド燃料化に伴い、原子炉施設の安全性確認の観点から、通常運転時におけるJRR-3シリサイド燃料炉心近傍での線量当量率及び放射線分布の計算を実施した。本報告書は、その計算結果を述べるとともに、計算結果とJRR-3遮蔽設計基準線量率を比較することにより、シリサイド燃料炉心に対する炉心近傍の即設設備の遮蔽性能についても述べる。
木名瀬 政美; 橘 晴夫
JAERI-Tech 97-058, 101 Pages, 1997/11
JRR-3は、約20%濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却のスイミングプール型研究炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料炉心計画が進められており、燃料として現在のウランアルミニウム分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書では、JRR-3のシリサイド燃料炉心計画の一環として実施した周辺公衆の線量評価(安全設計評価及び立地評価)について述べたものである。評価に関しては、評価結果が厳しくなるように種々の評価条件を設定した。その結果、線量評価に関する安全性及び立地条件の適否を判断する基準を十分満足することを確認した。
神永 雅紀; 村山 洋二; 和田 茂; 木名瀬 政美
JAERI-Tech 97-043, 63 Pages, 1997/09
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl
-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U
Si
-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。JRR-3シリサイド燃料炉心では、シリサイド燃料化に伴って標準型燃料要素及びフォロワ型燃料要素の燃料板枚数、燃料板厚さ、冷却材流路ギャップを変更する。このため、これまでのアルミナイド燃料炉心と比べ炉心流量配分特性が異なり、燃料要素以外の炉心構造物の設計計算に用いている設計流速を見直す必要がある。本報告書は、JRR-3シリサイド炉心の炉心流量配分特性、炉心流量配分特性の変更に伴い新たに設定した炉心構造物の設計差圧及び設計流速について述べたものである。付録には、それらの結果に基づき実施した炉心構造物の耐熱計算結果を示した。
神永 雅紀; 山本 和喜
JAERI-Tech 97-016, 120 Pages, 1997/03
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための冷却異常事象の解析について述べたものである。評価すべき冷却異常事象として、運転時の異常な過渡変化及び事故の計6事象を選定し、THYDE-Wコードにより解析した。その結果、選定した冷却異常事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。
神永 雅紀
JAERI-Tech 97-015, 74 Pages, 1997/03
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析について述べたものである。JRR-3には定格出力20MWの強制循環冷却モードと、最高出力200kWの自然循環冷却モードがある。解析結果から、JRR-3シリサイド燃料炉心は、通常運転時において十分な安全余裕を有すると共に、炉心流路閉塞時には事故時の判断基準を満足することを確認した。
神永 雅紀
JAERI-Tech 97-014, 125 Pages, 1997/03
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3シリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化5事象を選定し、EUREKA-2コードにより解析した。その結果、選定した反応度投入事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。
材料試験炉部
JAERI-Conf 97-006, 178 Pages, 1997/03
照射試験に係わる研究者、技術者が一同に会し、炉内試験の高度化について議論を深め、所内における横断的研究展開を進めるとともに、研究用原子炉における利用の効率的推進に役立てることを目的とする照射基盤ワークショップが1997年1月29日及び30日に、茨城県産業会館(水戸)において開催された。このなかで、国内の研究用原子炉の役割と将来計画、炉内照射試験への取り組み、関連周辺技術の開発、21世紀の炉内照射利用に係わる動向について講演ならびに討論が行われた。本報告書は、16件の講演の内容を収録したものである。また、当日実施した研究用原子炉の利用等に関するアンケート結果についても示した。
中野 佳洋; 曽山 和彦; 天野 俊雄*
JAERI-Conf 96-008, 0, p.86 - 91, 1996/03
研究炉部ではこれまでに、研究炉の建設、運転、改造等のために、数多くの核計算を行ってきた。最も最近に行われた二つの核計算は、JRR-4燃料の低濃縮化とJRR-3M燃料のシリサイド化である。これらの計算では、設計計算を開始する前に、過去の特性試験データの解析を連続エネルギーモンテカルロコード・MVPおよびSRACコードシステムを用いて行った。核データライブラリには、主にJENDL-3.1とJENDL-3.2を用い、両者の比較を行った。その結果、全てのケースでJENDL-3.2はJENDL-3.1よりも約1%
K/K大きな反応度を与えることが分かった。また、JRR-4の場合には、JENDL-3.1は若干実験値を過小評価し、JENDL-3.2では過大評価するが、JRR-3Mの計算では、どちらのライブラリも実験値を過大評価した。全体的に、JENDL-3.1の方が良好なC/E値を与えることが分かった。
西 義久*; 木下 泉*; 古谷 正裕*; 竹中 信幸*; 松林 政仁; 鶴野 晃
Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.548 - 555, 1996/00
高速炉用の蒸気発生器として1次ナトリウムで加熱した液体金属と水との直接接触伝熱を利用したものが提案されている。この蒸気発生器は、従来型の伝熱管を介して水とナトリウムが熱交換する蒸気発生器と比較して、ナトリウム-水反応対策設備の大幅な合理化が可能でコンパクトであり、高速増殖炉の建設コストの低減が期待できる。これまで、溶融金属中に水を注入する伝熱実験が行われてきたが、溶融金属中の水の蒸発のメカニズムについては既存研究も見あたらず、それに関する知見もなかった。したがって従来は、不活性ガスの挙動に関する研究や温水中のフロンの蒸発に関する研究からの類推で検討を行うことが多かった。今回JRR-3M中性子ラジオグラフィ装置を用いて溶融金属中の水の蒸発現象を可視化し、従来の実験とは異なった知見が得られた。
竹中 信幸*; 浅野 等*; 藤井 照重*; 和田 哲昌*; 松林 政仁; 鶴野 晃
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 377, p.115 - 118, 1996/00
被引用回数：15 パーセンタイル：76.22(Instruments & Instrumentation)軽水炉の安全性にとってロッドバンドル中の二相流の振る舞いは、重要である。その中でも特に、ロッドバンドル中のスペーサ近傍の二相流の振る舞いが重要である。これまでは、X線や線を用いてBWR又はPWRと同サイズのロッドバンドル中の同じ圧力、同じ温度条件下での二相流のボイド率測定が行われてきた。さらに、断面におけるボイド率分布を得るためにCT法も用いられてきた。本研究では、スペーサの材料である金属板を透過し、二相流を可視化できる中性子ラジオグラフィを用いて軽水炉燃料を模擬した4
4ロッドバンドル中のスペーサ近傍の空気-水二相流の可視化を行い、一次元の平均ボイド率分布及びCT法による3次元ボイド率分布を得た。
有金 賢次; 大友 昭敏; 笹島 文雄; 高橋 秀武; 瀬口 忠男; 村上 滋*
JAERI-Tech 94-004, 33 Pages, 1994/07
芳香族系ポリエーテル樹脂(BEK)の原子炉照射による機械的性質の変化等を明らかにし、JRR-3M気送管で最大150時間の照射が可能な試料照射用キャプセルを開発した。JRR-3M気送管における試料の照射は、これまでポリエチレンキャプセルの使用で最大20分に制限されてきたが、BEK製キャプセルの開発により長時間の照射が可能になった。また、BEKは、ポリエチレンと同様に誘導放射能が低いことから、照射後の試料の取扱いも簡便である。本報告が、BEKの原子炉照射による特性の変化と、キャプセル開発の研究をまとめたものである。
鈴木 正年; 川端 祐司*; 市川 博喜
JAERI-M 92-201, 17 Pages, 1993/01
JRR-3改造炉(JRR-3M)に総延長232mにおよぶ大規模中性子導管群が設置された。2本の熱中性子導管と3本の冷中性子導管からなる中性子導管群の中性子スペクトル及び中性子束を測定した。中性子スペクトルは設計計算と良い一致をみた。また中性子束については、特性波長2
の2本の熱中性子導管端末で1,210
n/cm
・sまた冷中性子稼働時において、特性波長4の2本の冷中性子導管端末で2.010n/cm・s、特性波長6の冷中性子導管端末では1.410n/cm・sを得た。
