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報告書

水炉燃料のふるまい

柳澤和章

JAERI-M 90-120, 320 Pages, 1990/08

最近の燃料について、過去20年間近くのデータベースに基づいて、炉内ふるまいを中心にした総説を試みた。燃料として(1)発電用軽水炉のUO $_{2}$ -ジルカロイ被覆燃料、(2)プルサーマル炉心及びATR用の(PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ )-ジルカロイ被覆燃料及び研究炉用のアルミナイドシリサイド燃料を主に対象とした。第1章及び第2章では、これらの物理化学的な性質と製造技術について、第3章では、通常運転下での照射特性、炉内ふるまい及び過去に於いて発生した燃料の不具合とその防止対象等について、また燃料の高燃焼度化や負荷追従運転を目途としてR&Dがなされている種々の燃料性能の改良努力の現状について、とりあげた。第4章では、過去に発生した原子炉事故について紹介し、原研の安全性研究の一環として成されて来たRIA、PCM及びLOCA時の燃料ふるまいや安全審査時の判断基準データ等について概述した。

報告書

NSRR実験における特殊燃料(破壊力測定,ガドリニア入り,ウラン-プルトニウム混合酸化物燃料)の発熱量評価

柳原敏; 鈴木敏夫

JAERI-M 85-208, 53 Pages, 1986/01

JAERI-M-85-208.pdf:1.61MB

近年NSRRで実施している破壊力測定実験、ガドリニア入り燃料実験、ウラン-プルトニウム混合酸化物燃料実験の各実験シリーズについて、単位炉心積分出力当りの発熱量を評価するための実験を行い、線スペクトロメトリーにより各実験で照射した燃料の核分裂数を求めた。各実験シリーズにおける単位炉心積分出力当りの核分裂数及び炉心積分出力から発熱量への変換係数は以下の通りである。

報告書

プルトニウム燃料の出力平坦化に関する臨界実験,1; 出力分布の測定

村上清信; 鶴田晴通; 須崎武則; 大野秋男*; 小林岩夫; 湯本鐐三*; 松本忠邦*; 笹島秀吉*

JAERI-M 9876, 83 Pages, 1982/01

JAERI-M-9876.pdf:3.09MB

プルトニウムの軽水炉におけるリサイクル使用に関連した炉物理研究の一環として、出力分布の平坦化に関する実験を、軽水臨界実験装置(TCA)を用いて行った。使用した燃料棒は、PuO $_{2}$ 富化度が5種類、U-235濃縮度が6種類である。実験は、PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ およびUO $_{2}$ 燃料棒格子内について行い、水平方向の出力分布に与える水ギャップ並びにPuO $_{2}$ 富化度の異る燃料棒の配列の効果をパラメトリックに測定した。この実験から、PuO $_{2}$ 富化度および水ギャップ幅が出力分布に与える効果が求められ、かつBWR型燃料集合体中における各種燃料棒配列と出力ピーキング係数の関係が明らかになった。

論文

Measurements of thermal disadvantage factors in light-water moderated PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ and UO $_{2}$ lattices

大野秋男; 小林岩夫; 鶴田晴通; 須崎武則; 村上清信; 松浦祥次郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(1), p.26 - 36, 1980/00

https://doi.org/10.3327/jnst.17.26

被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)

軽水減速3.4wt%PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 格子と26wt%UO $_{2}$ 格子の熱中性子損失因子が、Dy-Alワイヤ検出器を用いて燃料内及び減速材内の放射化率分布の直接測定から求められた。測定は、炉心中央部に77格子配列のテスト領域と、それをとり囲んだドライバー領域より構成される二領域炉心を用いて行なわれた。テスト領域の水対燃料体積比は1.76,2.00,2.38および2.95の4種類が用いられ、その各々について熱中性子損失因子が測定された。格子の水対燃料体積比の増加につれて、PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 及びUO $_{2}$ 格子の熱中性子損失因子は大きくなる。多群輸送コードLASERによる計算値は実験値に実験誤差内で一致した。

論文

Critical experiments on light-water moderated PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ lattices

小林岩夫; 鶴田晴通; 須崎武則; 大野秋男; 村上清信; 松浦祥次郎; 湯本鐐三*; 松本忠邦*; 笹島秀吉*; 板川和男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(3), p.166 - 182, 1978/03

https://doi.org/10.3327/jnst.15.166

被引用回数：3

プルトニウム燃料(PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ )を用いた軽水減速正規格子実験を原研と動燃の共同研究の下に軽水臨界実験装置TCAを用いて行なった。Puの組成は $^{2}$ $^{3}$ $^{9}$ Pu, $^{2}$ $^{4}$ $^{0}$ Pu, $^{2}$ $^{4}$ $^{1}$ Pu, $^{2}$ $^{4}$ $^{2}$ Puについてそれぞれ68,22,7,2w/oであり、Uは天然ウランである。実験対象の燃料格子はHとPuの原子数比(H/Pu)が295,402,494,704および922の5種類で、これらの体系について臨界質量、出力分布および全線の放射化率分布を求めた。核計算はLASER、UGMG42-THERMOSおよびGTB-2を用いて得た小数群定数を用い、2次元拡散計算をPDQ.5コードで行なった。計算結果を実験値と比較した所、実効増倍係数については、-1.32から1.72%K/Kの差が認められ、熱中性子密度、熱外中性子束および出力分布については一致を示した。

報告書

Critical sizes of light-water moderated UO $_{2}$ and PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ lattices

鶴田晴通; 小林岩夫; 須崎武則; 大野秋男; 村上清信; 松浦祥次郎

JAERI 1254, 38 Pages, 1978/02

JAERI-1254.pdf:2.27MB

2、6w/oUO $_{2}$ および3、0w/oPUO $_{2}$ -天然UO $_{2}$ 燃料を用いた約250炉心について、その臨界形状の実験値を示した。減速材は軽水であって、単位格子内の水対燃料体積比は、UO $_{2}$ 炉心については1、50から3、00、Pu0 $_{2}$ -UO $_{2}$ 炉心については2、42から5、55の範囲である。臨界形状は、室温から80 $^{circ}$ Cの温度範囲について直方体炉心の臨界に必要な燃料本数と水位との用いて決定された。PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 燃料炉心において、 $^{2}$ $^{4}$ $^{1}$ Puが $^{2}$ $^{4}$ $^{1}$ Amに転換することによる炉心の反応度変化を3年間に渡って追跡した。水ギャップ付のUO $_{2}$ およびPu $_{2}$ -UO $_{2}$ 燃料炉心および減速材中に液体ポイズンを含むUO $_{2}$ 燃料炉心の臨界形状も示してある。反応度温度計系数、水位等反応度、反射体節約、中性子移動距離と無限増倍係数の比、および臨界バックリングなどの炉物理パラメータを、水ギャップや液体ポイズンの無い一様炉心の臨界形状に関連して示した。

論文

Profiles of activity ratios of fission products, cesium-134,cesium-137 and ruthenium-106 in low-enriched PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ fuel assemblies

鶴田晴通; 須崎武則; 松浦祥次郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(1), p.43 - 53, 1977/01

https://doi.org/10.3327/jnst.14.43

被引用回数：4

照射済PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 燃料集合体内の核分裂生成物の分布を、Ge(Li)検出器を用いた線スペクトロスコピ法によって非破壊的に測定した。PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 燃料の場合について、 $^{1}$ $^{3}$ $^{7}$ Cs強度と $^{1}$ $^{3}$ $^{4}$ Cs/ $^{1}$ $^{3}$ $^{7}$ Cs強度比の間に比例関係のあることを確証した。 $^{1}$ $^{0}$ $^{6}$ Ru/ $^{1}$ $^{3}$ $^{7}$ Cs比の分布は集合体内でほとんど一定であり、この比は照射済燃料がPuまたはUであったかを識別するための良い指標になることを示した。

報告書

軽水減速UO $_{2}$ 炉心内の77PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 格子に関する臨界実験と解析

鶴田晴通; 松浦祥次郎; 小林岩夫; 橋本政男; 須崎武則; 大野秋男; 村上清信; 湯本鐐三*; 菊池三郎*; 梶山登司*; et al.

JAERI 1234, 76 Pages, 1974/06

JAERI-1234.pdf:3.03MB

軽水減速UO $_{2}$ 燃料炉心に77の配列をしたPuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 燃料格子を装荷した体系に関して、一連の臨界実験とその解析がTCAを用いて行われた。この研究の目的は一部にプルトニウム燃料を装荷したウラン燃料炉心について、(1)反応度、中性子束分布、および出力分布をウラン燃料にみの場合と比較syること、(2)ウラン燃料体系に適用されている計算方法をプルトニウム混合炉心に適用した場合の精度を評価することにあった。プルトニウム燃料は3、4wt%富化PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ でありまた77格子の水対燃料体積比は1、76、2、00、2、38および2,95の4種類であった。この各々の炉心について、臨界量、中性子密度分布、および出力分布が測定された。計算値の誤差は、実効増倍係数に関して0、3%以内、中性子密度分布および出力分布に関してはそれぞれ最大16%および9%であった。

報告書

JPDR-II用PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 燃料集合体の第2次設計

内藤俶孝; 小貫亮一*; 松浦祥次郎

JAERI-M 5189, 33 Pages, 1973/03

JAERI-M-5189.pdf:0.97MB

1971年1月に「JPDR-II用PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 集合体の第1次設計」に関してJAERI-memo(4327)で報告した。このときの主要課題は、軽水動力炉用の燃料としてプルトニウム燃料がウラン燃料の直接の代替用として使用できるかどうかと云うことであった。今回のレポー卜においては、実際にJPDR-II炉心に装荷されるウランプルトニウム混合二酸化物を燃料とする試験燃料集合体(以下PUTA-Iと云う)の設計仕様を決定したのでそれについて記す。この設計において特徴的なことは、PUTA-Iの燃料棒配列および燃料棒外径はJPDR-II用二酸化ウラン燃料集合体の場合と同じでよいと云うことである。

報告書

軽水減速UO $_{2}$ およびPuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 格子の2領域炉心における $_{e}$ $_{f}$ $_{f}$ /lの測定と計算

鶴田晴通; 北本紘一*

JAERI-M 4696, 56 Pages, 1972/02

JAERI-M-4696.pdf:1.64MB

軽水炉動力炉にプルトニウムを代替して用いる場合、動特性パラメータの変化を考慮する必要がある。動特性パラメータのうち、実効遅発中性子放出割合 $_{e}$ $_{f}$ $_{f}$ /lと中性子寿命lに関する情報を得る目的で、PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 燃料とUO $_{2}$ 燃料とで構成される2領域炉心の $_{e}$ $_{f}$ $_{f}$ /lがパルス法によって測定された。摂動論にもとずく計算が行われ実験値と比較された。UO $_{2}$ 燃料1領域炉心の場合の実験も、計算法の妥当性を調べるために行なわれた。PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 燃料をUO $_{2}$ に置換することにより、 $_{e}$ $_{f}$ $_{f}$ /lは小さくなるが、lも変化することによって $_{e}$ $_{f}$ $_{f}$ /lとしては大きくなる場合もある。計算値はUO $_{2}$ 1領域炉心およびPuO $_{2}$ -UO $_{2}$ とUO $_{2}$ の2領域炉心の場合いずれも4%の誤差範囲で実験値と一致した。PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 燃料を部分的にUO $_{2}$ 燃料に置換した場合でも、UO $_{2}$ 燃料のみの炉心に対する計算法が適用できる。

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