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報告書

JMTR後継炉概念検討における照射試料中性子束評価と炉心核特性計算

大泉昭人; 秋江拓志

JAEA-Technology 2023-017, 93 Pages, 2023/12

JAEA-Technology-2023-017.pdf:8.45MB

日本原子力研究開発機構ではJMTR (Japan Materials Testing Reactor)の廃止決定後、JMTRの後継となる新たな照射試験炉(JMTR後継炉)の建設可能性の検討が行われ、最終検討結果報告書が文部科学省に2021年3月30日に提出された。この検討は、(1)炉型の選定、(2)炉心案の検討、(3)核的検討、(4)熱的検討の4段階で進め、最後に(5)検討及び評価を行った。本JAEATechnology報告書はこのうち、(3)核的検討の手順と内容をまとめるものである。核的検討の対象となった炉心である標準炉心とコンパクト炉心について、試料照射位置の中性子束が計算され、要求される照射性能を満足した。標準炉心とコンパクト炉心の予備検討炉心について燃料交換1サイクルの連続運転日数が評価され、現行JMTR炉心と同等の日数を確保できた。さらに、これらの炉心について炉心内出力分布、制御棒反応度価値、反応度係数、燃料要素ごとの燃焼度分布、動特性パラメータなどの核特性を評価した。これらの核特性評価結果はJMTR後継炉最終検討報告書において、現行JMTR炉心における核的制限値と比較することによる核的成立性の確認と、熱的に成立させるために必要な炉心の冷却能力評価に使用された。

報告書

水素供給コストに関する評価

西原哲夫; 武田哲明

JAERI-Tech 2005-038, 40 Pages, 2005/07

JAERI-Tech-2005-038.pdf:5.01MB

日本原子力研究所では2025年頃の高温ガス炉水素製造システムの実用化を目指し、高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor, HTTR)を用いて高温ガス炉と水素製造設備の接続技術,水からの水素製造プロセスである熱化学法ISプロセス技術の研究開発を進めている。燃料電池自動車の燃料として大量に水素を供給するシステムは、オフサイト型とオンサイト型に大別される。オフサイト型では水素製造コストのほかに、輸送や充填にかかわるコストも考慮しなければならない。さらに、化石燃料を利用した水素製造システムでは、二酸化炭素の処分にかかわるコストも必要になる。したがって、核熱を用いた水素製造システムの経済性評価には、水素製造コストだけではなく輸送や貯蔵を含めた総合的な水素供給コストを評価する必要がある。そこで、水素貯蔵,輸送及び充填にかかわる国内外のコスト評価結果を調査し、さまざまなオフサイト型システムとオンサイト型システムに対して、水素供給コストを評価した。

論文

JT-60Uにおける遠心加速方式ペレット入射装置の開発

平塚一; 木津要; 市毛尚志; 本田正男; 岩橋孝明*; 佐々木昇*; 宮直之; 細金延幸; 小田泰嗣*; 吉田和人*

プラズマ・核融合学会誌, 76(11), p.1189 - 1197, 2000/11

http://ci.nii.ac.jp/naid/110003825480

JT-60Uでは、高密度プラズマの長時間保持を目的として、直線型加速方式、エクスツルーダー型生成方式を用いた遠心加速方式ペレット入射装置を開発した。この方式は、低温状態での重水素ガスペレット化制御、ペレットが発生するアブレーションガスの対策、射出方向の安定化、衝突対策等が重要である。そのため、ペレット生成中の観察が行えるようにしたうえで、固体燃料供給管等の冷却強化、排気口の設置による発生ガスの排気、遠心加速部分からの飛び出し防止及び飛行過程での衝突破損防止等の工夫・開発を行った。その結果、固い透明な重水素の氷の生成を観察でき、2.1mmの立方体(キュービック)のペレットを的確に切断・装填し、加速・射出することができた。以上により、ペレット射出速度410m/sにおいて、周波数5Hzで7s間、周波数10Hzで3.5s間の連続射出に成功した。本論文は、装置の原理、構造、試験結果等について報告する。

報告書

高燃焼度フルMOX PWR炉心の核的検討,2

久語輝彦; 大久保努; 島田昭一郎*

JAERI-Research 99-057, p.29 - 0, 1999/09

JAERI-Research-99-057.pdf:1.77MB

将来型軽水炉の一つのオプションとして、既存軽水炉技術を用いて、平均取り出し燃焼度100GWd/tでサイクル長3年の高燃焼度フルMOX PWRの炉心概念の検討を進めている。本報告では、燃料棒の細径化によって減速材対燃料体積比(Vm/Vf)を増加させて、核的及び熱的性能の向上を試みることを目的として、燃料ピン間隔を現行炉心と同様の12.6mmとし、燃料棒を現行の9.5mmから8.3mmに細径化することによりVm/Vfを3.0に増加させた炉心を提案し、炉心核特性を評価し、炉心成立性を確認した。また、燃料棒径を現行と同様とし、かつ燃料ピン間隔を拡張したVm/Vf=2.6の炉心核特性と比較した結果、サイクル長が約9%減少することを除けば、核分裂性プルトニウム富化度を約0.3wt%節約でき、また減速材温度係数に余裕が増加するなど、むしろ良好な炉心特性を持つことが判明した。

報告書

Modification of JRR-2

宮坂靖彦

JAERI-M 7484, 25 Pages, 1978/01

JAERI-M-7484.pdf:1.15MB

この資料は、東海研究所にある研究用原子炉JRR-2の改修についてまとめたものである。JRR-2は、サポートリングと重水タンク間の金属パッキン不良による重水漏洩、下段遮蔽プラグの腐食及び制御棒の故障を改善するため、1973年12月炉を停止した。主要改修内容は、サポートリング部での重水漏洩を止める立上りシール溶接、炉心上部遮蔽体の交換及びヘリウム系の改良である。また、制御棒装置及び燃料交換キャスクは改良型の新しいものと交換した。被照射空気系の改良工事は、改修計画の途中で、アルゴン-41放出低減対策として追加lされた。以上の作業は順調に1975年9月まで完了したが、軽水タンクの下につながるスタンド・パイプにおいて軽水漏れが1975年11月11日に起り、その補修約4ヶ月を要した。しかし、改修後の運転実積からみて、改修の質としては満足すべきものであり、その過程をまとめた本報は、炉の改修技術として十分な意味をもつものと考える。

論文