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小野 正人; 小澤 太教; 藤本 望*
JAEA-Technology 2019-012, 15 Pages, 2019/09
JAEA-Technology-2019-012.pdf:2.83MB
HTTRでは、原子炉の起動及び広領域中性子検出器の計数率の確認を目的として、起動用中性子源
Cfを用いているが、半減期が約2.6年と短いことから適切な時期に交換する必要がある。交換時期の推定には、広領域中性子検出器の「WRM計数率低」の警報発報を防ぐために、半減期のみならず、ゆらぎを考慮する必要がある。このため、広領域中性子検出器の計数率と標準偏差の関係式等から計数率の最小値を予測する手法を考案した。本手法を用いて広領域中性子検出器の計数率の変化を予測した結果、計数率が3.0cpsに低下するのが2022年、1.5cpsに低下するのが2024年となり、2024年までに交換を完了する必要があることが明らかとなった。
島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 篠原 正憲; 柳田 佳徳; 川本 大樹; 高田 昌二
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(2), p.260 - 266, 2017/02
被引用回数：2 パーセンタイル：19.37(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)では、起動用中性子源として小さなキャプセルに封入されたCf(3.7GBq)を3個炉内に装荷している。炉内黒鉛構造物の一つである制御棒案内ブロック内に中性子源入りの中性子源ホルダが装荷されており、約7年の頻度で交換している。中性子源入りの中性子源ホルダは輸送容器を使用して販売業者のホットセルからHTTR原子炉建家まで運搬される。中性子源ホルダの制御棒案内ブロックからの取出・装荷はHTTR原子炉建家内のメンテナンスピット内で行う。前回までの中性子源交換作業から、中性子源取扱作業の安全性向上を目的として輸送容器に係る2つの課題、作業者の被ばくリスク低減・予防及び中性子源ホルダの誤落下防止を抽出した。そして、これらの課題を解決できるHTTR起動用中性子源専用の輸送容器を従来の輸送容器のオーバーホールと同程度のコストで開発した。この結果、新たな輸送容器を使用して実施した中性子源の取扱作業は、安全に完遂された。
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。
島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 高田 昌二; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 濱本 真平; 篠原 正憲
Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.1034 - 1042, 2016/03
HTTRでは起動用中性子源として、Cf(3.7GBq
3個)を炉心内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷、中性子源ホルダ収納ケース及び中性子源用輸送容器への収納は販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの黒鉛ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回の交換作業において、輸送容器に中性子源ホルダを取扱う上でのリスクが2つ確認された。従来の輸送容器は大型(
1240mm、h1855mm)で床に固定できないため、地震時の輸送容器のズレを原因とする漏えい中性子線・
線による被ばくのリスクがあった。また、中性子源ホルダ収納ケースが長尺(155mm、h1285mm)で、メンテナンスピット内の適切な作業位置に引込めないため、中性子源ホルダの遠隔操作による取扱いが困難となり、ホルダが誤落下するリスクがあった。そこで、これらの問題を解決する、新たな輸送容器を低コストで開発した。まず、被ばくのリスクを排除するために、メンテナンスピット上部のフロアにボルト固定できるよう輸送容器を小型化(820mm、h1150mm)した。また、中性子源ホルダケースをマニプレータで適せつな位置に引き込めるように小型化(75mm、h135mm)かつ単純な構造とし、取扱性を向上させた。その結果、2015年に行った中性子源ホルダ取扱作業は安全に完遂された。同時に、製作コストの低コスト化も実現した。
梶原 健*; 池田 佳隆; 関 正美; 森山 伸一; 及川 聡洋; 藤井 常幸; JT-60チーム
Nuclear Fusion, 45(7), p.694 - 705, 2005/07
被引用回数：60 パーセンタイル：85.7(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uにおいて電子サイクロトロン加熱(ECH)を用いた予備電離によるプラズマ電流立ち上げ実験を行った。プラズマ着火時に最大値をとる周回電圧を200kWのECHにより30Vから4Vまで引き下げることに成功した。この時の電場は0.26V/mであり、ITERで必要とされる0.3V/m以下の条件を満たしている。また、予備電離によるプラズマ立ち上げ特性を調べるために、初期封入ガス圧,共鳴位置,偏波角度,入射位置を変えてその依存性を取得した。これまで小,中型トカマクでの実験からECH予備電離でのプラズマ立ち上げ特性は入射位置及び偏波角度に依存しないと言われていたが、大型トカマクにおいては依存性があることを明らかにした。さらに、2倍,3倍の高調波による予備電離の実験では、2倍高調波では800kWのECHによりプラズマ電流は立ち上がり、3倍の高調波では1.6MWのECHに7MWの中性粒子加熱を加えても立ち上がらないことが判明した。
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。
藤本 望; 山下 清信
JAERI-Research 99-059, p.43 - 0, 1999/11
JAERI-Research-99-059.pdf:2.51MB
これまで、HTTRの炉心解析モデルについて、VHTRCの実験結果を用いて検証が行われてきた。またモンテカルロコードとの比較に基づき、ゼブラ型反応度調整材の形状及び位置の効果、中性子ストリーミング効果を考慮できるようモデルの改良が進められてきた。さらにこの改良モデルを用いて臨界試験の予備解析が行われてきた。しかしながら臨界試験の結果から、予備解析に用いたモデルでも過剰反応度を過大に評価することが明らかとなった。検討の結果、燃料セルの外径が過大で実際より減速材の黒鉛が多いため柔らかい中性子スペクトルとなり、
Uの核分裂断面積を大きく評価していることが原因であると考えられた。そこで、燃料セルの外径をこれまでより小さい、燃料棒のピッチによる値とすることにより、臨界試験結果とよく一致する結果を得ることができた。
中野 正明; 山下 清信; 藤本 望; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 徳原 一実*; 中田 哲夫*
JAERI-Tech 98-017, 61 Pages, 1998/05
高温工学試験研究炉(HTTR)の過剰反応度を燃料追加法によって測定する場合について、制御棒の干渉効果が過剰反応度に与える影響を評価した。制御棒が全引き抜き状態の実効増倍率から求める過剰反応度に比べて、制御棒操作を考慮することによって、-10%~+50%程度の測定値が変化することがわかった。また、干渉効果の影響を小さくするためには、被測定制御棒、補償制御棒とも複数の制御棒を用いればよく、(1)被測定制御棒として第3リング制御棒を除く13対を用い、そのうちの1対の反応度測定の際にその他の12対を補償制御棒として用いる組合わせ、(2)第1リング制御棒6対を(1)と同様に用いる組み合わせ、が過剰反応度測定に適していることが明らかになった。
山下 清信; 野尻 直喜; 藤本 望; 中野 正明*; 安藤 弘栄; 長尾 美春; 長家 康展; 秋濃 藤義; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; et al.
Proc. of IAEA TCM on High Temperature Gas Cooled Reactor Applications and Future Prospects, p.185 - 197, 1998/00
本報は、核設計コードの解析精度の向上を目的とした高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界特性試験に関するベンチマーク問題を高温ガス炉に関するIAEA-TCM会議参加国に提供するものである。HTTRの有効炉心直径及び炉心高さは、それぞれ230及び290cmであるので、設計検討された実用高温ガス炉の寸法の約1/2の大きさに相当する。過剰反応度は、実用炉のものとほぼ同じ高い値である。実用炉で計画されている環状炉心の特性を臨界近接時に取得する。これら3点から、HTTRを用いたベンチマーク問題は、実用高温ガス炉設計用核設計コードの解析精度の向上に役立つものと考える。本報告では、棒状の反応度調整材の取り扱いの難しさを含め、これまで原研で行った解析結果についても発表する。
楠 剛; 京谷 正彦; 迫 淳*
JAERI-M 93-178, 16 Pages, 1993/09
改良舶用炉の設計に活用するために開発を進めてきた原子力船エンジニアリングシミュレーションシステムを用いて、受動的安全炉SPWRの起動シミュレーションを行った。SPWRは一体型炉で、制御棒を持たず、一次冷却水中のボロンの希釈のみで原子炉を起動する。原子力船エンジニアリングシミュレーションシステムにてこのボロン希釈による原子炉起動のシミュレーションを行い、起動時の安全性、起動率の適正範囲を評価した。
田坂 完二*; 玉置 昌義*; 今井 聡*; I.D.Irianto*; 辻 義之*; 久木田 豊
7th Int. Conf. on Emerging Nuclear Energy Systems; ICENES 93, 0, p.287 - 292, 1993/00
PIUS型原子炉では、1次系と高濃度ボロン水タンクが、安定な密度成層を介して常時接触しており、異常時には圧力バランスがくずれてボロン水が1次系に流入することにより、原子炉が受動的に停止する。上記の密度成層が生る箇所を密度ロックとよぶ。本研究では、通常運転時に密度界面を一定位置に安定に制御する手段として、密度ロックにおける流量または温度により冷却材循環ポンプ速度を制御する方法を提案し、小型低圧の実験装置により模擬実験を行い、起動時を含む通常運転時にこのような制御が有効であることを確認した。
石黒 美佐子
Int. J. Supercomputer Appl., 5(3), p.46 - 62, 1991/00
被引用回数：1 パーセンタイル：51.29(Computer Science, Hardware & Architecture)日本のスーパーコンピュータは、ベクトル・ユニット(VU)とスカラー・ユニット(SU)で構成されている場合が多い。ここでは、SUを2台備えたデュアル・スカラー・プセッサ(DSP)VP2000シリーズ(VP2600/20など)の待行列モデルによる性能評価について述べる。(1)SUが1台と2台の場合の性能比較、(2)ハードウェアの物量が同じ場合のマルチ・プロセッサとDSPの性能比較、(3)ベクトル長が短いジョブ負荷の場合の性能分析などを、計算機へのジョブ負荷(ベクトル化率とベクトル加速率)の変動に対して解析する。ベクトル立上がり時間は、VP2600/10での実測値を参考にする。さらに、原研のジョブ負荷に対してDSPのフィージビリティを考察する。
岡本 毅*; 鈴木 篤之*; 西村 秀夫
JAERI-M 89-059, 18 Pages, 1989/05
遠心分離法ウラン濃縮プラントの保障措置についてはHEXAPARTITEプロジェクトにおいて議論が行われ、「頻度限定・無通告」方式による査察を行うことで合意が得られている。大型商用施設に対しても同様の手法が採用されると考えられるが、このような施設では濃縮能力の拡大、機微な情報を保護することの重要性から、適用すべき保障措置の態様については十分な検討が必要とされる。本報告は、遠心分離法による大型商用ウラン濃縮プラントの保障措置システム設計のために行った、モデル施設の工程シミュレーション研究の結果得られた成果の一部を取りまとめたものである。まず、起動時の過渡特性について解析し、次にカスケードの特性パラメータの操作によるプロダクト濃度の変動を調べた。この結果、90%までのカスケード効率低下を許容することで、核燃料として必要な核種濃縮度の低濃縮ウランの生産が可能であることが分かった。
東稔 達三
JAERI-M 8625, 64 Pages, 1980/01
このレポートはINTOR(国際協力トカマク炉)のプラズマの検討の一環として行った、プラズマの立上げ、燃焼及び停止に関するデータベースの評価をまとめたものである。
石川 迪夫; 稲辺 輝雄
Advances in Nuclear Science and Technology, Vol.11, p.285 - 335, 1979/00
本論文は、世界的な反応度事故に関する試験研究の推移、NSRR研究計画の必要性、NSRR炉の特徴と実験能力、NSRR実験の計画と方法、および1975年10月から1976年6月までに得られた軽水炉型燃料に対する実験結果、ならびに実験の将来計画を述べたものである。
金原 節朗; 木村 和磨; 熊原 忠士; 猪俣 新次; 薄羽 皓雄*; 田和 文雄
JAERI-M 4823, 133 Pages, 1972/06
43年度から中性子計装の標準化を行なって来ており、既にJRR-2、3、4、のリニアN系、ログNペリオド系の改装を行なって来たが、今回はJRR-4の起動系、校正信号発生器、高圧電源等の改装を行なったのでその報告をまとめたものである。改装の特徴は、NIMモジュール(5インチ型)を用いた点と回路の主要素子としてIC化を行なった点であり、特に今回の起動系はパルス系であるためディジタル回路やパルス技術が用いられた点新しい点である。これらの内容を各ユニット毎と、ビン単位に組立てられたセット毎に回路構成、特性等について述べている。
