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Mikkelsen, D. R.*; 白井 浩; 浦野 創*; 滝塚 知典; 鎌田 裕; 波多江 仰紀; 小出 芳彦; 朝倉 伸幸; 藤田 隆明; 福田 武司*; et al.
Nuclear Fusion, 43(1), p.30 - 39, 2003/01
被引用回数：28 パーセンタイル：64.08(Physics, Fluids & Plasmas)熱輸送の「硬直性」(中心温度と周辺温度の関連性の強さ)が、一連の厳選したJT-60UのELMy Hモードプラズマによって研究され、測定された温度が幾つかの輸送モデルの予測値と比較された。ペデスタル温度一定での加熱パワースキャン,加熱パワー一定でのペデスタル温度スキャン,中心加熱・周辺加熱での比較を行った。輸送モデルを用いた温度分布の予測計算と実験データとの比較を行った結果、RLWB(Rebut-Lallia-Watkins-Boucher)モデル及びIFS/PPPLモデルの計算値は
0.3
より外側の領域において実験値と一致したが、MM(Multimode)モデルの計算値はプラズマ中心において実験値よりかなり高くなった。
Mikkelsen, D. R.*; 白井 浩; 朝倉 伸幸; 藤田 隆明; 福田 武司; 波多江 仰紀; 井手 俊介; 諫山 明彦; 鎌田 裕; 河野 康則; et al.
IAEA-CN-77 (CD-ROM), 5 Pages, 2001/05
JT-60UのELMy Hモードプラズマにおける熱輸送の「硬直性」(中心温度と周辺温度の関連性)の研究を行った。同じ加熱パワーでも周辺温度が3080%増加すると、中心温度は1070%増加した。また、周辺温度がほぼ同じ場合には、45%の加熱パワーの増加(密度が12%増大)に対して温度分布の変化は少なかった。データ解析の結果、プラズマ周辺部では硬直性は比較的緩く、プラズマ中心部では硬直性は比較的強い傾向を得た。加熱分布を中心加熱と周辺加熱で比較した場合、中心加熱はプラズマ小半径の1/2より内側の領域で加熱パワーが周辺加熱のそれより60%多いのにもかかわらず、中心温度の差は小さかった。輸送モデルを用いた温度分布の予測計測と実験データとの比較の結果、RLWB(Rebut-Lallia-Watlkins-Boucher)モデル及び、IFS/PPPLモデルの計算結果は実験値と一致したが、MM(Multimodel)モデルの計算結果は実験値よりかなり高くなった。
齋藤 順市; 清水 道雄; 小山田 六郎
KAERI-NEMAC/TR-32/95, 0, p.125 - 136, 1995/00
軽水炉燃料の経済性向上の観点から、高燃焼度燃料の照射挙動の解明が急がれている。特に、燃料のPCI破損メカニズムの解明には、出力変動時の燃料ペレットからのFPガス放出及び燃料の中心温度の情報は非常に重要となる。材料試験炉部では、1988年以来、高燃焼度燃料の照射挙動を解明するために、軽水炉で照射された燃料棒にFPガス圧力計及び中心温度測定用熱電対が一体となった二重計装機器を再計装する技術開発を進めている。この技術開発の結果、軽水炉で生じた燃料ペレットのクラック状態をそのまま保持し中心孔を穿孔する技術が確立され、上記の二重計装機器が照射済燃料棒に首尾良く再計装された。この再計装された燃料棒は、炉内実証試験として、JMTRの出力急昇試験を用いて再照射された。ここでは、これらの再計装技術及び実証試験の結果を報告する。
ハルデン共同研究合同運営委員会
JAERI-Tech 94-021, 79 Pages, 1994/09
原研は、1967年以降ハルデン原子炉計画に加盟し、国内諸機関との間で共同研究を実施している。本報告書は1991-93年(第9期加盟)の3ヶ年間に実施された8件の共同研究の成果をとりまとめたものである。具体的内容は、軽水炉用MOX燃料の照射、ATR燃料の負荷追従、軽水炉燃料挙動解析、新型燃料の照射挙動、MOX燃料の照射特性、KWU&B&W型燃料の照射挙動、Gd
O
入り燃料と改良燃料の照射挙動及びガンマサーモメーターの照射特性についてである。当該期間に1件を除き、研究を終了し、MOX燃料に関する知見、ATR燃料に関する知見、新型及び改良燃料に関する知見、解析コード開発と検証、燃料ペレットの熱拡散率のデータ取得、
サーモメータの活用に関する知見等の成果を得た。
清水 道雄; 石井 忠彦; 酒井 陽之; 小山田 六郎; 斎藤 実
Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors, 10 Pages, 1993/00
軽水炉燃料の経済性の観点から、LWR燃料の高燃焼が重要な課題の一つである。高燃焼度LWR燃料の照射挙動を把握するために、FPガス圧力計と中心温度測定のための熱電対を、材料試験炉部で開発した。1985年からFP圧力計再計装技術を開発し、現在までに、BOCAキャプセルへ挿入して出力急昇試験を実施した。1988年以来、照射済燃料棒への燃料中心温度測定用熱電対を再計装する技術の開発を行っている。種々の穿孔試験をバリウムフェライトペレットを充填した模擬燃料棒を使用して行った。この開発では、穿孔の間、燃料ペレットの割れを炭酸ガスを凍結して固定する技術を、中心孔加工には、ダイヤモンドドリルを使用した。これらの開発試験は完了し、深さ54mmで直径2.5mmの中心孔がこの方法で穿孔できることが確認された。
ハルデン共同研究合同運営委員会
JAERI-M 92-155, 42 Pages, 1992/10
原研は、1967年以降ハルデン原子炉計画に加盟し、国内諸機関との間で共同研究を実施している。本報告書は1988-90年(第8期加盟)の3ヶ年に実施された燃料照射に関する7件の共同研究をとりまとめたものである。具体的内容は、軽水炉用MOX燃料の照射、ATR燃料の負荷追従、軽水炉燃料挙動解析、新型燃料の照射挙動、MOX燃料の照射特性、KWU&B&W型燃料の照射挙動、GdO
入り燃料と改良燃料の照射挙動である。当該期間には、研究が完了したものはないが、MOX燃料に関する知見、ATR燃料に関する知見、解析コードの検証等につき重要な成果が得られている。
河村 弘; 安藤 弘栄
日本原子力学会誌, 31(7), p.852 - 860, 1989/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)設計仕様の異なる4種類の燃料棒、すなわち現行軽水炉燃料棒(8
8型BWR用燃料棒)、2種類の高性能燃料棒(Cuバリヤ付き燃料棒及びZrライナー付き燃料棒)及びHe/Xe混合ガス封入燃料棒に燃料中心温度測定用熱電対を計装し、異常な過渡変化時あるいは事故時の熱的性能評価のための1つの指標となる原子炉スクラム時の燃料中心温度過渡応答データを材料試験炉(JMTR)のスクラム時に採取した。そして、その燃料中心温度過渡応答データから各々の燃料棒の時定数を求めた。その結果、Zrライナー付き燃料棒の時定数がCuバリヤ付き燃料棒のそれよりも大きいことから、被覆管内面粗さが6.6
mであるZrライナー付き燃料棒の場合、Zrライナー付き燃料棒の熱抵抗はCuバリヤ付き燃料棒のそれよりも大きいということが明らかになった。
小向 文作; 河村 弘; 安藤 弘栄; 桜井 文雄; 新見 素二; 瀬崎 勝二; 小山田 六郎
JAERI-M 85-087, 23 Pages, 1985/07
JMTRのBOCAキャプセルを用いて、製造時ペレット-被覆管ギャップの異なる2本の88型BWR燃料棒(直径ギヤップ; Rod1: 90m及びRod2: 190m)の燃料中心温度度測定実験を実施し、出力サイクル及び出力急昇時の燃料挙動に及ぼす燃料棒設計パラメータの影響を調べた。得られた結果は次の通りである。(1)ギャップの違いによる燃料中心温度差は、300w/cmにおいて約120
Cであった。またRod1, 2の燃料中心温度は、ともに第1回目原子炉起動時よりも第2回目の方が高かった。(2)出力サイクル及び出力急昇時の燃料中心温度は、各Rodの第2回目原子炉起動時の場合と同じであった。(3)Rod2の燃料棒伸びは、第1回目原子炉起動時が最も大きく、それ以後は出力サイクル数とともに減少した。(4)燃料ふるまいコード「FEMAXI-III」による燃料中心温度の計算値は、実測値と良く一致した。
河村 弘; 小向 文作; 酒井 陽之; 川又 一夫; 井澤 君江; 武石 秀世; 伊藤 忠春; 桜井 文雄; 小山田 六郎
JAERI-M 84-228, 61 Pages, 1984/12
軽水炉燃料の安全性研究のために実施した実験で得た照射中のデータを補完し、さらに詳しく照射挙動を解析する上で、照射後試験によるFPガス分析、XMA観察、燃焼度測定等が重要になる。それらの試験結果の内、燃料度は燃料物性の評価上、特に重要な因子である。本研究ではJMTRでの燃料中心温度測定実験で用いた燃料棒から切断採取したUOペレット片について線スペクトル測定と化学分析(試料UOペレット片を溶解した後、U量及び
Cs量を定量し、燃焼度を算出すること)を行ない、各々から得た
Cs/Cs比と燃料度との相関を調べた。その結果、両者が
7%の標準偏差内で直線相関していることを明らかにし、両者の相関式を求めた。また、上記線スペクトル測定により求めたFP核種の放射能と燃焼計算コードORIGENにより求めたFP核種の放射能とが、Ceを除いて10%の誤差範囲内で一致していることを確認した。
河村 弘; 安藤 弘栄; 永岡 芳春; 小向 文作; 新見 素二
JAERI-M 83-133, 27 Pages, 1983/08
JMTRでは、種々の照射孔で軽水炉燃料が照射されており、その照射挙動を解析するために、燃料棒の局所線出力を、より正確に、そして、より簡便に求める努力が続けられている。本報告書では、水ループOWL-1照射孔に装荷されている3本バンドル軽水炉燃料集合体(79LF-39J)内の各燃料棒の局所綿出力評価法について検討した。この検討のために、JMTR臨界実験装置(JMTRC)を用いて、Dy箔放射化法による実験を実施した。新しい試みとして、局所線出力評価のために必要な、そして出力上昇時変動しやすい軸方向熱中性子束分布係数(Fz)について、3次元核計算結果とJMTRC実験結果を比較した。両者が、非常に良く一致したため、Fzが3次元核計算で評価できることが実証された。さらに、各燃料棒の出力分担比(F
)と軸方向熱中性子束分布についても報告する。
安藤 弘栄; 松原 邦彦; 酒井 陽之; 河村 弘
JAERI-M 83-003, 30 Pages, 1983/02
軽水炉燃料の安全性研究に関する照射実験で、最も基本的な燃料中心温度測定実験を、水ループOWL-1で実施している。第3次までの計装燃料集合体の照射を予定しており、第1次試料の照射及び照射後試験はすでに終了した。燃料棒内ガス組成分析データを基に燃料中心温度を、FREG-4、FEMAXI-3で計算し実測値と比較したが、両者は比較的良い一致をしていることを確認した。また照射後試験結果などから初期リロケーションは、初期ギャップの50%程度と推定される。本報告では中心温度測定熱電対、渦電流方式変位検出器、タービンフローメータなど炉内計装の炉内試験結果、設計・製作上の問題点についても言及する。
酒井 陽之; 中倉 優一; 名取 歳夫; 宮田 精一; 長島 久雄; 川又 一夫; 米川 実; 岩井 孝; 佐川 勉; 相沢 静男; et al.
JAERI-M 82-034, 55 Pages, 1982/04
軽水炉燃料安全研究に関して燃料中心温度測定実験がJMTRの水ループ(OWL-1)を利用して行われることになった。この実験では3体の計装付燃料集合体が照射されるが、第1次試料の照射後試験が終了した。第1次試料は燃料-被覆管のギャップをパラメータとした4本の燃料棒を照射し、計装として燃料中心温度、FPガス圧力、被覆管伸びなどを測定した。ここで報告する照射後試験は炉内軽装の裏付けとなるデータを採取することを目的とし、外観検査、X線検査、ガンマスキャンニング、寸法測定、渦流探傷試験、残留ギャップ測定、封入ガス量測定、ガス分析、金相試験等を行った。
河村 弘; 安藤 弘栄; 小向 文作; 新見 素二
JAERI-M 82-020, 16 Pages, 1982/03
JMTR既設の水ループOWL-1を用いて実施される燃料中心温度測定実験は、第1次試料がすでに照射済であり、第2次試料は、昭和56年9月末から照射されている。JMTRにおける本試料の発熱量(燃料棒線出力)を評価するため、JMTR臨界実験装置(JMTRC)を用いて予備実験を行った。この予備実験により、燃料棒の出力分担比、軸方向の熱中性子束分布と軸方向のピーキング係数を求めた。さらに、OWL-1試料部の水平方向熱中性子束分布を一次平面近似することにより、平面上、3ヶ所に配置した自己出力型中性子検出器(SPND)出力の相対中性子束から、各燃料棒の出力分担比が十分な精度で求められることを確認した。
荒 克之
センサ技術, 2(2), p.72 - 76, 1982/00
原子炉における温度計測の概要、放射線下における温度計測の問題について概説したのち、原子炉内環境下で使用されている各種熱電対および熱電対以外の温度センサについて概観し、使用範囲(温度その他の制約条件を含む)長所と欠点、などについてのべた。取り上げたセンサは、熱電対ではCA熱電対、改良型CA熱電対、PR熱電対、W-Re熱電対、De-Mo熱電対、又熱電対以外では超高波温度計、熱雑高温度計、測温抵抗体、うず覆流温度計、圧力温度計、マイクロ波温度計である。
安藤 弘栄; 河村 弘; 瀬崎 勝二; 小向 文作
JAERI-M 9202, 41 Pages, 1980/11
軽水炉燃料安全研究に関して最も基本的な実験である燃料中心温度測定実験を、JMTRの水ループOWL-1で行うことが計画されている。3対の計装付燃料集合体の照射が行われるが、第1次試料の照射が完了した。ここでは燃料中心温度の測定値と原研の燃料温度分布計算コードFREG-4の予測値とを比較検討した結果について述べてある。また局所線出力の求め方などのデータ解析法、炉内計装の炉内挙動分析結果についても述べられている。燃料中心温度は通常時最高1250C、線出力は最高320w/cm、到達燃焼度は最大約1600MWD/TUであった。
