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一色 正彦; 高橋 秀武; 市川 博喜; 白井 英次
日本原子力学会誌, 34(2), p.108 - 118, 1992/02
被引用回数：5 パーセンタイル：48.15(Nuclear Science & Technology)JRR-3改造炉は、平成2年3月22日初臨界を達成した後、ゼロ出力試験、出力上昇試験等の特性試験を経て、11月からは熱出力20MWでの利用運転を開始し、3年6月には平衡炉心に到達した。この間、炉心核・熱水力特性、原子炉運転制御性能、実験利用設備性能、遮蔽性能等種々の特性測定が実施され、その結果、JRR-3改造炉が汎用研究炉として世界でもトップレベルの性能を有していることが確認された。
米澤 仲四郎; 星 三千男
JAERI-M 91-087, 44 Pages, 1991/05
原子炉の中性子を利用した即発ガンマ線分析(PGA)に関する文献を調査し、PGAの原理及び特徴を通常の中性子放射化分析(NAA)と比較しながら解説した。装置を炉内型、ビーム型及びガイドビーム型に分類し、分析化学的に使用例の多い代表的な装置を紹介するとともに、各装置の感度及び検出限界の比較を行い、その特長を利用した多方面の応用例を説明した。更に現在計画中のJRR-3(改造炉)の冷及び熱中性子ガイドビームを利用したPGAについて、設置予定の実験装置の紹介及びその研究計画を示した。
研究炉管理部
JAERI-M 85-149, 372 Pages, 1985/10
本報は、JRR-3の改造工事を開始するに当り、JRR-3改造炉とその利用の将来展望について、原子炉等の設備を利用する研究者との相互理解を深めるために研究所内・外の技術者及び研究者、合計61名によって書れたものを編集したものである。本報に紹介する主な内容は以下のとおで、あらためて多くの利用分野から改造炉への期待が大きいことが確認された。(1)改造炉及び利用設備 ・改造炉及び建家設備の概要 ・水力照射、気送照射及びリグ照射設備 ・冷中性子源、中性子導管設備等 (2)中性子ビーム実験装置 (3)最近の利用動向 ・燃料及び材料の照射研究 ・放射化分析、RIの生産と利用、シリコンドーピング等 ・中性子散乱研究
原見 太幹; 鈴木 正年; 植村 睦*
JAERI-M 85-103, 66 Pages, 1985/08
JRR-3改造炉において、原子炉で発生した中性子を散乱実験等に供するため、熱中性子用導管2本及び冷中性子用導管3本を設置し、実験利用棟へ中性子を導く計画にしている。本報告で設置予定の導管の基本設計を述べ設計デー夕である導管の寸法、ニッケル薄膜厚さ、反射率等の導管中性子収率への影響をパラメトリックに行った解析結果を示した。この結果、接合誤差がない場合熱中性子導管で78%(3
中性子)、冷中性子導管で69%(5中性子)、62%(7中性子)の収率が見込まれることがわかった。本解析用に開発したプログラムNEUGTを用いて接合誤差の収率への影響について検討した。現設計に基づいて、導管出口スペクトル、導管内中性子空間分布、導管出口角度分布を算出した。
原見 太幹; 川端 祐司
JAERI-M 85-093, 46 Pages, 1985/07
JRR-3改造炉において、原子炉で発生した中性子を散乱実験等に供するため、熱中性子用導管2本及び冷中性子用導管3本を設置し、実験利用棟へ中性子を導く計画をしている。前報告で、導管設計解析用に開発したプログラムNEUGTの説明を行った。本報告で、中性子導管を設計するに当って必要な導管の基本的特性を示し、NEUGTの検証計算の結果を示す。導管の中性子収率および導管内空間分布について、計算結果と実測データはよい一致を示すことがわかった。
原見 太幹; 植村 睦*; 海老沢 徹*
JAERI-M 85-092, 70 Pages, 1985/07
JRR-3改造炉において、中性子を散乱実験等に供するため、熱中性子用導管2本および冷中性子用導管3本を設置し、実験利用棟へ中性子を導く計画にしている。本報告は、導管設計を行うため、中性子導管の中性子収率を計算できるよう開発したプログラムNEUGT、NEUGT入力デー夕図形表示プログラムPLOPINEおよびNEUGT解析結果プロットプログラムNEUPLOTの説明を行うものである。本文で、NEUGTプログラムの内容説明と入力デー夕のマニュアルを記し、いくつかの解析例は付録のPLOPINEおよびNEUPLOTの説明の中で示す。プログラムはすべてFORTRAN77で記述されている。
鈴木 正年; 高橋 秀武; 金田 義郎; 市原 正弘; 熊井 敏夫; 大友 昭敏; 篠津 和夫; 坂本 正誠; 宮本 和千代*
JAERI-M 85-003, 14 Pages, 1985/02
改造3号炉に設置を計画している中性子導管に使用する、ガラス板にニッケルを蒸着した鏡面のガンマ線照射効果を、目視観察、平滑度測定、X線回折で調べた。空気中の照射では10
rad照射で表面に座点があらわれ、10
radではX線回折像にニッケル以外の回折像が見られる。一方真空、ヘリウム雰囲気中では10rad照射でも大きな影響はみられない。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 大河原 正美; 神永 雅紀
JAERI-M 84-149, 106 Pages, 1984/08
本報は、JRR-3改造炉の標準型燃料要素の1流路を模擬した加熱長750mmの矩形単一流路を用い、流速約0.05~6m/sの範囲で上昇流と下向流の強制対流熱伝達特性の相違を調べたものである。その結果、レイノルズ数が2000以上では従来の相関式が使用でき上昇流・下向流とで顕著な差異が無いこと、レイノルズ数が700以下では下向流の熱伝達率が上昇流に比べて低下することがわかった。以上の実験的知見から、JRRー3改造炉熱水力解析用熱伝達相関式の内の、上昇流と下向流とに適用すべき強制対流熱伝達相関式の妥当性を確かめると共に、低流速で浮力の影響が顕著になる領域の熱伝達相関式を提案した。
原見 太幹; 植村 睦*; 大西 信秋
JAERI-M 84-142, 82 Pages, 1984/08
本報告は、JRR-3改造炉の安全性を評価することを目的として行った反応度投入事象に関する解析について述べたものである。本報告では、運転時の異常な過渡変化に係る反応度投入事象、すなわち(1)起動時における制御棒の異常な引抜き、(2)出力運転中の制御棒の異常な引抜き、(3)実験物等による反応度添加、(4)1次冷却材流量増加による反応度添加、(5)重水タンク損傷、を解析の対象とした。解析は1点近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析に当っては、解析結果がきびしくなるように種々の解析条件を設定した。また、解析に用いる各種の入力データについては運転条件や炉心条件の不確定性を考慮してパラメトリックな解析を行った。その結果、本原子炉施設で選定した反応度投入事象の解析結果は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足することを確認した。
数土 幸夫; 安藤 弘栄; 井川 博雅; 篠津 和夫*; 大西 信秋
JAERI-M 84-079, 141 Pages, 1984/05
本報は、熱出力20MWのJRR-3改造炉に関する熱水力特性の検討を踏まえた熱水力設計の基本的な考え方を述べたものである。熱水力特性の検討では、通常運転時の設計条件を充分満足することを確認すると同時に、運転字の異常な過渡変化及び事故時の安全余裕を評価するために必要な熱水量特性を検討した。
