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永井 良治; 沢村 勝; 菊澤 信宏; 羽島 良一; 西森 信行; 峰原 英介
Proceedings of 28th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.315 - 317, 2003/08
自由電子レーザーにおいては非常に安定した加速空洞のRF位相が要求される。この位相の安定化は短時間のみならず年間を通しての安定性・再現性が要求される。しかしながら、現在の原研自由電子レーザーで用いているRF基準信号分配用ケーブルには特に安定化のための措置が施されておらず、長時間でのRF位相のドリフトの一因となっている。そこで、温度安定度の高いケーブル(Helax)に冷却水を通した銅パイプにより温調を掛けて電気長の安定化を図った。
秋江 拓志; 中村 武彦
Progress in Nuclear Energy, 38(3-4), p.363 - 370, 2001/02
被引用回数：6 パーセンタイル：44.09(Nuclear Science & Technology)プルトニウム岩石型酸化物燃料(ROX燃料)は燃料温度係数が小さく、反応度事故(RIA)時のふるまいが大変厳しくなる。これを改善するために、ROX燃料中にUO
,ThO,ErO
等を添加したり、あるいはUO燃料炉心中に部分的にROX燃料集合体を装荷するなどして燃料温度係数の値を大きくしたROX-PWR炉心の設計研究を行った。設計研究の一方、ROX燃料ピンのRIA時の挙動を実験的に検討するため、NSRRにおけるパルス照射を行った。現行のUOピンとROXピンではRIA時の破損のメカニズムは異なるものの、燃料単位体積あたりのRIA時エネルギー蓄積量で表した燃料ピンの破損しきい値はUOとROXで同程度となることがわかった。
山本 俊弘; 三好 慶典
JAERI-Research 99-026, 24 Pages, 1999/03
JAERI-Research-99-026.pdf:0.97MB
硝酸プルトニウム溶液の温度が上昇した場合の反応度効果の解析を行った。プルトニウム濃度が希薄になると、0.3eV付近の
Puの共鳴吸収での中性子インポータンスが高くなり、それがスペクトルシフトの効果を正にする原因となる。また、
Puを含む場合の温度反応度係数への影響も調べた。ガドリニウムを含む場合は高濃度のプルトニウム溶液でも0.3eV付近に中性子インポータンスのピークを持つことになり、正のスペクトルシフトの効果を持つことを示した。定常臨界実験装置STACYで予定されているプルトニウム溶液実験での、温度反応度係数測定のための予備的な解析を行った。STACYでの実験における温度反応度係数の解析を、中性子毒物を含む場合と含まない場合とで行った。
小森 芳廣; 島川 聡司; 小向 文作; 長尾 美春; 明石 一朝; 桜井 文雄
JAERI-Tech 95-020, 63 Pages, 1995/03
国際的な核不拡散政策に沿って原研においても試験研究炉の低濃縮化が進められているが、その一環として、1994年1月、JMTRの全炉心低濃縮化が達成された。JMTRで使用する低濃縮ウラン燃料は、ウラン密度4.8g/cm
のシリサイド燃料であり、可燃性吸収体として燃料要素の側板にカドミウムワイアが挿入されたものである。低濃縮燃料炉心の特性試験結果から、原子炉の停止能力は十分に確保されていること及び従来の中濃縮燃料炉心と同等の負の反応度フィードバック効果を有していることを確認した。運転初期の過剰反応度についても、カドミウムワイヤの効果によりほぼこれまでの中濃縮燃料炉心と同程度に抑えられていることが確認された。また、運転中の過剰反応度変化についても、ほぼ予想通りの結果が得られた。
not registered
PNC TJ1678 95-003, 97 Pages, 1995/02
もんじゅは平成6年4月に臨界に達し、その後11月まで炉心反応度の測定等の性能試験が実施された。もんじゅの運転性を評価するため、この試験から得られた炉心反応度の測定結果を踏まえて初装荷炉心の炉心特性を明確化した。(1)得られた測定項目のうち1)臨界性、2)過剰反応度、3)燃焼特性(Pu241崩壊に伴う反応度劣化)、4)等温温度係数及び5)流量係数を整理し、設計値と比較した。(2)過剰反応度及びPu241崩壊に伴う反応度劣化について設計値との差があり、その差について核種毎の寄与で分析した結果、臨界実験に使用されなかった高次化Pu同位体及び尾Am241の断面積に原因があることがわかった。(3)高次化Pu同位体及びAm241の最新の核データを使用すれば、今回検討した測定項目については設計手法がほぼ妥当であることがわかった。(4)炉心の温度を約200
から約300上昇させて得られた等温温度係数については、設計値の方が約6%程過小評価であり、今後得られた出力欠損反応度の測定値と設計値の比較・検討と一緒に検討する必要がある。(5)性能試験結果を反映した過剰反応度に基づいて、運転可能日数を検討した結果からノミナル評価では約70日(全出力換算日)の燃焼が可能であり、不確かさを考慮すると燃焼日数は約50日となる。(6)運転可能日数の評価精度を向上させるためには、更に性能試験結果の解析及び出力試験結果の解析の実施が必要である。
cores with soluble poisons三好 慶典; 山本 俊弘; 須崎 武則; 小林 岩夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1201 - 1211, 1992/12
臨界安全設計から制限される燃料取扱量を増大する上では、可溶性毒物を利用する事が考えられる。本報告は、主要な中性子吸収体であるボロンとガドリニウムを含む軽水減速体系に関する臨界実験及び解析結果について論じたものである。実験では、体系の安全裕度の評価において重要な温度係数を臨界水位法により測定した。ここでは、主として温度係数の炉心形状依存性及び毒物濃度依存性に注目した。また解析では、SRACシステムのCITATION(拡散コード)及び摂動計算コードCIPERによりベンチマーク計算を行うと共に、温度係数の領域(炉心部、反射体部)別寄与の特性を検討した。
板垣 正文; 三好 慶典; 覚張 和彦*; 岡田 昇*
JAERI-M 92-172, 62 Pages, 1992/11
平成2年3月29日より開催された原子力船「むつ」の出力上昇試験のうち原子炉物理に関わる項目について報告する。一連の炉物理試験結果から、設計通りの炉心性能が確認された。昭和49年実施の試験との新旧比較から、16年間に及ぶ長期間の炉停止、平成元年実施の燃料集合体・制御棒の解体・再組立にもかかわらず、原子炉の核特性に変化が生じていないことが確認された。炉物理特性の測定にあたり、デジタル反応度計を活用したことにより、ペリオド法に比べて精度の高い反応度関連測定値を効率的に取得することができた。炉物理特性の多くは、出力運転中でも制御棒が部分挿入される舶用炉特有の3次元特性を示しており、「むつ」用に開発された3次元の炉物理解析コードによる計算結果はこれらを良く再現している。
貝瀬 興一郎*; 金城 秀人*; 矢野 真理*; 伊藤 邦博*; 宝珠山 健*
PNC TJ1214 92-007, 105 Pages, 1992/07
FBRの開発推進の為に、高速増殖原型炉もんじゅ(以下、もんじゅとします)の更なる活用と言う観点から、炉心の高性能化を目指す必要がある。このため、「線出力の向上」、「燃焼度の向上」、「照射試験能力の向上」を目標とした炉心特性の詳細評価を行った。1)燃料仕様の検討 出力の低い照射用特殊燃料集合体装荷に伴う炉出力低下を補う為の集合体出力増加(約7.5%)を被覆管許容最高温度の上昇で吸収する考え方を基準として、燃料仕様を検討した。2)炉心核特性の解析・評価(1)1)で設定した燃料仕様に基づき炉出力を維持しつつ、照射用特殊燃料集合体を20体装荷出来る様に炉心高さを1mと高くした炉心仕様のもとで、照射用特殊燃料集合体の本数をパラメータに炉心のサーベイを行い、目標性能(最大線出力480W/cm以下、炉心部取出平均燃焼度10万MWd/t)を達成する炉心を構成した。これをもとに、炉中心に計測線付き集合体(INTA)を1体、照射用特殊燃料集合体を9体を装荷する炉心を選定し一連の炉心特性解析を実施した。(2)制御棒(調整棒、後備炉停止棒)のB/SUP10重量をMK1標準炉心と同一とした場合の選定炉心の制御棒反応度価値解析を高燃焼度平衡炉心初期を対象に行った結果、次のことが明らかになった。(3)高燃焼度平衡炉心末期を対象に、選定炉心の反応度係数(ドップラー係数、密度係数、温度係数、出力係数等)を解析した結果、定格出力時の温度係数及び出力係数は負に保たれており原子炉に固有の安全性を与えていることが確認できた。3)炉心熱特性の解析・評価 高度化炉心の燃料仕様及び炉心出力・燃焼特性評価結果に基づき、炉心熱特性を評価し熱設計上の成立性を検討した。主な結果は以下のとおりである。4)研究開発計画の立案 今回選定した高度化炉心を達成するために必要な研究開発計画を立案し、今後の研究開発計画を明確化した。
吉田 昌宏; 沖元 豊; 曽我 彰*; 長崎 英明*; 有井 祥夫; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9520 91-007, 54 Pages, 1991/06
高速実験炉「常陽」では,プラント特性及び炉心特性を把握し,原子炉の安定かつ安全な運転に資することを目的に,運転サイクル毎に運転特性試験を実施している。本マニュアルは,運転特性試験のうち,臨界点確認試験,制御棒構成試験,反応度係数測定試験を対象に,データ処理及び試験の要領と手順をまとめたものである。
須崎 武則; 三好 慶典; 広瀬 秀幸
Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.383 - 387, 1987/00
一般に、均質溶液燃料体系の温度、ボイド反応度係数は正になることはないとされている。これは、このような体系では、その寸法が比較的小さい場合、密度係数すなわち均質ボイド反応度係数が大きな負の値をとることに基づいている。硝酸Pu水溶液燃料体系において、燃料濃度が約10gPu/lと薄く、体系の大きさが約1000lと大きくなる場合、若干正の温度反応度係数が計算された。また、硝酸Pu水溶液燃料にGdのような非1/v吸収体が混入されると、相当大きな正の温度係数が計算された。 これらの反応度係数は、臨界超過後の過渡現象を支配するものであり、臨界事故規模の評価においてきわめて重要な量である。報告では、これらの反応度係数に関する4因子公式の温度特性、密度特性から導びかれる結果を示しつつ、上記評価結果の妥当性を論ずる。
小島 拓治; 田中 隆一; 森田 洋右; 瀬口 忠男; 吉田 健三
JAERI-M 86-137, 21 Pages, 1986/09
アラニン線量計は、放射線によってアラニンに生じるラジカルを電子スピン共鳴を用いて測定し、線量測定を行なう方法である。ガンマ線の高精密線量測定を目的として、ポリスチレンを用いて成形したアラニン線量計(PS-アラニン線量計)を開発した。PS-アラニン線量計の有効測定範囲は5~10
Gyであり、50~5
10
Gyでは線量に正比例し、線量応答のばらつきは10
~10Gyで
1%以内、5~10Gyで2%以内であった。また、線量応答は照射中の温度に依存するが、その温度係数は-40
C~+50Cで0.29%1Cであった。通常の保存条件下(25C,湿度60%)では、照射後の線量応答は極めて安定しており、高温での加速試験から2%減少する期間は4年間と推定された。
渡邉 友章; 鹿島 陽夫; 山根 祐一
no journal, ,
溶液燃料の沸騰を伴う臨界事故時の核分裂数評価手法の整備のため、希薄プルトニウム溶液体系の反応度温度係数・反応度ボイド係数の温度依存性を解析により調査した。その結果、沸騰時出力の評価精度について、温度依存性の考慮により10%程度の向上が期待できることが分かった。
