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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。
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。
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。
