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照射管理課*
JNC TN9440 2000-002, 157 Pages, 2000/02
JNC-TN9440-2000-002.pdf:5.44MB
本報告書は、第33サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績、第34サイクルの照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。第33サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・「もんじゅ」燃料ピン照射試験、改良オーステナイト被覆燃料ピン照射試験、太径燃料ピン照射試験、フェライト鋼被覆燃料照射試験、太径中空燃料ピン照射試験、炭・窒化物燃料照射試験(以上B9)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・吸収ピン破損限界照射試験(AMIR-6)・「もんじゅ」被覆管材料等照射(CMIR-5)・炉心材料照射(CMIR-5-1)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)・実証炉及び大型炉用構造材料の材料強度基準策定への反映(SMIR)・スペクトル効果及び加速照射効果確認試験(UPR-1-5)また、第33サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD516の64,300MWd/t(要素平均)である。
深野 義隆; 佐藤 一憲
PNC TN9410 98-058, 12 Pages, 1998/06
CABRI-RAFT計画のRB1試験結果に基づき、より進んだ燃料溶融での冷却材中への溶融燃料放出挙動の観察及び放出燃料の冷却性を確認するRB2試験を実施することがパートナー間で合意された。本研究では、特別な人工欠陥を施したピンの燃料熱条件を反映したRB1試験の予備的試験解析をまず実施し、このRB1試験の解析に基いてRB2試験の事前解析を実施した。この事前解析では、出力及び冷却材の流量履歴、人工欠陥の軸方向位置をパラメータとし、試験目的を充足する最適な試験条件を提案した。
深野 義隆; 佐藤 一憲
PNC TN9410 98-057, 55 Pages, 1998/05
CABRI-2及び、CABRI-FAST試験、EBR-II TOPI-1E試験、以前のTREAT試験等、既存の炉内ランプ型過出力試験(以下スローTOPと呼ぶ)のデータを広範にサーベイし、燃料破損限界に係わるこれらの試験データを統一的に説明し得る解釈を得た。これにより基本的な燃料ピン破損メカニズムが把握でき、低
中スミア密度燃料ではFCMIが緩和され高い破損限界が得られることを確認した。このような低中スミア密度燃料の高い破損限界は、(1)燃料内の気相空間による燃料熱膨張及びスウェリングの吸収、(2)自由空間への早期ガス放出によるスウェリングの抑制、及び(3)燃料溶融時の溶融領域圧力の抑制の3つの主要な効果によるものであると考えられる。これらの効果を過渡時燃料挙動解析コードPAPAS-2Sのモデルに反映するとともに、既存スローTOP試験の解析に適用した。その結果、試験結果との整合性が確認され、前述の考え方の妥当性が示唆された。
揃 政敏; 宮川 俊一
PNC TN9410 98-050, 57 Pages, 1998/05
本報は、高速実験炉「常陽」において、流量過渡事象下での燃料の破損限界試験を行うことを主な目的とした、流量制御型照射装置(FLORA:Flow Control Irradiation Facility)の開発の現状と課題について報告するものである。FLORAは、米国EBR-II炉の照射装置であるFPTF(Fuel Performance Test Facility)とBFTF(Breached Fuel Test Facility)を合体したような装置で、EBR-IIでの不具合情報を生かし、流量調節にナトリウム浸漬式のアニュラー型電磁ポンプ(A-LIP:Annular Linear Induction Pump)を採用したことを特徴としている。FLORAの基本的なシステムの成立性はMK-II炉心条件で確認しているが、今後の実用化のためには、MK-III炉心条件への見直しの他、幾つかの課題の解決と装置構造の詳細化を図って行く必要がある。FLORA開発におけるこれまでの主な成果と今後の課題は、以下のとおりである。(1)開発の主な成果1)破損燃料から放出される遅発中性子先行核に基づく中性子を、FLORAに装備した中性子検出器で十分な感度をもって検出可能であることを評価した。2)キーコンポーネントである流量調節用A-LIPの、長さ1/2サイズでの炉外ナトリウム中試験まで終えた。その結果、FLORA用ポンプの要求性能である550
のナトリウム中で流量300l/min吐出圧力265kPaを達成できる見通しを得た。3)想定した試験用燃料体の冷却材流量を、A-LIPの流量調節機能によってオンパワー時に100%40%程度まで調節可能で、このことによって燃料被覆管温度を十分に制御可能であることも確認された。(2)今後の課題1)プロセス検出器の開発としては、遅発中性子検出器の小型化が必要な他、電磁流量計用永久磁石の使用環境(高温と中性子照射)による減磁の影響を確認する必要がある。2)A-LIPについては、中性子照射による影響が残された課題である。このため、短尺のポンプの照射を行い、特性や絶縁性能を確認する必要がある。3)装置の性能をより確実なものとするため、水流動試験を行い詳細な圧力損失データを得る必要がある。なお、今後のFLORA開発については当面凍結し、燃料開発の進展状況とMK-I
佐川 憲彦*
PNC TJ9613 97-002, 95 Pages, 1997/10
希ガス中におけるヨウ化セシウム蒸気の拡散係数を、Stefan法を改良した方法を用いて測定した。拡散カラム底部でヨウ化セシウム結晶を溶融し、拡散カラム中の希ガスをヨウ化セシウム蒸気で飽和にし、拡散カラム頂部のバルブを開いて、拡散して来る蒸気を搬送ガスによってイオン化センサーに導いた。ヨウ化セシウム濃度をイオン化センサーで連続測定し、その出力電流の過渡応答を解析することにより、拡散係数を測定した。アルゴンガス、クリプトンガスおよびキセノンガス中において631691の温度範囲で求めたヨウ化セシウム蒸気の拡散係数には、温度上昇とともに増加する傾向が認められるが、それぞれのガス中の拡散係数には有意な差は認められなかった。
佐川 憲彦*
PNC TJ9613 97-001, 90 Pages, 1997/10
ヨウ素蒸気を赤熱したフィラメント上で電離させ、これを正電位を与えたコレクターで捕集するイオン化センサーを試作し、これを用いて希ガス中のヨウ素をオンライン計測して、その特性を測定した。気化器中でヨウ素結晶からヨウ素蒸気を発生させ、ヨウ素蒸気を希ガスで搬送してセンサーに導いた。センサーのイオン電流を連続測定し、センサーを通過したヨウ素蒸気を苛性ソーダ水溶液中に捕集して、化学分析によりヨウ素を定量した。イオン化センサー出力の時間積分値とヨウ素捕集量とを比較した結果、ステンレス鋼コレクターを用いたセンサーでは、出力の時間積分値とヨウ素捕集量の間には相関が見出せないが、白金コレクターを用いたセンサーでは、両者の間に直線関係が認められた。
上村 勝一郎; 矢野 総一郎
PNC TN8410 97-066, 300 Pages, 1997/02
PNC-TN8410-97-066.pdf:114.19MB
新型転換炉(ATR)実証炉燃料の開発の一環として、実証炉用MOX燃料の標準燃料及び改良型燃料(Zrライナー付き被覆管)について破損限界及び出力過渡変化時の照射挙動を調べることを目的として、ハルデン炉においてATR実証炉仕様燃料の出力急昇試験(IFA-591)を実施した。この出力急昇試験後の燃料について、非破壊の照射後試験を実施し、その結果を解析・評価した。得られた結果は、以下の5点である。(1)外観観察からは、異常な傷、クラック、変形等は認められず、被覆管が健全であることを確認した。なお、出力急昇試験を通じて一部の被覆管表面の酸化が進行した。(2)プロフィロメトリの結果、燃料ロッドには特に異常は観察されなかった。なお、各燃料ロッドに平均で0.10.4%の外径増加があった。(3)渦電流探傷の結果、被覆管には異常な信号変化は認められず、健全であることを確認した。確認された信号の乱れや変化は、スペーサー部の酸化膜、端栓等の構成部材によるものであることを確認し、特にペレット高さに対応した周期的な変動は、ペレットリッジ部でのPCMIによるものと推定した。(4)
スキャニングの結果、特異な事象は観察されなかった。軸方向の燃焼度分布について、ほぼ一定であるか、軸方向上部に向かって低下することを確認した。また、Csがランプ試験を通じて、ペレットから放出され、ペレット界面へ移動したことが観察された。(5)中性子ラジオグラフィの結果、11本中8本の燃料ロッドについて、最上段ペレットの上面にペレットの破砕が観察されたが、これ以外には燃料スタック及び被覆管とも異常は観察されなかった。また、これらの結果をもとに引き続き予定されている破壊試験について、サンプルの設定根拠をまとめた。
加藤 正人
PNC TN8600 94-005, 132 Pages, 1994/08
平成6年8月8日21日にノルウェーエネルギ技術研究所ハルデンプロジェクトへ出張し、ATR実証炉燃料の第1回出力急昇試験(ランプ試験)に立ち会うとともに、すでに照射の終了している燃料の照射後試験結果について技術的な打ち合わせを行った。それら、試験結果と打ち合わせた内容は、技術資料にて報告した。本資料は、出力急昇試験にオンラインで測定した出力、被覆管伸び計装データなどの生データ集である。本試験は、ふげんにてベース照射を行ったATR実証炉燃料の破損限界を調べる目的のために、ハルデン炉にて行った第一回目の出力急昇試験である。試験は燃焼度13.0GWd/tの標準燃料と改良型燃料(Zrライナー)及び17.9GWd/tの標準燃料の3本について、目標到達線出力密度60KW/mまでのマルチステップランプ試験を行い、燃料には破損検知のため照射中の被覆管伸びをオンラインで測定できる計装を取り付けた。その結果、各燃料は、それぞれ、62.4、64.2、62.2KW/mの線出力密度まで照射され、破損することなく試験を終了した。ランプ試験中の燃料挙動として、被覆管のリラクゼーションと塑性変形を観察した。
加藤 正人
PNC TN8600 94-004, 184 Pages, 1994/08
平成6年8月8日21日にノルウェーエネルギ技術研究所ハルデンプロジェクトへ出張し、ATR実証炉燃料の第1回出力急昇試験(ランプ試験)に立ち会うとともに、すでに照射の終了している燃料の照射後試験結果について技術的な打ち合わせを行った。それら、試験結果と打ち合わせた内容について報告する。ふげんにてベース照射を行ったATR実証炉燃料の破損限界を調べる目的のために、ハルデン炉にて出力急昇試験を行った。試験は燃焼度13.0GWd/tの標準燃料と改良型燃料(Zrライナー)及び17.9GWd/tの標準燃料の3本について、目標到達線出力密度60kW/mまでのマルチステップランプ試験を行い、燃料には破損検知のため照射中の被覆管伸びをオンラインで測定できる計装を取り付けた。その結果、各燃料は、それぞれ、62.4、64.2、62.2kW/mの線出力密度まで照射され、破損することなく試験を終了した。ランプ試験中の燃料挙動として、被覆管のリラクゼーションと塑性変形を観察した。また、すでに照射試験の終了しているIFA-554/555,565の照射後試験とIFA-591ランプ試験前の非破壊試験のデータについて、シェラー研究所にて照射後試験結果の技術的な打ち合わせを行い、照射後試験の試験方法、試験データについての解釈について打ち合わせた。
not registered
PNC TN1410 94-052, 181 Pages, 1994/06
水炉の安全性に関する研究〔新型転換炉〕高燃焼時及び負荷追従時におけるMOX燃料の健全性及びふるまいに関する照射試験運転時の異常な過渡変化におけるMOX燃料の健全性及びふるまいに関する研究反応度事故条件下における照射済MOX燃料の破損挙動に関する研究統計的手法の適用による冷却材喪失事故時安全裕度評価手法に関する研究新型転換炉のシビアアクシデントに関する研究高速増殖炉の安全性に関する研究燃料破損時の運転手法最適化に関する研究線源の評価及び抑制に関する研究安全機能の重要度分類に関する研究安全評価事象の区分と想定に関する研究リスクプロファイルの分析と安全目標に関する研究反応度係数評価手法の研究高燃焼燃料炉心の定数と核特性に関する研究高速増殖炉燃料の定常条件下での破損限界に関する研究破損燃料の運転判断基準に関する研究構造・材料強度のデータベースに関する研究他13核燃料施設の安全性に関する研究未臨界測定システム開発に関する研究プルトニウム取扱い施設の臨界管理に関する研究核燃料施設における中性子線量評価に関する研究材料及びその加工法の耐食安全性に関する研究プルトニウム閉じ込め機能に関する研究センサー及び耐放射線性材料の研究核燃料施設における放射線防護の最適化に関する研究排気中放射性物質連続監視法に関する研究遠隔作業技術の信頼性向上に関する研究供用期間中検査技術の向上に関する研究遠隔配管継手に関する信頼性向上研究抽出工程異常診断技術に関する研究不溶解残渣取扱いに関する研究溶媒劣化に関する基礎研究使用済燃料の溶解に関する研究他12放射性物質輸送の安全性に関する研究UF6の熱的特性に関する研究原子力施設の耐震安全性に関する研究流体-構造物連成振動解析に関する研究プルトニウム取扱施設における設備・機器の耐震性研究原子力施設の免震構法に関する研究(建物及び機器免震)原子力施設等の確率論的安全評価等に関する研究新型転換炉運転経験データの分析・評価高速増殖炉の信頼性評価手法に関する研究再処理施設の信頼性評価手法の開発及び改良高速増殖炉についての確率論的安全評価の実施高速増殖炉機器システムの地震時損傷度評価手法に関する研究高速増殖炉の炉心損傷事故過程の評価手法に関する研究再処理施設への確率論的安全評価の適用研究環境・線量研究大気放出放射性物質の沈着・再浮遊に関する研究気体状放射性物質の環境中
中桐 俊男; 石川 浩康; 大野 修司; 小沢 隆之; 加藤 一憲*; 小山 真一; 下山 一仁
PNC TN9510 94-001, 246 Pages, 1994/05
安全工学部プラント安全工学室では、高速増殖炉のソースターム研究を、一部燃料材料開発部照射燃料試験室の協力を得つつ実施しているが、本研究を今後さらに効率的かつ有効に進めていくための有益な情報を得ることを目的として、昭和63年に日本原子力発電(株)殿が米国DOEに委託したTREAT炉を用いたソースターム炉内試験計画の検討に係わる英文報告書"「燃料破損時のFP炉内移行挙動の研究(その2)」-PLANING STUDY OF IN-PILE LOOP TESTS FOR THE EVALUATION OF FISSION PRODUCT TRANSPORT-"を入手し(動燃報告書登録番号:PNC ZR1471 93-001)、関係者で和訳して、その内容を調査した。本報告書で得られた情報は、将来実施予定の以下の試験研究に反映する予定である。(1)炉内ソースタームを支配する、FP・燃料蒸気泡のナトリウム中減衰挙動の解明に重点をおいた炉内ソースターム挙動総合模擬試験に於ける事故事象の模擬方法や測定手法等。(2)現在大洗安全工学部が中心になって検討中の安全性試験炉計画(SERAPH計画)に於けるソースターム炉内試験の方法論や、試験体の考え方等。
宮木 和美; 宮原 信哉
PNC TN9410 93-015, 163 Pages, 1993/01
燃料破損時にカバーガス空間へ放出されるFPの種類と量(炉内ソースターム)をより現実的に評価するため,その移行過程で起こる物理・化学現象を機構論的に取り扱う解析コードTRACER(Transport phenomena of Radionuclides for Accident Consequence Evaluation of Reactor)を開発し,その機能をMo17C/6炉内ソースターム試験の結果を用いて検証した。コードの開発にあたっては,既往研究においてその重要性が特に指摘されている不活性ガス・揮発性ガスの気泡生成と冷却材中での振舞い,気泡とナトリウムとの間のFP移行の挙動に関する現状知見,解析モデルについてまず文献調査を行い,コードの開発項目を摘出した。次に,FPガス気泡の生成と冷却材中での気泡の挙動に関して,機構論的な解析モデルの検討を行い,モデルの作成とプログラミングを実施した。最後に,今回開発した解析コードの基本機能の確認計算,およびMo17C/6炉内ソースターム試験の結果を例題とした機能検証計算を実施し,実機解析のために必要と考えられる検討課題を抽出できたとともに,今後これらの課題を解決することにより本解析コードが当該事故事象の評価に有効なツールとして活用できる見通しを得た。
大戸 敏弘; 鈴木 惣十
PNC TN9420 92-005, 83 Pages, 1992/04
本報告書は、高速実験炉「常陽」の核計装設備および実験炉部で実施している広範な研究開発のうち、放射線計測が主要な測定技術となっている代表的な研究開発の内容を紹介するものでる。 核計装設備の紹介では、原子炉プラント設備としての核計装の機能と位置付け、使用している中性子検出器の仕様と特性、システム構成と機器配置等について記述した。各種照射試験やサーベイランス試験に対する中性子照射量を実測ベースで評価するための原子炉ドシメトリーでは、実験炉部が採用している多重放射化法とその測定解析評価法および目下開発中のHAFM(ヘリウム蓄積モニタ法)について概説した。また、放射線計測技術がキーとなる破損燃料検出技術の開発では、「常陽」の燃料破損検出設備と各種実験装置の説明に加え、現在までに実施した。一連の燃料破損模擬実験の主な成果を紹介した。 さらに、放射線計測を基礎技術として用いている研究開発として ・使用済燃料の燃焼度測定 ・被爆源(放射性腐食生成物)分布の測定と評価 について、その概略内容を記述した。
平成2年度)(動力炉分野)not registered
PNC TN1410 92-026, 113 Pages, 1992/01
本報告書は、平成2年度までの新型転換炉及び高速増殖炉にかかわる安全研究の3年間の成果について、とりまとめを行ったものである。新型転換炉の安全研究は、(1)通常時及び異常な過渡変化時にかかわる研究、(2)事故時にかかわる研究、(3)シビアアクシデントにかかわる研究の3分野で構成され、また高速増殖炉の安全研究は、(1)安全設計・評価方針の策定にかかわる研究、(2)事故防止及び影響緩和にかかわる研究、(3)事故評価にかかわる研究、(4)シビアアクシデントにかかわる研究の4分野で構成されている。さらに、本報告書では、「原子力施設の耐震安全性に関する研究」並びに「確率論的安全評価に関する研究」に含まれる高速増殖炉及び新型転換炉に関する研究課題も合わせることで、「動燃における安全研究の成果(昭和61年度平成2年度)(動力炉分野)」として、とりまとめを行った。
石田 政義*; 遠藤 寛*; 青井 貞利*
PNC TN941 82-74VOL1, 151 Pages, 1982/03
PNC-TN941-82-74VOL1.pdf:7.53MB
高速増殖原型炉「もんじゅ」(定格熱出力714MW)の仮想的炉心崩壊事故(HCDA)時の炉心の核・熱挙動を,事故解析計算コードSAS3Dにより評価した。HCDA起因事故事象としては,定格運転中の,外部電源喪失による炉心流量減少事故(LOF)および,制御棒連続引抜による反応度挿入事故(TOP)を,炉停止系作動失敗の想定のもとで解析した。炉心の燃焼状態は,零燃焼度の初装荷炉心初期(BOIC)および,平衡炉心(集合体取出平均燃焼度80MWD/kg)の燃焼初期(BOEC)および,燃焼末期(EOEC)の3状態である。また,解析では,炉心の諸反応度係数に核設計計算ノミナル値を使用した。TOP事故では,炉出力トランジェントは,高出力燃料集合体の燃料溶融破損によるFCI(溶融燃料と冷却材ナトリウムの熱的相互作用)発生に伴う反応度効果による隠やかな炉出力上昇(定格出力の高々5倍以下)で特徴づけられ,このFCIに伴う炉心部からの燃料の流出(fuelsweepout)による負反応度効果により,炉心は未臨界となる。燃料破損(FCI)の起こる集合体数は,径方向出力ピーキングが低く,FPガス効果のないBOICで一番多く,炉心中央部の約17%の高出力燃料集合体で破損がある。平衡炉心では,炉心中央部の約5%の高出力燃料集合体で破損があり,BOICに比べ径方向出力ピーキングが高く,かっFPガス圧効果により比較的急速に,溶融燃料放出に続くfuelsweepoutが起こるために,破損領域は局所的に止まる。事故評価は,この後,事故後熱除去評価に引継がれる。LOF事故では,冷却材沸騰・溶融被覆材移動・燃料スランピング(冷却材ボイド化後の燃料ピンの崩れ)・FCI・燃料分散,等の諸現象に伴う正・負反応度効果の競合のもとで,炉出力・全反応度が変化する。これらの諸現象解析に係わる広範囲のパラメータ解析結果によると,「もんじゅ」のLOF事故は,放出エネルギー評価の上で保守側の,厳しい解析条件設定をした場合はボイドワースの高い燃料集合体でのFCI発生により即発臨界反応度1$を超過する出力暴走となるが,超即発臨界での全反応度上昇率は高々10$,/sec,炉出力最大値は定格出力の約600倍以下となり,機械的炉心崩壊フェーズヘ移行するほどの激しさとはならない。各炉心ケースとも,出力トランジェント末期には,燃料分散による負反応度効果により、炉は未臨界状態に至り、起因事故フェーズの事象展開は終わる。