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小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 神永 城太*; 明前 知樹*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; et al.
JAERI-Tech 2000-059, 46 Pages, 2000/11
JAERI-Tech-2000-059.pdf:2.86MB
NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度後半に2ユニット中性子相互干渉体系に関する新たな一連の実験を開始した。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、計25回の運転を行った。実験では、2基の炉心タンク内の中性子相互干渉による反応度効果を評価するために、炉心タンク間の距離を変えて臨界液位等を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成経時変化、並びに各運転ごとの反応度添加量、臨界量等の運転管理データをとりまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽液位及び燃料組成の変化傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、800
円筒炉心での結果から得られた臨界液位-液位反応度フィッティング式にほぼ一致した。
円筒炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究)小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 山根 祐一; 大野 秋男
JAERI-Tech 2000-013, p.57 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-013.pdf:2.43MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成10年度後半(10月~2月)に、直径約80cm、高さ約150cmの円筒型炉心タンクを用いた臨界実験を、計41回行った。実験では、炉心タンクの周囲に保温材(ヒータ付)を取付け、おもに溶液燃料昇温時の反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化傾向を直線でフィティングして内挿補間し、その変化量を定量的に把握できた。また運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、実験解析から求められた臨界液位-液位反応度フィティング式にほぼ一致した。
小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; 大野 秋男
JAERI-Tech 99-084, p.54 - 0, 1999/12
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成9年度に引続き、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料とし、厚さ28cm、幅74cm、高さ1.5mの平板炉心タンクを用いた臨界実験を、計46回行った。実験では、コンクリート、ポリエチレンの固体反射体を用い、おもに反射材の配置や厚さの違いによる反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをもとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化の傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、液位反応度測定値は、平成9年度に得られた臨界液位-液位反応度曲線とほぼ一致した。
竹下 功; 大野 秋男; 井澤 直樹*; 三好 慶典; 前多 厚; 杉川 進; 宮内 正勝
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), p.1512 - 1576, 1999/09
NUCEFにおける臨界実験は初臨界達成(1995)以降STACYは約240回、TRACYは約120回をそれぞれ特段のトラブルもなく行われ、低濃縮ウランの溶液燃料の臨界量、臨界事故挙動に関する有益なデータを生み出してきた。本報では、これらの運転実験状況に加えて、実験で用いる溶液燃料の調整、サンプル試料化学分析の概要を述べる。また、STACYでのプルトニウム実験に必要なプルトニウム取扱設備、MOX溶解槽、アルファ廃棄物処理設備等の設計や整備状況も述べ、このための準備が実験と並行して着実に進められており、数年のうちにプルトニウム臨界実験が開始できることを報告する。
外池 幸太郎; 中島 健; 三好 慶典; 井沢 直樹; 大野 秋男; 岡崎 修二; 竹下 功
Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 1, p.54 - 61, 1998/00
日本原子力研究所の燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFに設置された定常臨界実験装置STACYが1995年2月23日に初臨界を達成した後、約3年半が経過した。この間に、過渡臨界実験装置TRACYでも実験が開始され、現在、両装置ともに順調に運転されている。STACYでは低濃縮硝酸ウラニル溶液の臨界データが取得されており、TRACYは過渡臨界事象を解明する研究活動に供されている。本報告では、STACYとTRACYの実験計画について概要を述べる。また、現在までに実施された実験について、STACYにおける600円筒炉心及び280T平板炉心の実験結果とTRACYにおける過渡実験の結果を示しつつ、実験の結果がどのように利用されるか説明する。さらに、将来計画と併せて、STACYとTRACYの運転に関連する技術的課題についても紹介する。
/l in U-Pu mixed cores中島 健; 須崎 武則; 小林 岩夫*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.7.36 - 7.41, 1995/00
軽水減速U-Pu混合炉心の臨界量及び実効遅発中性子割合()の即発中性子寿命(l)に対する比を測定した。この実験では、Pu領域寸法の異なる4種類の炉心を構成した。臨界量データとしては、臨界水位を測定した。/l比は、パルス中性子法により求めた。SRACコードシステムとJENDL-3.2ライブラリを用いた計算は過小評価の傾向を示しているが、両者の値とも実験と良い一致を示した。各領域の出力の2乗を重みとして、U及びPu炉心の/l比から求めた混合炉心の/l比は実験を極めて良く再現した。
片倉 純一
炉物理の研究, (36), p.10 - 14, 1987/00
臨界安全性では、従来の炉物理から見て盲点ともなっているような変則的とも言える臨界事象にも注意する必要がある。このような変則的な例として、(1)臨界量と幾何形状及び(2)無限増倍率と実効増倍率について説明する。(1)では、通常、同一の燃料濃度(密度)を持つ燃料の最小臨界質量は球形状で与えられると考えられるのに対し、立方体形状の方が臨界質量が小さくなる場合があることを、実例を上げて例示する。(2)では、無限増倍率の方が実効増倍率よりも通常は、大きいが、ある条件下では逆の場合もあり得ることを例示する。
弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 山岸 耕二郎; 草野 譲一; 大沢 誠; 富田 悟; et al.
JAERI-M 9059, 32 Pages, 1980/09
FCAでは高速原研炉「もんじゅ」の模擬実験が進行中である。最初の物理的なモックアップであるVI-1集合体は「もんじゅ」の外側炉心の組成を模擬した試験領域を
Uのドライバーでとりかこんだゾーン型である。非均質臨界量、バンチング効果、中心における核分裂比および核分裂率の半径方向分布について研究が行われた。現在までに得られた解析結果に関するかぎり、実験値と計算値は、ブランケットにおける核分裂率分布の問題を除いて満足すべき一致を示している。
弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 草野 譲一; 大沢 誠; 富田 悟; 金賀 寿雄; et al.
JAERI-M 9058, 11 Pages, 1980/09
高速実験炉「常陽」のMK-II炉心計画のため、V-2-R集合体によって不銹鋼反射体が臨界量、反応度価値および核分裂率に与える効果について研究を行った。その結果、断面積セットによって臨界性の評価にかなり大きい差異が存在すること、中心反応度価値における矛盾が未だ残されていること、および炉心・反射体境界近傍での詳細な取扱いが肝要であることなどが明白となった。
弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 前川 洋; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 松野 義明*; 洲崎 輝雄; 春山 満夫
JAERI-M 9057, 25 Pages, 1980/09
高速実験炉「常陽」の模擬実験の一環として、一連のV-3-B集合体によってブランケット組成が核特性、とくに臨界量核分裂率分布およびB
C模擬制御棒に与える効果について研究を行った。実験に使用したブランケット組成は、酸素を多く含むものおよびナトリウムを多く含む模擬ブランケットである。天然ウラン金属ブランケット(V-3集合体)の場合との詳細な比較が本報告においてなされている。
燃料の臨界量に関する検討北野 照明*; 大西 信秋; 斎藤 伸三; 稲辺 輝雄; 石島 清見; 吉村 富雄*; 石川 迪夫; 村主 進
JAERI-M 7085, 19 Pages, 1977/05
UO燃料の臨界質量に関して、濃縮度および水素/ウラン235の密度比をパラメータにとって、一次元輸送コードXSDRNで計算し、これらのパラメータとUO燃料の臨界質量の関係を求めた。さらに、この計算結果を基に、軽水炉のUO燃料が溶融し、一箇所に集った場合の再臨界の可能性について検討した。その結果、UO燃料のみが一箇所に集った場合、いかなる条件を仮定しても再臨界になる可能性はないという結論を得た。
外池 幸太郎; 大久保 清志; 高田 友幸*
no journal, ,
福島第一原子力発電所では大規模な炉心損傷・溶融の結果、溶融炉心が格納容器のコンクリート床まで落下し、溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を起こした可能性がある。MCCI生成物は、臨界となる可能性が既に指摘されており、臨界安全管理が必要である。本報告では管理に用いる基礎データとして、残留
U濃縮度、ウラン・コンクリート混合比、水分含有量を変化させてMCCI生成物の臨界量を系統的に評価した結果を報告する。14GWD/t燃焼したBWR集合体の平均組成に基づく臨界量も示す。
