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報告書

高速実験炉「常陽」における流量制御型照射装置の開発; 開発の現状と課題

揃 政敏; 宮川 俊一

PNC-TN9410 98-050, 57 Pages, 1998/05

PNC-TN9410-98-050.pdf:1.58MB

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$$^{circ}C$$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%$$sim$$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

報告書

第31回IAEA/IWGFR定例年会報告

山下 英俊

PNC-TN1410 98-009, 400 Pages, 1998/05

PNC-TN1410-98-009.pdf:13.87MB

本年会では、IAEAの高速炉に関する1997年の活動レビュー、1998$$sim$$1999年の活動計画の審議・調整を行うとともに、メンバー各国における高速炉開発状況について報告・討論を行った。日本からは、高速増殖炉開発の在り方に関する議論の結果、動燃改革の状況について報告するとともに、1997年4月から1998年3月の期間における「常陽」、「もんじゅ」、実証炉開発の状況及び関連する研究開発概況をレビューした。今後の活動計画では、「高速炉における炉物理評価、及び炉内・炉外中性子束の測定」を候補テーマとするIAEA主催の技術会議を、1999年秋頃、日本で開催する予定となった。海外の主な状況は以下のとおり。○イギリス、ドイツは、CAPRA計画に参加し基礎的な研究を進めている。また、原型炉PFRやSNR-300の廃止措置を進めている。○フランスは、フェニックスの第50サイクル運転の準備を行うとともに、CAPRA計画の見直しやスーパーフェニックスの廃止計画の検討を進めている。放棄決定の影響を受け、EFRの設計成果とりまとめを1998年末までに行う。○ロシアは、実験炉BOR-60で振動充填燃料を装荷し照射を進めている。特にBN-600は、ロシア国内の原子力プラントの中で最高の稼働実績をあげている。○インドは、1997年7月に実験炉FBTRの発動運転に初めて成功し、今後出力を上昇させていく予定。原型炉PFBRは2001年の建設開始を目標に詳細設計を実施中。○中国は、1997年8月に実験炉CEFRの基本設計を終了し、現在詳細設計を実施中。1999年4月のコンクリート打設開始、2003年7月の初臨界達成を計画している。○韓国は、原型炉KALIMERの概念設計研究を行っているが、1997年7月に計画を見直し、建設完了予定を2010年代中頃に修正した。次回、第32会定例年回は、1999年5月18日$$sim$$19日、ウイーンのIAEA本部で開催されることとなった。

報告書

照射試験用熱膨張差型温度モニタ(TED)の製作法の開発

野口 好一; 三代 敏正*; 宮川 俊一; 小堀 高久*; 高津戸 裕司

PNC-TN9410 98-035, 60 Pages, 1998/03

PNC-TN9410-98-035.pdf:2.46MB

本報告書は、高速実験炉「常陽」の照射試験において最も精度の良い、オフライン照射温度モニタの一つである熱膨張差型温度モニタ(TED:Thermal Expansion Difference Tempera ture Monitor)の製作法の開発についてまとめたものである。TEDは、ステンレス鋼またはニッケル合金材の金属容器内に、これらの材料よりも熱膨張率の大きいナトリウムを充填し金属球の蓋を抵抗溶接で密封したものである。これを炉内に装荷すると、ナトリウムの熱膨張により容器が変形しTEDの体積が増加する。この増加分と、炉外較正試験で予め求めたTEDの体積増加分と温度の相関式から照射中の最高温度を同定するものである。TEDは、米国のアルゴンヌ国立研究所(ANL)で開発されたものであるが、同研究所での受注生産品であるため、入手時間や供給見通しに問題が生じていた。また、国内での調達先の調査の結果、同等のコストでも受注に応ずる国内メーカもないことが分かった。このため、大洗工学センターの実験炉部照射課ではTED入手の確保のために平成4年度からTEDの内部製作法の開発に着手した。開発にあたっては、当初ANLからの情報提供に基づき試作試験を試みたが、より高精度なモニタとするためにはナトリウム充填法や金属球の溶接法等の改良の必要が判明し、ナトリウム充填率を100%近くに上げるなど改善を行った。その結果、炉外試験での温度測定値のばらつきが米国製の半分の+-5$$^{circ}C$$となる大幅な改善結果を得ることができ、また、コスト的にもANLと同等であることを確認した。このようにして国産化したTEDの照射装置への装着を平成8年に実施し、平成9年3月の「常陽」定格運転第30サイクルから使用を開始している。

報告書

高速実験炉「常陽」建物、機器・配管系の耐震性再評価

礒崎 和則; 冨田 直樹

PNC-TN9410 97-069, 134 Pages, 1997/07

PNC-TN9410-97-069.pdf:3.78MB

平成7年1月17日早朝に発生した兵庫県南部地震を契機に、原子力安全委員会及び科学技術庁原子力安全規制局原子炉規制課は、安全審査に用いられている耐震設計に関する関連指針類の妥当性の検討を行うとともに、昭和56年審査指針制定以前に建設された原子力施設に対して、昭和56年審査指針に基づく再評価を要請した。 高速実験炉「常陽」は、昭和45年2月に原子炉設置許可を受領した施設であるが、MK-・冷却系改造に係る設置変更許可申請において、既に、昭和56年審査指針に基づく再評価を行っていることから、科学技術庁の要請対象施設となっていない。しかし、MK-・における評価は、改造範囲に限定されていることから、この範囲を拡大して耐震性の再評価を行った。 昭和56年審査指針の考え方に基づき策定された基準地震動及び静的地震力を用いた再評価の結果、建物、機器・配管系の構造健全性に問題ないことを再確認した。なお、これら耐震性評価における地盤内伝播解析、建物動的応答解析における解析モデルの諸条件は、JEAG4601の1987年版及び1991年版(追補版)に基づき設定している。また、これらの設定にあたっては、敷地における地盤調査結果及び実機の起振実験等に基づき設定しており、その諸定数の妥当性が確認されたもので、かつ、保守性が考慮されていることを技術的に確認した。

報告書

「常陽」MK-II制御棒の開発と使用実績の評価

宮川 俊一; 高津戸 裕司; 曾我 知則

PNC-TN9410 97-068, 113 Pages, 1997/07

PNC-TN9410-97-068.pdf:3.97MB

「常陽」MKII制御棒は、当初の設計から約20年経過した現在までに、44体の制御棒が主として寿命延長を目的とした種々の改良を経て製作され、このうち34体がその使用を終え、そのうちの16体の照射後試験(以下PIE)がほぼ完了している。これらの使用実績とPIE結果に基づく評価から、次のような知見が得られた。(1)「常陽」MK-I制御棒は密封型であったため、制御棒の寿命はBの10乗の(n,$$alpha$$)反応によって制御棒要素内に蓄積するHeガスの圧力のために短く制限されていた。このためMKII炉心用の制御棒では、Heガスの制御棒要素外排出が可能で簡素な構造のダイビングベル方式のベント型を採用し、その有効性と信頼性を確認した。(2)MKII炉心では6本の制御棒全てにスクラム機能と出力抑制機能を持たせた設計としたため、地震時のスクラム機能確保と流力振動による炉出力振動防止の両立が必要になった。その解決策として、制御棒の下部に流力振動防止用の突起状の流力振動防止機構を設け、さらに突起の段数や形状を改良し、それらの両立性を確認した。(3)スクラム緩衝機構である制御棒下端部のダッシュラムは、原子炉運転中はほぼ炉心中心面に位置して高速中性子の照射量が非常に大きく、ダッシュラムのスエリングによる下部案内管の同緩衝機構の受け側との干渉が問題となった。これを解決するため、ダッシュラムの構造を中空として20%冷間加工を施す等の耐スエリング対策を確立し、長期使用条件下におけるスクラム緩衝機構での干渉の課題を克服した。(4)中性子吸収体(B4Cペレット)と被覆管との機械的相互作用(Absorber-Cladding-Mechanical-Interaction:以下ACMIと称す)は、制御棒の寿命制限因子として現在も世界的に最も注目されているテーマである。「常陽」制御棒の使用実績とPIEの評価によって、ACMIはB4Cペレット破片の再配置(リロケーション)により加速されること、それによるACMIの開始燃焼度は5$$sim$$45$$times$$10の26乗cap/m3乗と大きくばらつくことなどのメカニズムの詳細を把握し、より合理的な設計基準を明らかにすることができた。この設計基準に従い、従来型の制御棒の経験的な燃焼度管理法の妥当性、リロケーション防止の簡易対策(シュラウド管つきHeボンド型制御棒)の効果、さらにACMI吸収のため

報告書

高速実験炉「常陽」温度計ウェルの流力振動評価

礒崎 和則; 冨田 直樹

PNC-TN9410 97-062, 169 Pages, 1997/05

PNC-TN9410-97-062.pdf:5.21MB

高速原型炉「もんじゅ」のナトリウム漏えい事故は、ナトリウムの流れによって温度計ウェルの後流に発生する対称渦による流力振動に伴う高サイクル疲労破損が原因であった。したがって、「もんじゅ」と同様に、1次及び2次冷却系ナトリウム配管にナトリウム温度を測定するナトリウム中に突き出した温度計ウェルが多数設置されている「常陽」においても、これらについて流力振動評価を行った。温度計ウェルの流力振動評価においては、「常陽」の設工認における流力振動評価の実施状況調査、並びに温度計ウェルのうちナトリウム中に突き出した長さを片持ち梁とした固有振動数とASME Code Section III Appendix N-1300の揚力及び抗力方向のロックイン回避の判定基準(無次元流速Vr$$<$$1.0 )に基づく簡易流力振動評価を行った。さらに、簡易流力振動評価を満足しない2次主冷却系のうち12B配管に取り付けられた温度計ウェルについては、詳細な振動特性の把握と水流動試験を実施し、その構造健全性評価を行った。この結果、2次主冷却系12B配管用温度計ウェルは、熱電対が挿入されていない温度計ウェルを用いた水流動試験結果から、原子炉定格出力運転時の100 %流量運転状態で、ウェル先端変位振幅0.13mm(無次元変位振幅0.015)、ウェル細管付け根部発生ピーク応力2.9kg/mm2 となり、保守的に設定された設計疲労限である5.3kg/mm2 を十分満足していることを確認した。

報告書

高速実験炉「常陽」燃料取扱設備の漏洩試験方法に関する検討

伊東 秀明; 佐々木 俊哉; 青木 裕; 大久保 利行

PNC-TN9410 96-298, 177 Pages, 1996/11

PNC-TN9410-96-298.pdf:4.81MB

高速実験炉「常陽」の燃料取扱設備は、取り扱う燃料集合体に付着した冷却材ナトリウムの酸化防止や放射性ガスの拡散を防止するため、アルゴンガスを封入して密封する構造としている。この密封構造には、2重Oリングシール構造が用いられ、この密封性が維持されていることを確認するため定期的に漏洩試験を実施している。しかし、これまで「常陽」の燃料取扱設備で実施してきた加圧放置法による漏洩試験方法では、所定の漏洩測定精度を得るために多くの時間を要することが課題となっていた。この課題を解決するため、これまで実施してきた漏洩測定方法を整理、検討すると共に、一般的に用いられる容器等の漏洩試験方法及び原子炉格納容器の漏洩測定方法を調査、検討した。これらの検討結果に基づき、使用計器の測定精度を向上させた測定試験装置を製作して加圧法、He加圧法、減圧法、液体窒素冷却減圧法の4つの測定方法による測定試験を行った。この結果から、各測定方法の実用性や測定限界等について明らかにし、以下の結果を得た。(1)燃料取扱設備には、減圧法による漏洩測定方法が、測定精度、測定値の安定性に優れ、適合性が高い。(2)計器の精度を高め漏洩量を統計的手法で計算する機能を付加した小型の自動測定装置を製作し、この装置によれば漏洩測定が所定の精度内で安定して実施可能である。(3)漏洩測定が所定の精度内で安定して実施可能なことから、複数のシール部を一括して測定することにより、100箇所以上あるシール部の測定作業時間を約半分に短縮した。

報告書

高速実験炉「常陽」における計測技術

青山 卓史; 鈴木 惣十

PNC-TN9420 96-058, 27 Pages, 1996/10

PNC-TN9420-96-058.pdf:1.11MB

本報告書は,高速実験炉「常陽」の核計装設備および放射線計測を中心とした計測技術の内容を紹介するものである。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設備の機能と位置付け,使用している中性子検出器の仕様と特性,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側ベースで評価するための原子炉ドシメトリーでは,「常陽」で採用している多重放射化箔法とその測定解析評価法および現在開発中のHe蓄積法(HAFM法)について概説した。また,放射線計測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て,現在までに実施した燃料破損模擬実験結果の一部を紹介した。さらに,新放射線計測技術の応用として,プラスチック・シンチレーション光ファイバを用いた「常陽」1次冷却系における放射性腐食生成物(CP)の挙動測定について,測定原理,測定方法および主要な測定結果について記述した。

報告書

高速炉安全特性研究のための「常陽」炉心支持板変形解析

鈴木 俊宏; 市毛 聡; 鈴木 惣十; 菅谷 和司*

PNC-TN9410 96-269, 24 Pages, 1996/09

PNC-TN9410-96-269.pdf:0.94MB

高速炉の安全特性の内、炉心の基本的特性である反応度係数に影響を及ぼす因子として、炉心構造物の機械的変形による流量特性の変化によるものが想定される。高速実験炉「常陽」は流量一定で運転するため、この影響は殆ど考慮する必要がない。しかし、「常陽」の定格運転時と、停止時の冷却材流体圧力差によって生じる原子炉容器内炉心支持板の変位量を求め、高速炉の反応度係数検討に資することは非常に有効となる。従って、この変位量を求めるため、汎用非線形構造解析コード"FINAS"を用いて変形解析を行った。2次元軸対称モデルによって、炉容器コアサポートと炉内構造物との接合点の変位量を求め、これを境界条件として、炉心支持板を含む炉内構造物の3次元60゜セクタモデルを作成し変位量を求めた。この結果、炉内構造物中の上部炉心支持板は、炉内構造物下部のリブの効果によって炉心中心部の変位が抑制されるものの、炉心中心位置で約0.39mm、第5列で最大変位量の約0.43mmと僅かに上方に変位することが分かった。「常陽」では、流量を変化させる運転方法をとっていないため、定格運転中にこれらの変形を生じることはないが、この変位によって相対的に制御棒が挿入されたと仮定した場合の反応度変化量は、数¢程度(定格運転時、全制御棒が均等挿入されているとした場合)となる。

報告書

鉛抽出法による有用金属回収試験-第4回ホット試験結果-

明珍 宗孝; 小杉 一正; 和田 幸男; 山田 一夫; 清宮 弘; 石川 博久

PNC-TN8410 96-071, 86 Pages, 1996/03

PNC-TN8410-96-071.pdf:36.39MB

高レベル放射性物質研究施設(CPF)において有用金属回収試験(第4回ホット試験)を実施した。鉛抽出法と灰吹法を組み合わせた乾式元素分離法により不溶解残渣から白金族元素を回収する方法についての実証を行った。その結果、白金族元素を主成分とする合金粒を得た。

報告書

安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)

not registered

PNC-TN1010 96-001, 59 Pages, 1996/03

PNC-TN1010-96-001.pdf:2.32MB

動燃の安全研究に関する研究計画は、「事業団においては従来安全研究は新型動力炉及び核燃料サイクル施設の開発のための研究の一環として行われてきたが、今後実証化段階に向かうに当たって、実証施設の安全性の確保、安全基準類の整備、合理化による経済性の向上のための安全研究を実施することが必要である。」との認識のもと、昭和61年3月に第1次計画である「安全研究の基本方針」として策定された。本基本方針は当面2$$sim$$3年を主たる対象として策定され、その後の内外の情勢の変化を考慮し、適切な時期に見直しを行い改訂を行うものとされた。その後、事業団の中長期事業計画(昭和62年8月)が策定され、その中で「安全研究の基本方針」の見直しが求められたこと、並びに研究及びプロジェクトの進展や外部からの要求条件の変化等、環境条件がより一層明確かつ具体的になってきたことと併せて、平成2年9月に原子力安全委員会の「安全研究年次計画」(平成3年度$$sim$$平成7年度)が策定されたこと等を勘案して、第1次計画である「安全研究の基本方針」の見直しを行い、国の「安全研究年次計画」と整合性を図る観点から平成3年度から5ケ年間の第2次計画として「安全研究基本計画」(平成3年度$$sim$$平成7年度)が平成3年3月に策定された。本基本計画では、個別研究計画を研究の進捗や内外のニーズの変化等に対して柔軟に対応し得るようにするとの考えから「I.安全研究の基本方針」と「II.安全研究計画」とで構成して後者の見直しができるようにされ、当該5ケ年間の途中である平成5年度から平成6年度にかけて出力研究計画の中間見直しが実施されて、平成7年1月に計画が修正された。第3次に当たる本「安全研究基本計画」(平成8年度$$sim$$平成12年度)については、平成5年度下期より安全研究委員会及び各分科会で「I.安全研究の基本方針」と「II.安全研究計画」における重点研究領域の検討を開始し、これに基づき平成6年度に事業団内で研究課題の募集を実施して「安全研究基本計画」(案)を策定するとともに、この中から国の「安全研究年次計画」(平成8年度$$sim$$平成12年度)にも提案登録する研究課題を選定し、国の計画と整合性のある事業団の計画として策定した。なお、「I.安全研究の基本方針」については、「もんじゅ」二次冷却系のナトリウム漏洩事故を契機として損なわれた社会的な信頼の早期回復に資する観

報告書

核設計基本データベースの整備(V) -JUPITER実験解析の整合性評価-

石川 眞*; 杉野 和輝*; 斎藤 正幸*; 佐藤 若英*; 衣鳩 憲一*; 三田 敏男*

PNC-TN9410 95-214, 199 Pages, 1995/08

PNC-TN9410-95-214.pdf:9.27MB

現在、大洗工学センター基盤技術開発部では、これまでに蓄積された量豊な炉物理研究の成果を集大成し、大型FBR炉心に有効に活用できるようにするための作業が進められている。本報告書は、この核設計基本データベース整備作業の一環として、JUPITER臨界実験解析の中で、特に臨界性に着目して、その炉物理的整合性を評価したものである。ここでは、単にJUPITERのC/E値が1.0に近いかどうかだけで妥当性を判断するのではなく、感度解析手法を全面的に使用して、実験解析結果が相互に矛盾がないかを定量的に検討し、また、核データライプラリの違いによる影響評価、JUPITERと異なる炉心であるFCAや「常陽」に対する解析や、JUPITER標準解析手法と全く異なるモンテ力ルロ解析手法との比較も行って、多様な観点から信頼性を高めることを基本方針とした。(1)JENDL-2ベースの70群基本炉定数セットJFS-3J2(89年版)と、3次元XYZ輸送計算相当の詳細解析手法を用いたJUPITER実験の臨界性のC/E値は、0.993$$sim$$0.999の範囲であり、全般的にやや過小評価である。また、均質・非均質の炉心型式に対する明らかなC/E値依存性が見られるが、感度解析の結果から判断してこの原因は主に、内部プランケットの存在とJFS-3・J2の核断面積誤差のためと考えられる。(2)炉心サイズの大小、CRP(Naチャンネル)の有無、制御棒の挿入・引抜、内部プランケットの有無など、炉心仕様の違いが臨界性に与える相対的変化については、最新の3次元XYZ輸送計算相当の詳細解析手法は、充分な予測精度をもつ。(3)JUPITER実験の臨界性の絶対値に対する解析誤差の評価値約$$pm$$0.3%$$Delta$$kは、ZPPR-9炉心に対するモンテカルロ解析と最新解析手法による値がよく一致したことなどから、ほぼ妥当であると考えられる。(4)最新のJENDL-3.2ペース炉定数による解析値と、これまで標準として用いてきたJENDL-2ベース炉定数の結果はほぼ一致したが、核種毎の内訳分析により、非常に多くの核種反応の正負の寄与が、偶然に相殺した結果であることが判明した。従って、炉定数調整法などによる臨界実験データの反映がなければ、大型炉核設計の臨界性予測には相当の誤差が含まれる可能性がある。(5)FCA及び「常陽」の小型4炉心の臨界性解析結果とJU

報告書

高速実験炉「常陽」照射用炉心特殊燃料要素 B型試験用集合体LDP-3特殊燃料要素製造報告

飯村 直人; 豊島 光男; 小幡 真一; 飛田 典幸; 宮内 正美; 深川 節男; 上村 勝一郎

PNC-TN8410 94-224, 108 Pages, 1994/06

PNC-TN8410-94-224.pdf:14.15MB

本報告書は、「常陽」運転工程第29サイクルから照射開始予定のB型試験用集合体(B9)に装荷するLDP-3特殊燃料要素の製造、加工における諸データを整理、収録したものである。LDP-3特殊燃料要素は、概念設計段階におけるFBR大型炉燃料仕様を基に、種々の燃料概念をパラメータとする燃料ピンを到達燃焼度130,000MWd/tを目標に「常陽」において照射し、大型炉燃料の設計研究の妥当性の確認、高性能材料を被覆管材〔高Niオーステナイト系ステンレス鋼(PNC1520)及びオーステナイト系ステンレス鋼(PNC1525)〕とする燃料ピンの高燃焼度における照射挙動データを取得することを目的としたものである。燃料ピン外径は8.5MMであり、これまでの太径ピン照射試験(LPD-1、2試験)での7.5MMに比べて大型炉燃料仕様により近い形状になっている。また、中空ペレットを用いての本格的な照射試験であることも大きな特徴である。さらに被覆管材の一としてオーステナイト系ステンレス鋼(PNC1525)については、燃料ピンでの初めての照射となる。

報告書

高速実験炉「常陽」照射用炉心特殊燃料要素-高線出力試験用集合体試験用要素(B5D-1)製造報告

野上 嘉能; 豊島 光男; 石田 忍

PNC-TN8410 93-021, 118 Pages, 1992/10

PNC-TN8410-93-021.pdf:5.06MB

高線出力試験用集合体試験用要素(その1,その2)(以下B5D-1,B5D-2と言う。)を用いた照射試験の目的は、燃料仕様(ペレット密度、O/M比、ペレット/被覆管ギャップ)をパラメータに燃料中心溶融をさせ、溶融限界線出力を求めるとともに、ギャップコンダクタンス、燃料組織変化等、照射初期の挙動を把握することにある。B5D-1の照射試験は、低溶融限界線出力が予測される燃料仕様パラメータ3条件(ペレット密度、O/M、ペレット/被覆管ギャップ)4本の試験用要素と20本のダミー要素で構成され、B5D-2で燃料溶融が確実に得られる試験条件を決定するため実施する。B5D-1は、低溶融限界線出力が予測される燃料仕様パラメータ3条件4本の試験用要素と20本のダミー要素で構成される。B5D-1は、B5D-2で燃料溶融が確実に得られる試験条件を決定するため実施する。B5D-1の製造は、1990年11月に燃料ペレットの製造を開始し、1991年4月に要素製造を終了した。本報告書は、試験用要素及びダミー要素の製造、加工における諸データを整理収録したものである。

報告書

地層処分に関する模擬地下水の$$gamma$$線照射試験

飛田 祐夫; 岡崎 充宏*; 榊原 守夫*; 谷本 健一; 榎戸 裕二

PNC-TN9410 92-208, 68 Pages, 1992/07

PNC-TN9410-92-208.pdf:1.55MB

高レベル廃棄物の地層処分の計画において、廃棄物近傍のニアフィールドにおける放射線の影響を評価する必要がある。地層処分時における地下水の照射下における性状の基礎データを取得するために、地下水の性状を模擬した人工海水を使用して、「常陽」使用済燃料プールを照射場として利用し、$$gamma$$線照射によって地下水の性状がどのように変化するのかを確認した。同等のサンプルを「常陽」使用済燃料プールの放射線の影響が無い場所にも設置し、照射以外の変化についても確認しリファレンスとした。また、照射後の経時変化の有無を確認するため、一定時間毎の性状の変化を調べた。照射条件は、24時間(1日)1.0$$times$$103$$sim$$1.3$$times$$103Gy$$sim$$1440時間(60日)4.4$$times$$104$$sim$$6.8$$times$$104Gyで行った。試験結果は以下の通りである。(1) 照射前後のpH、導電率、人工海水中の全てのイオン濃度の変化は見られなかった。(2) 照射前のEhは241mVであったが、1440時間(60日)の照射後では、156mVと減り、吸収線量が増えるとEhは低下する傾向がある。(3) 照射前のDoは、20.76$$mu$$g/lであったが、1440時間(60日)の照射後では、5930$$mu$$g/lと増え吸収線量が増えるとDoは上昇する傾向がある。(4) 480時間(20日)の照射前に2.9ppmの硝酸イオンが検出され、照射後にも105ppmの硝酸イオンが検出された。また、480時間(20日)の未照射前にも硝酸イオンが4.0ppm、未照射後に5.9ppm検出された。1440時間(60日)の照射後に15ppmと未照射後に11ppmの硝酸イオンが検出された。(5) 照射後一定時間内(約4時間後測定)のpH、Eh、Do、導電率、人工海水中の全てのイオン濃度の変化は見られなかった。これらの結果から$$gamma$$線により水の放射線分解から生じる酸素がDoを上昇させ、また、水素、水酸基がEhを低下させたと思われる。硝酸イオンが検出されたことは、保管中の人工海水に空気中の窒素が溶け込み水の分解生成物と反応したことによると思われる。

報告書

「常陽」制御棒駆動機構上部案内管の線量当量率測定と評価

茶谷 恵治; 北村 高一; 飯沢 克幸; 枡井 智彦*; 長井 秋則; 鈴木 惣十; 金城 勝哉

PNC-TN9410 92-186, 63 Pages, 1992/06

PNC-TN9410-92-186.pdf:1.64MB

大型炉設計での研究課題の1つでる炉心上部機構引抜き用キャスクの遮蔽厚の検討に反映させることを目的として,第9回定期検査時に交換した「常陽」制御棒駆動機構の上部案内管(UGT)の線量当量率の測定とUGT洗浄廃液の核種分析を行った。これにより,下記に示す測定評価結果が得られた。(1)UGTのナトリウム洗浄前後の線量当量率分布は,UGT下部(炉心中心側)からナトリウム接液面にかけて同じ軸方向減衰傾向を示し,放射性腐食生成物(CP)の全線量当量への寄与は無視できる。(2)UGTの内部構造を考慮して評価した線量当量率の相対分布は,UGT下部からナトリウム接液面までの距離で約4桁の減衰を示す。相対分布は,MK-I性能試験時に測定された核分裂計数管(235U)による中性子分布の相対分布とステライト肉盛された箇所を除いて良く一致する。(3)線量当量率測定値から算出した減衰率と2次元輸送計算コード"DOT3.5"により算出した全中性子束の減衰率は,約4桁の減衰に対してファクター3以内で一致し,"DOT3.5"により測定値を再現できることを確認した。(4)UGT洗浄廃液の核種分析結果と洗浄廃液量から推定した付着CP量は,180MBqであり,60Coが92%を占める。この結果は,高速炉CP挙動解析ード"PSYCHE"による予測値とファクター2以内で一致する。

報告書

配管ベロ-ズ継手炉内実証試験検討ワ-キング・グル-プ成果報告書

渡士 克己; 川崎 弘嗣; 拝野 寛; 片岡 一; 月森 和之; 冨田 直樹; 礒崎 和則

PNC-TN9410 92-131, 90 Pages, 1992/05

PNC-TN9410-92-131.pdf:2.9MB

本報告書は,これまでに当事業団で展開されて終了した配管ベローズ継手の成立性研究に引き続いて,実験炉「常陽」を用いた配管ベローズ継手の実証試験について検討した結果をまとめたものである。本件はPROFIT推進会議第1分科会の所掌であり,分科会の下に配管ベローズ継手炉内実証試験検討ワーキング・グループが設置され,実験炉部・技術開発部・機器構造開発部からPROFIT推進会議事務局によって選任されたワーキング・グループ委員が当該事項を検討した。検討内容は,「常陽」主冷却配管系を用いた実証試験の意義・目的,方法,工程,期待される成果および必要経費である。検討結果は第1分科会,PROFIT推進会議,技術会議に報告され,審議された結果,2次主冷却配管系に12インチ口径内圧型縦置き配管ベローズ継手を設置して,開発部と実験炉部の業務として実証試験を実施することが決められた。

報告書

高速増殖炉用燃料の温度解析に用いる計算コード(DIRADコード)について

田中 健哉; 中島 弘*; 山口 俊弘; 上村 勝一郎; 中江 延男; 松本 光雄

PNC-TN8410 92-187, 21 Pages, 1992/05

PNC-TN8410-92-187.pdf:0.22MB

高速増殖炉用燃料の照射開始後の燃料温度解析用コードが整備されてきている。この種のコードでは、燃料組織変化や燃料ペレット-被覆管ギャップ熱伝達率等の解析モデルが重要である。これら解析モデルについては、海外高速炉及び高速実験炉「常陽」での燃料照射試験結果に基づいて設定されている。本資料は、高速増殖原型炉「もんじゅ」など高速増殖炉用燃料の主として照射開始後の燃料温度評価用として使用される計算コード(DIRADコード)を対象としてその解析モデル及び機能に関する理解を助ける目的をもって作成されたものである。

報告書

動燃における安全研究の成果(昭和61年度$$sim$$平成2年度)(動力炉分野)

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PNC-TN1410 92-026, 113 Pages, 1992/01

PNC-TN1410-92-026.pdf:11.01MB

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$$sim$$平成2年度)(動力炉分野)」として、とりまとめを行った。

報告書

高速増殖炉の研究開発

伊藤 正彦

PNC-TN9440 91-010, 45 Pages, 1991/07

PNC-TN9440-91-010.pdf:6.16MB

LWRより優れたFBRの実用化を2020年代から2030年代とした場合,2010年代に実用化の見通しを実証する必要がある。このため解決しなければならない課題は,建設費削減の要因として使用済み燃料貯蔵方式の合理化,二次配管系へのベーローズの採用,電気信号系統への多重伝送方式の適用など8項目がある。1988年度までの設計研究の成果から,建設費は軽水炉比の1.2倍の見通しを得ている。実用炉では,0.8から0.9倍を目標として,高性能燃料の開発,高性能大型炉心の開発など10項目に及ぶ開発課題を解決するため,もんじゅの活用,常陽の照射能力の向上,新技術の実証,二次系の削除プラントへの展開,合理的安全理論確立のための安全性試験炉の建設などの計画を進めている。

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