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報告書

水素吸収被覆管の円周方向機械特性評価

北野 剛司*; 更田 豊志; 上塚 寛

JAERI-Research 2001-041, 24 Pages, 2001/08

JAERI-Research-2001-041.pdf:2.75MB

水素化物リム生成が被覆管の円周方向機械特性に与える影響を定量的に評価するために、人工的に水素化物リムを生成させた被覆管の改良リング引張試験を実施した。室温における試験の結果、水素化物リムは脆く、変形初期において亀裂が生じるため、破断歪みは水素化物リム厚さの増加とともに著しく減少することがわかった。一方、573Kにおける破断歪みは、リム部の水素化物密度にも依存し、比較的厚い水素化物リムが生成していても、その密度が低い場合は大きな値を示した。延性-脆性のしきいとなる水素化物密度があり、そのしきい密度が温度とともに大きくなるため、水素化物密度の小さいリムは延性を示し、その結果、比較的厚い水素化物リムが生成している場合でも破断歪みは大きくなると考えられる。

報告書

岩石型燃料の反応度事故条件下における挙動

草ヶ谷 和幸*; 中村 武彦; 吉永 真希夫; 小此木 一成*; 上塚 寛

JAERI-Research 2001-010, 44 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-010.pdf:9.91MB

2種のジルコニア型岩石燃料の反応度事故条件下における挙動を原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いたパルス照射実験により調べた。その結果、これらの燃料の破損しきいピーク燃料エンタルピ(単位燃料体積あたり)は、ともに10GJ/m$$^{3}$$以上で、UO$$_{2}$$燃料のそれと同等あるいはそれ以上であることがわかった。しかし、これらの破損形態はUO$$_{2}$$燃料とは異なり、燃料ペレットの大半の溶融及びその破損開口部から冷却水中への放出が見られた。高温に達し強度の低下した被覆管が内圧により破裂したものと推察される。燃料の放出に伴う機械的エネルギーの発生は、本実験の範囲(12GJ/m$$^{3}$$以下)では観測されなかった。

報告書

NSRR実験用水塊速度計; 特性及びデータ処理方法

杉山 智之; 更田 豊志

JAERI-Tech 2000-067, 29 Pages, 2000/11

JAERI-Tech-2000-067.pdf:2.08MB

NSRRでは、反応度事故条件下における燃料挙動を明らかにするため、燃料のパルス照射試験を実施している。燃料が破損した場合に懸念される事象のひとつとして、原子炉容器内での機械的エネルギー発生が挙げられる。ここで、機械的エネルギーとは、燃料破損に伴い発生し得る水撃力及び衝撃圧力が持つエネルギーを意味しており、原子炉構造物の破損を引き起こし得るものである。よって、原子炉の安全性を評価するうえで、機械的エネルギー発生量は必要不可欠な情報である。NSRR実験では、水撃力による機械的エネルギー発生量を、燃料破損時に飛び上がる水塊の運動エネルギーとして評価している。その際、水塊の上昇速度を計測するために、浮き子式の水塊速度計を用いている。本報告書は、この水塊速度計の特性及びNSRR実験におけるデータ処理方法をまとめたものである。

報告書

先行基礎工学に関する平成11年度研究概要報告

技術協力課*

JNC-TN1400 2000-003, 0 Pages, 2000/07

JNC-TN1400-2000-003.pdf:13.33MB

機構は、大学及び研究機関(以下「大学等」という。)との研究協力の推進を図るため、平成7年度から先行基礎工学研究協力制度を発足させた。同制度は、平成11年度で5年目を迎え、対象としている研究分野は機構の研究開発に係わるすべての分野に拡大している。同制度は、機構の施設及び設備を主に利用し、機構が取り組むプロジェクト開発に先行した基礎・基盤的研究を大学等との研究協力により推進することを目的とする。同制度では、機構が設定した研究協力テーマに対して、大学等から研究目的を達成する上で必要な研究協力課題及び研究協力者を提案して頂き、外部の専門家を中心とする選考委員会で研究協力課題を選考している。研究協力形態としては、大学等との共同研究の実施又は客員研究員として受け入れる形態を採用している。なお、共同研究又は客員研究員に大学院修士課程・博士課程の学生を研究生として加えることも可能としている。本報告書は、平成11年度に実施した高速増殖炉関係、核燃料サイクル関係及び環境技術関係の先行基礎工学研究に関する49件の研究協力課題の実施結果についてその概要をまとめたものである。なお、49件の研究協力課題のうち、高速増殖炉関係の12件、核燃料サイクル関係の1件及び環境技術関係の4件の合計17件については、平成11年度で終了した。

論文

原子力における放射線計測技術の現状

片桐 政樹

放射線, 23(3), p.3 - 15, 1997/00

原子炉の発展、かつ原子炉を利用した研究分野、放射線を利用した研究分野、原子炉の燃料あるいは廃棄物に関連した研究分野そして加速器や核融合炉といった新しい研究分野の発展とともに革新されてきた放射線計測技術の現状をレビューする。内容は、原子炉に直結した放射線計測技術、核燃料に関連した放射線計測技術、原子を利用するための放射線計測技術、放射線利用研究における放射線計測技術、光量子科学における放射線計測技術及び核融合炉での放射線計測技術から構成される。

報告書

弥生炉の標準照射場を用いたHAFM等の校正照射

井口 哲夫*

PNC-TJ9602 96-004, 49 Pages, 1996/03

PNC-TJ9602-96-004.pdf:1.53MB

高速炉の新型中性子ドシメトリー手法であるヘリウム蓄積型中性子フルエンスモニター(HAFM)の測定精度評価、及びタグガスの放射化分析による高速炉の燃料破損検出法への適用性評価を目的として、東京大学工学部附属原子力工学研究施設の高速中性子源炉「弥生」の標準照射場を用い、これらの試料の校正照射を行った。HAFM試料の照射では、炉心中央(Gy孔)に、93%濃縮ボロン1mg入りバナジウムカプセル、また高速中性子柱実験孔(FC孔)に、同仕様の濃縮ボロンカプセル、天然ボロン10mg入りカプセル、天然ボロンチップ、96%濃縮6LiF熱蛍光線量計素子が装荷された。これらの照射場の中性子束及び中性子スペクトルは、Al, Fe, Co, Ni, Cu, Ti, In, Au, 235U, 237Np等を用いた放射化箔法でモニターされ、平成8年3月末現在、照射された0.1MeV以上の中性子フルエンスは、Gy孔で$$sim$$1.0$$times$$10の17乗n/cm2(積算炉出力$$sim$$78kWh相当)、またFCで$$sim$$3.4$$times$$10の14乗n/cm2(積算炉出力$$sim$$160kWh相当)に達している。一方、ステンレス鋼製カプセルに封入されたKr、Xeベースのタグガス試料(単体型と小径型の2種類)について、Gy孔で、積算炉出力$$sim$$9kWh及び$$sim$$7kWhの2回の標準照射を行い、照射直後から各試料のガンマ線スペクトル測定を行った。タグガスの封入されていないダミーカプセルの測定スペクトルと比較した結果、タグガスの放射化で生成された79Krや125Xeなどの放射性核種からのガンマ線光電ピークを明確に同定でき、燃焼計算の精度評価に有用なベンチマーク実験データが得られた。

報告書

「燃料破損時のFP炉内移行挙動の研究(その2)」の調査

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

PNC-TN9510-94-001.pdf:6.38MB

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。

論文

A Nuclide-separation wire precipitator for measurement of noble-gas fission products

片桐 政樹; 岸本 牧; 伊藤 博邦; 吉田 広; 福島 征夫; 大川 浩; 猿田 徹

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 327, p.463 - 468, 1993/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:56.07(Instruments & Instrumentation)

3核種の希ガスFP核種をそれぞれ分離しその放射能濃度を定量可能なワイヤ・プレシピテータを開発した。本プレシピテータは希ガスFPの娘核種の放出する連続ベータ線が異なったエネルギー分布を持つことを利用している。評価試験の結果、$$^{88}$$Kr,$$^{89}$$Krおよび$$^{138}$$Xeの3つの核種の間に50倍の放射能濃度差があった場合でもそれぞれの放射能濃度を約20%以下の誤差で測定できることを確認した。また、検出感度はプレシピテーション時間を90秒とした場合、2Bq/cm$$^{3}$$であった。本プレシピテータを用いることによって、高温ガス炉の燃料破損検出感度及びその測定精度の向上を図ることができた。また、本プレシピテータはその高感度及び高速応答性を利用して被覆粒子燃料を含めた核燃料の照射試験にも適用可能である。

報告書

高速実験炉「常陽」特殊試験実施要領書-FFDL炉内試験(II)-

礒崎 和則; 道野 昌信; 伊東 秀明; 伊藤 和寛; 茶谷 恵治; 鈴木 惣十; 圷 正義

PNC-TN9520 93-006, 198 Pages, 1992/11

PNC-TN9520-93-006.pdf:6.18MB

高速実験炉「常陽」では、燃料カラム部の中心に人工欠陥を設けた試験用要素を照射することにより、破損燃料位置検出(FFDL)装置の性能確認と原子炉容器内における核分裂生成物の挙動の評価等を目的としたFFDL炉内試験(2)を平成4年11月25日から12月9日にかけて実施する予定である。本資料は、FFDL炉内試験(2)に関する、「常陽」の運転及び監視方法、放射線監視方法及び試験装置等の実施要領をとりまとめたものである。

論文

Real-time high-sensitivity fuel failure detection for HTGR

片桐 政樹; 岸本 牧; 伊藤 博邦; 福島 征夫; 大川 浩; 吉田 広; 猿田 徹; 飛田 勉

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(10), p.957 - 965, 1992/10

高温ガス炉から放出される希ガスFPの検出器としてワイヤプレシピテータを用いたリアルタイムで高感度な燃料破損検出法を開発した。正常燃料と燃料破損状態とを区別するプレシピテータ弁別計数を原子炉運転条件(原子炉出力、燃料温度等)に対応してリアルタイムで変化させ微小な燃料破損(5$$times$$10$$^{-6}$$以下のR/B)の検出を可能とした。弁別計数は診断方程式によって求めたバックグラウンド計数に許容誤差を加えることによって求めた。診断方程式は希ガスFPの放出量を予測する状態方程式、一次冷却系内の希ガスFP量を計算するガス循環方程式及びプレシピテータの検出効率を求める応答方程式から構成した。本検出方法をJMTRのガススイープキャプセル及びOGL-1を用いた照射実験によって評価した。この結果、診断方程式を用いてリアルタイムでバックグラウンド計数を20%の誤差で推定できた。

報告書

Introduction of Nuclear Instrumentations and Radiation Measurements in Experimental Fast Reactor 「JOYO」

大戸 敏弘; 鈴木 惣十

PNC-TN9420 92-005, 83 Pages, 1992/04

PNC-TN9420-92-005.pdf:2.17MB

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。

報告書

高速実験炉「常陽」破損燃料集合体検出装置(FFDL)の運転試験(II)

森本 誠; 大久保 利行; 堀 徹; 伊藤 和寛; 舟木 功; 藤原 昭和; 田村 政昭

PNC-TN9410 91-334, 64 Pages, 1991/10

PNC-TN9410-91-334.pdf:1.72MB

「常陽」では,破損燃料位置決めシステムとして,ナトリウムシッピング法による破損燃料集合体検出装置(FFDL)が採用されている。しかし,「常陽」ではこれまでに燃料破損の経験がなく,昭和60年度に実施された燃料破損模擬(FFDL-I)試験以降,FFDLは運転されていない。このため,平成4年度に計画しているFFDL-II試験に先立って平成3年7月12日から7月19日にFFDL運転試験(II)を実施した。本試験により得られた結論を以下に示す。(1)FFDLの基本的な機能及び運転手順を再確認するとともに,運転経験を蓄積することができた。(2)放射線計測の結果,バックグランドと差はなく燃料破損は検出されなかった。

報告書

耐爆実験用カプセル部材の高速引張試験

丹沢 貞光; 藤城 俊夫; 吉江 伸二*; 岩崎 守弘*

JAERI-M 90-186, 12 Pages, 1990/10

JAERI-M-90-186.pdf:0.6MB

NSRRでは、反応度事故時に燃料が破損した場合に、破損に伴って発生する力を低爆速火薬によって模擬し、カプセルの耐衝撃応答を調べる耐爆実験を実施している。また、解析コードを用いて実験結果の解析を平行して進めているが、カプセル変形時の歪速度が非常に大きいため、通常のミルシートに付加されている静的な引張試験による応力-歪線図を用いたのでは、精度の良い解析を行うことは不可能である。このため、耐爆実験用カプセル製作時に同一材料により試験片を製作し、高速引張試験を実施した。試験の結果、材料の降伏点は歪速度が10$$^{-3}$$~2s$$^{-1}$$の範囲では約20%増加するが、引張強さは降伏点ほど歪速度依存性がないことが明らかになった。

報告書

低爆速火薬による円筒容器の耐衝撃応答

丹沢 貞光; 藤城 俊夫; 吉江 伸二*

JAERI-M 90-159, 80 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-159.pdf:1.75MB

NSRRにおいて使用するカプセルと同一スケールの試験体を製作し、低爆速火薬により衝撃的な圧力を発生させ、燃料破損時の挙動を模擬した実験を実施した。これにより、カプセルの衝撃応答挙動を把握する上での基礎的な知見を得た。主な成果は以下のとおりである。(1)現状の設計によるカプセル試験体において、反射波、スラグ・インパクトを含む圧力波伝播挙動が明確となった。(2)水塊はカバーガスと爆源の燃焼ガスによりバウンディング効果があり、爆源に二次圧力波が発生することがわかった。(3)水塊は最大速度を有する速度履歴を持ち、速度履歴はカバーガス高さと密接な関係を持つ。カバーガス高さによってスラグインパクトによる容器首下部変形の程度が異なる。(4)カプセル試験体の外側に設置した外部容器と、円環部の流体の存在によって、カプセルの変形が軽減される傾向を把握した。

論文

Development of fuel failure detection system for a high temperature gas cooled reactor, IV

片桐 政樹; 岸本 牧; 寺田 博海; 若山 直昭; 川目 進*; 小畑 雅博; 伊藤 博邦; 吉田 広; 小林 紀昭

IEEE Transactions on Nuclear Science, 37(3), p.1400 - 1404, 1990/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:54.29(Engineering, Electrical & Electronic)

高温ガス炉の燃料破損を検出するには、燃料が正常な状態であっても一次冷却材ヘリウム中に放出されるFPによるバックグラウンド放射能が含まれるため、この量を予測することが不可欠である。一方、燃料破損による放射能及び上記バックグラウンド放射能の放出量は原子炉出力、燃料温度等に依存する。このため、燃料破損検出を行なうには、これらパラメータを変数とした状態方程式を求めることが必要である。状態方程式を求めるのに最も必要な特性は、希ガスFP放射能の燃料温度特性と原子炉出力依存性及びプレシピテータの応答特性であるが、今回JMTRでのFFD実験データを解析することにより、これら特性を求めることができた。また、79サイクルに偶然におきた燃料破損の過渡期の応答特性を測定解析した結果、破損形態を利用した燃料破損検出の可能性を提起することができた。

論文

Performance of a nuclear reactor cover-gas monitor using charcoal-Ge gamma-ray spectrometer combination

阪井 英次

IEEE Transactions on Nuclear Science, NS-31(1), p.757 - 760, 1984/00

カバーガスガンマ線スペクトロメータは原子炉の燃料破損を検出する有効な方法である。しかし高速炉ではカバーガス(Ar)の放射化で作られたAr-41からの1294KeVガンマ線のバックグラウンドが強く、核分裂生成核種からのガンマ線を検出するのが困難になる。室温あるいは冷却した活性炭を用いると、Arに対するKr、Xeの検出効率を改善できる。本論文では内径40mm、深さ8mmの容器に詰めた5gのツルミコール2GMの吸着係数をガスクロマトグラフを用いて測定した結果、およびJRR-3カバーガスを用いて測定した活性炭-Ge検出器の特性について報告する。活性炭の吸着係数の温度依存性、濃度依存性、キャリアガス依存性、破過時間などに触れる。

報告書

反応度事故条件下における燃料挙動に及ぼすラン・アウト出力の影響; NSRRにおける長ラン・アウト出力実験

落合 政昭*; 稲辺 輝雄; 丹沢 富雄*; 石島 清見; 斎藤 伸三

JAERI-M 8285, 17 Pages, 1979/06

JAERI-M-8285.pdf:0.6MB

動力炉で想定される反応度事故はNSRR標準実験と比べて、燃料の総発熱量に占めるラン・アウト出力の寄与が大きい。そのため、NSRRにおいてラン・アウト出力を通常より長くした実験を行なって、ラン・アウト出力による燃料挙動に及ぼす影響を調べた。NSRR標準燃料を用いて、総発熱量283cal/g・vo$$_{2}$$および170cal/g・vo$$_{2}$$の条件で2回の実験を行なった。そのうち、ラン・アウト出力による発熱量はそれぞれ39.30cal/g・vo$$_{2}$$である。その結果、本NSRR実験条件の範囲では、ラン・アウト出力の差によって燃料破損挙動および燃料温度挙動などに顕著な差が見られないことを確認した。

論文

原子力工業における放射線計測

寺田 博海; 片桐 政樹

計測技術, 7(12), p.34 - 42, 1979/00

原子力施設で使用されている放射線検出器の種類およびその動作原理について述べると共に、次に示すような各現場における放射線計測技術について、適用上の問題点および技術的な対応策などを中心に解説した。本稿で取り上げた放射線計測の応用分野は、1.原子炉の核計装,2.原子力施設および周辺環境における放射モニタリング,3.燃料破損検出,4.個人被曝線量モニター,5.核物計量管理のための放射線計測,6.原子力工業におけるガンマ線スペクトロメータの応用、などである。

報告書

燃料破損にともなう破壊力発生挙動の解析コード:PULSE-2

藤城 俊夫

JAERI-M 7583, 39 Pages, 1978/03

JAERI-M-7583.pdf:1.44MB

本解析コードは原子炉燃料の破損事故において、分散した高温の燃料片と冷却材とが直接接触した際に生じる破壊圧力発生挙動の解析のために開発されたプログラムである。本計算モデルにおいては、破損発生領域内で小粒子となって飛散した高温の燃料片と冷却材が均一に混合している状態を初期条件として計算を開始し、破壊領域内で冷却材が急激に気化するために生じる圧力パルス、およびこの圧力により加速される冷却材のエジュクション挙動を計算する。燃料・冷却材間の熱移動は、破損燃料片を球形として燃料粒子内の熱伝導、燃料粒子表面での熱伝達率の変化、燃料粒子径の分布等を考慮して計算し、一方、破損領域内の冷却材の状態はホモジニアスとして圧力、ポイド率等を求める。高速炉および軽水炉の両体系の計算ができるように、ナトリウムおよび水に対する物性サブルーチンを備えており、いずれかを選択できる。

論文

Fuel failure detection experiment using UO$$_{2}$$-loaded sodium in-pile loop

阪井 英次; 藤野 光平*; 今井 勝友*; 吉田 広; 片桐 政樹; 寺田 博海; 伊藤 浩

IEEE Transactions on Nuclear Science, 25(1), p.266 - 277, 1978/01

 被引用回数:1

JRR-2に設置してあるナトリウム・インパイル・ループを用いて各種燃料破損検出装置の特性を調べた。燃料は90%濃縮酸化ウランペレット、燃料破損検出器装置としては遅発中性子モニター、プレシピテータ、カバーガス・ガンマ線スペクトロメータ、Si(Li)検出器プレシピテータを使用した。これらの諸装置の構造とともに、遅発中性子モニタの検出効率の測定方法、その計数率から求めた検出感度、FP放出割合;カバーガス中FP移行率、カバーガス中核種濃度のカバーガス流量依存性、コールドトラップ温度依存性、プレシピテータ検出感度などについて記述した。

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