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日高 昭秀; 丸山 結; 中村 秀夫
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 15 Pages, 2004/00
シビアアクシデント研究の進展により、PWRの全交流電源喪失(TMLB')中は、加圧器逃がし安全弁からの蒸気流出により、圧力容器破損前に加圧器サージラインがクリープ破損するため、格納容器直接加熱が起きる可能性は低いことが明らかになった。しかしながら、その後、何らかの原因で2次系が減圧された場合、ホットレグ水平対向流による温度上昇と差圧により、SG伝熱管がサージラインよりも先に破損する可能性が指摘された。事故影響緩和の観点からは、このような圧力及び温度に誘発される蒸気発生器伝熱管破損事故(PTI-SGTR)は、放射性物質が格納容器をバイパスし、事故影響を増大させるため好ましくない。USNRCは、SCDAP/RELAP5コードを用いて当該シーケンスの解析を行ったが、サージラインの方が伝熱管よりも早く破損する結果となった。しかしながら、USNRCの解析では、伝熱管入口部の温度予測に影響を与えるSG入口プレナムの蒸気混合に関して粗いノード分割を用いていた。そこで、蒸気混合の影響を調べるため、MELCOR1.8.4コードを用いて、同一シーケンスに対する解析を行った。その結果、2次系が減圧されないTMLB'ではサージラインが最初に破損するが、2次系が減圧されるTMLB'では伝熱管の方が先に破損する結果となった。PTI-SGTRの発生条件に関してさらに調べる必要がある。
遠藤 章; 山口 恭弘; 住田 健二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(8), p.628 - 630, 2003/08
被引用回数：4 パーセンタイル：31.15(Nuclear Science & Technology)JCO臨界事故による被ばく線量の評価は、JCOの
線モニタ,原研那珂研の中性子モニタ及び現場周辺で測定されたモニタリングデータに基づいて行われた。臨界継続中、事故現場から約1km離れた三菱原子燃料において、高感度の燃料集合体非破壊測定システム(UNCL)を用いた中性子計測が行われていたことがわかった。日本原子力学会JCO事故調査委員会はこのデータを入手し、委員会メンバーである著者らは、その解析から臨界に伴い発生した中性子強度の推移を評価した。その結果、事故発生から約1時間半後から臨界状態終息までの中性子強度の変化は、線モニタ,中性子モニタの記録と一致することが明らかとなった。本解析結果は、線量評価に用いられた線量率の時間推移に関するモデルが適切なものであったことを示している。
山岸 秀志; 池田 裕二郎; 伊藤 浩; 角田 恒巳; 中川 正幸; 岩村 公道; 田畑 広明*; 浦上 正雄*
JAERI-Tech 2000-037, p.12 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-037.pdf:1.12MB
高線下で作動し、広計測レンジ及び高位置分解能を有した位置検出型核分裂計数管(PSFC)の開発を日本原子力発電株式会社との共同研究の下で進めている。PSFCの作動原理と性能を検証するため、ソレノイド電極構造のPSFC模擬体と計測用電子回路を試作した。これらを用いて、核分裂計数管電極に誘起されるような微小の疑似電流パルス信号により、PSFC計測システムのシミュレーションを行った。この結果、PSFCを用いた中性子束分布計測システムは、有効電極長が1000mmの長尺であるにもかかわらず7.5mm以下の極めて高い位置検出分解能を有すること、及び6桁以上の広い計測レンジが得られることを確認した。今後、PSFCを試作して中性子束分布計測性能を試験する予定である。
中根 佳弘; 中島 宏; 坂本 幸夫; 田中 俊一
Radiat. Meas., 28(1-6), p.479 - 482, 1997/00
被引用回数：4 パーセンタイル：36.72(Nuclear Science & Technology)加速器施設の遮蔽計算に用いられる輸送計算コードの20~100MeV領域中性子に対する精度検証を目的として、TIARAの40及び65MeV準単色中性子入射によるアクリルファントム内反応率分布を2種類の検出器で測定した。
U核分裂反応率分布について、19.6MeV以上の中性子輸送をHETCコード、それ以下をMORSEコードとHILO86群定数で計算した結果、深さ25cmでは、実験値より約25%過大となった。一方全てのエネルギー領域をMORSEコードとHILO86群定数で計算した結果、深さ25cmにおいても実験値とほぼ一致した。また反跳陽子型の固体飛跡検出器の反応率分布についてMORSEコードで計算した結果、40MeV中性子入射、深さ15cmから25cmの範囲では実験値とほぼ一致するが、65MeV中性子入射では1~3割程度過大となり、用いた検出器応答関数などについて検討が必要であることが判明した。
小川 俊英; 大麻 和美; 星野 克道; 小田島 和男; 前田 彦祐
JAERI-M 94-021, 45 Pages, 1994/02
Microwave Tokamak Experiment(MTX)で行なった中性子計測について、MTXトカマクでの較正実験結果とMTXプラズマの中性子測定結果を報告する。中性子計数管とポリエチレン中性子減速材を用いた全中性子発生率測定系は、当初の設計通りに10
個/秒以上の中性子発生率領域に対応できた。
Cf中性子線源をトカマク真空容器内に置いて較正実験を行ない、検出器の感度係数を決定した。ジュール加熱時のプラズマから1
10
個/秒程度の中性子発生率が測定され、輸送解析コードによる計算と良い一致を示した。プラスチック・シンチレータを用いた高時間分解能測定系は、測定精度を確保できる範囲内で、200マイクロ秒までの時間分解能が得られた。しかし、ピーク出力1GW、パルス幅20ナノ秒程度のFELマイクロ波に対する応答速度としては十分でなく、FELマイクロ波入射時のイオンの応答は検出できなかった。
大部 誠; 根本 龍男; 桜井 健; 飯島 進; 田原 義壽*; 大杉 俊隆
JAERI-M 90-052, 52 Pages, 1990/03
FCAにおいて高転換軽水炉(HCLWR)に関するPhase-1実験で構築された3種類のウラン燃料系ゾーン型炉心について、反応率を測定した。各炉心は、異なった燃料濃縮度および減速材/燃料、体積比から成る中心試験領域を有している。径方向と軸方向の
U、
Pu、U、
Npの核分裂率分布は小型核分裂計数管をトラバースする方法で測定した。試験領域内の基本モード成立領域は、これら各種の核分裂率分布の一致を確かめる手法で検証した。U核分裂率に対する中心反応率比は、小型核分裂計数管および金属ウラン箔を用いて求め、3炉心間の反応率の変化を調べた。測定データの解析は、核データファイルJENDL-2を用いたSRACコードシステムにより行った。反応率比は、計算値がU捕獲反応率/235U核分裂率およびU核分裂率/U核分裂率の実験値を3炉心共、過大に予測している事が明らかになった。
若山 直昭
JAERI-M 85-193, 160 Pages, 1985/11
多目的高温ガス炉など新型原子炉開発計画の一環として、極めて高性能でかつ600
Cでの使用に耐える高温核分裂計数管型電離箱を開発した。まず早い計数ガスと電極などの構造材料との関連において、電離箱のパルス出力性能と高温耐熱化の両立性を研究した。この結果、電離箱は94%アルゴン、5%窒素及び1%Heを混合した計数ガスと約78%のニッケル、16%のクロムを含む金属材料で電極及び構造金属部品を製作することにより、その両立性を得ることができた。また高温耐熱のメタルセラミック封着技術、高温においてスプリング等無しで電極等の熱膨張差を吸収できる電極保持構造などを開発し目標の核分裂計数管型電離箱を試作した。試作電離箱について各種の試験を行ない、出力パルス電流が1.5~2.6
A、電荷収集時間43~100nsの高性能特性を有し、800Cまで作動することを確認した。また600Cで6.510
ncm
に照射試験に耐えまた3年余にわたる炉内実作動試験に耐えた。
田中 俊一; 坂本 幸夫; 山路 昭雄*; 中島 宏; 関田 憲昭; 内藤 俶孝
JAERI-M 84-227, 19 Pages, 1984/12
使用済燃料取扱施設の遮断安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR使用済燃料の一部を抽出し、中性子発生量の絶対測定を行った。この実験は一連の実験についての中性子の線源条件を実験的に与えると同時に、ORIGEN、ORIGEN2等の線源強度計算コードの評価用データを取得することを目的としている。実験では平均燃焼度が約36000MWd/tのPWR使用済燃料集合体の中の上・中・下部の3ヶ所から取出した小サンプルについての測定が行われ、約
7~8%の精度で燃料の単位体積当りの中性子源強度が測定された。
Beam Line前川 洋; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 山口 誠哉; 中村 知夫
JAERI-M 83-219, 28 Pages, 1983/12
強力なD-T中性子源であるFNS(核融合炉物理用中性子源)が日本原子力研究所に設置された。核融合炉ニュートロニクスの研究において、絶対中性子発生量の測定は本質的である。
T(d、n)
He反応で生成する中性子の絶対発生量を決定する手段として、随伴
粒子法が最も適当である。FNSの80ビームラインにシリコン半導体検出器を用いたモニタを主モニタとして取付けた。また、ロングカウンタおよびTh核分裂計数管を補助モニタとして設置した。D-Heとd-D反応の寄与を取除く方法を開発した。最良の条件において、d-T中性子の絶対発生量を2%以下の精度で算定できた。同じ実験期間中では、補助モニタとモニタとの計数の比は統計誤差の範囲で安定であった。
石森 富太郎; H.M.Sammour*
日本原子力学会誌, 3(5), p.344 - 352, 1961/00
クレイグ式カウンタ・カレント抽出法の放射性核種分離への応用を試みた。100%TBP-塩酸系において、主要なF.P.核種個々の行動を調べたのち、100~200日冷却したF.P.混合物から、その構成核種2,3の分離を試み、ジルコニウムとニオブの相互分離・ジルコニウム-ニオブのルテニウムおよびその他のF.P.からの分離などにおける最適条件を研究した。
