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大西 貴士; 小山 真一*; 横山 佳祐; 森下 一喜; 渡部 雅; 前田 茂貴; 矢野 康英; 大木 繁夫
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113755_1 - 113755_17, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The burning of minor actinide (MA) elements, such as neptunium (Np) and americium (Am), in fast reactors (FRs) has been proposed to reduce the volume of high-level radioactive waste. Evaluation of the transmutation behavior of Am for a wide spectral range from thermal to fast neutrons requires experimental validation based on the irradiation of Am targets with well-known isotopic compositions. Four samples each of two types of Am targets, Am-241 oxide and Am-243 oxide, were prepared and irradiated in the experimental fast reactor Joyo under fast neutron flux. Additionally, a ninth sample consisting of Am-241 oxide contained in a MgO pellet was prepared and irradiated in the JMTR under thermal neutron flux. All irradiated samples were analyzed by a radiochemical method. Indexes of the transmutation behavior such as the transmutation ratio, the ratio between burnup and accumulation of an actinide could be evaluated based on the analytical results.
上出 英樹; 柴田 大受
NREL/TP-6A50-77088 (Internet), p.35 - 38, 2020/09
The flexibility of nuclear technology is one of the significant capabilities for advanced reactors when we consider their commercialization. JAEA has several research and development activities aiming at innovation that will provide further flexibility, including a sodium-cooled fast reactor (SFR) and an HTGR. These activities are as follows: (1) Development of an innovative design evaluation code system for SFR and other advanced reactors, (2) Codes and standards for maintenance of innovative reactors, (3) Fast neutron irradiation using the experimental fast reactor, Joyo, (4) Demonstration of higher safety performance of HTGR and the capability of its application to hydrogen production. The details of these activities and how they contribute to improving the flexibility (i.e., operational flexibility, deployment flexibility, and product flexibility) of advanced reactors, such as SFR and HTGR, are explained in this paper.
伊藤 裕道*; 大田 克; 川原 啓孝; 小林 哲彦; 高松 操; 長井 秋則
JAEA-Technology 2016-008, 87 Pages, 2016/05
JAEA-Technology-2016-008.pdf:18.11MB
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害に係る復旧措置の一環として、炉心上部機構交換作業を平成26年3月24日に開始し、同年12月17日に完了した。炉心上部機構は、交換することを前提に設計されたものではなく、これまでに交換した実績も有していないため、旧炉心上部機構を引き抜くことができないリスクがあった。このため、旧炉心上部機構ジャッキアップ試験を実施し、旧炉心上部機構を確実に引き抜ける見通しを得た。引き続き、旧炉心上部機構引抜作業を実施し、当該作業を完遂できた。新炉心上部機構据付作業では、装荷前に仮蓋を案内スリーブに通過させることにより装荷に必要なスペースが確保されていることを確認した。また、位置調整・揺動防止のためのガイドローラー及び所定の位置に精度よく据え付けるための拘束治具を使用した。この結果、有害な干渉がなく装荷され、要求据付精度
1.02mmに対し、0.350.1mmの精度で据え付けることができた。
宇佐美 晋; 岸本 安史; 谷中 裕; 前田 茂貴
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3263 - 3274, 2016/05
本論文は、高速実験炉「常陽」のMK-II炉心における2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較、及び類似コードのORIGEN2.2による計算結果との比較により、JENDL-4.0ライブラリ等の最新の核データライブラリを用いたFPGS90コードの新たな崩壊熱評価手法の妥当性を確認した結果について述べたものである。また、崩壊熱評価手法の合理的な不確かさ幅を評価して設定した。使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定値は、40日から729日の間の冷却時間で、144524Wから1589Wの範囲であった。JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90による崩壊熱計算値(C)は、その測定値と計算誤差の範囲内で一致し、そのC/E値は1.01から0.93の範囲であった。また、FPGS90コードは、ORIGEN2.2コードよりも崩壊熱を約3%大きく評価し、ORIGEN2.2コードと比較して崩壊熱C/E値の改善が見られた。さらに、JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90コードによる崩壊熱C/E値は、JENDL-3.2ライブラリベースに比べて改善し、このライブラリの改善効果への反応断面積の寄与は、崩壊データ及び核分裂収率データライブラリの寄与に比べて支配的であることがわかった。
杉野 和輝; 竹田 敏一*
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.573 - 581, 2015/09
Reduction in uncertainty of Minor Actinide (MA) cross-section data is indispensable for a development of the transmutation technology, which is represented by the study on MA transmutation core concept. One of the most effective measures to attain the desire is to utilize MA irradiation test data with cross-section adjustment technique. For this purpose, most of the available integral data containing MA contributions have been compiled. This paper describes an investigation on improvement of MA cross-section data using the cross-section adjustment method. In order to enhance the reliability of the adjustment, two or more independent MA irradiation test data, which are represented by those measures in Joyo, PFR and Phenix, are utilized.
鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭; 岩崎 隆*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.1041 - 1049, 2015/08
安全性の観点から、ナトリウム冷却高速炉において、自然循環による崩壊熱除去は、最も重要な機能のひとつである。高速炉の炉心冷却は、循環ポンプによる強制対流ではなく、冷却材の温度差による自然循環冷却が可能なように設計される。一方で、低流量である自然循環時のプラント挙動を正確に把握するのは困難である。ここでは、高速実験炉JOYOで行われた自然循環試験のデータを用いて、プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認を行った。4つの空気冷却器を含めたほとんど全ての機器をモデル化し、かつ炉心内の全集合体をモデル化して、自然循環時のシミュレーションを行った結果、100MWからのスクラム後から自然循環状態に移行するまでのプラント挙動を適切にシミュレーションできることが明らかになった。
伊藤 裕道; 鈴木 信弘; 小林 哲彦; 川原 啓孝; 長井 秋則; 坂尾 龍太*; 村田 長太郎*; 田中 淳也*; 松坂 康智*; 立野 高寛*
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.1058 - 1067, 2015/05
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害の復旧のため、ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内保守・補修技術の開発を進めている。炉心上部機構と炉心上部機構案内スリーブのギャップは最小5mmと小さいため、旧炉心上部機構引抜時の水平度管理が十分でない場合、炉心上部機構と炉心上部機構案内スリーブが干渉し、旧炉心上部機構の変形等が生じるリスクがある。当該リスクに対応するため、3点支持構造を有するジャッキアップ治具を開発した。また、各ネジジャッキにロードセルを設置し、旧炉心上部機構が炉心上部機構案内スリーブと干渉した場合に生じる荷重変動を検出することにより、旧炉心上部機構の変形等を防止するとともに、干渉位置を同定する手法を開発した。旧炉心上部機構引抜性確認試験は、2014年5月14日に実施され、旧炉心上部機構が1000mm位置まで許容荷重を超過することなく引き抜くことが可能であることを確認した。本作業で蓄積された稀少な知見・経験は、「常陽」の復旧のみならず、ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内保守・補修技術の開発に大きく資するものと期待される。
推定器を応用した異常反応度検知システムの開発鈴木 勝男; 鈴土 知明; 鍋島 邦彦
日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.24 - 33, 2004/03
本論文ではディジタル最適H推定器を用いて異常反応度の実時間検知を行うシステムについて議論する。本システムは、反応度バランス法に基づき検知するもので、正味反応度推定器,フィードバック反応度推定器、及び反応度バランス回路から構成される。正味反応度推定器及びフィードバック反応度推定器には、それぞれH最適フィルターが用いられた。正味反応度推定器は特に、非線形核動特性を考慮して設計した。また、高速増殖炉の実験炉「常陽」の数値シミュレーションを用いて、本システムの性能が評価された。その結果、本システムは典型的な反応度外乱1￠を0.1￠の精度で数秒以内に検知し、実用に適用できることを確認した。
岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 長島 久雄; 木村 康彦; 松井 寛樹; 荒井 康夫
JAERI-Research 2002-038, 69 Pages, 2003/01
JAERI-Research-2002-038.pdf:12.46MB
原研-サイクル機構共同研究として、ウラン・プルトニウム混合炭・窒化物燃料ピンを原研で作成し、高速実験炉「常陽」で照射試験を実施した。照射後試験のうちサイクル機構で実施した非破壊試験及び窒化物燃料ピンの破壊試験の結果については、既に報告されている。本報告書は、原研で実施した炭化物燃料及び窒化物燃料ピンの破壊試験の結果をまとめたものである。
材料試験炉部
JAERI-Conf 99-009, p.393 - 0, 1999/09
原研材料試験炉部は、韓国原研核燃料サイクル研究試験チームと、原子力の平和利用分野における研究協力実施取り決め(計画3照射後試験技術の開発)に基づき、照射後試験に関連する情報交換を実施してきた。これらの成果のとりまとめとして第3回日韓セミナーを1999年3月25日から2日間、大洗研で開催した。会議には、原研、韓国原研のほか、漢陽大、JNC、東北大金研施設、NFD、NDC等、総勢84名の参加者を得て、照射後試験の現状と将来計画、照射後試験技術、照射後試験データの評価等に関する計33件の講演があり、高速実験炉用燃料棒の再組立法開発、韓国商用炉破損燃料の原因推定等、最新の報告がなされた。また、次世代の照射後試験に対するナノレベルPIE技術、試験空間や利用に関する柔軟性の確保、さらに施設間の相互協力と国際協力の重要性も指摘された。
材料試験炉部
JAERI-Conf 97-006, 178 Pages, 1997/03
照射試験に係わる研究者、技術者が一同に会し、炉内試験の高度化について議論を深め、所内における横断的研究展開を進めるとともに、研究用原子炉における利用の効率的推進に役立てることを目的とする照射基盤ワークショップが1997年1月29日及び30日に、茨城県産業会館(水戸)において開催された。このなかで、国内の研究用原子炉の役割と将来計画、炉内照射試験への取り組み、関連周辺技術の開発、21世紀の炉内照射利用に係わる動向について講演ならびに討論が行われた。本報告書は、16件の講演の内容を収録したものである。また、当日実施した研究用原子炉の利用等に関するアンケート結果についても示した。
渡辺 勝利; 實川 資朗; 浜田 省三; 古平 恒夫; 菱沼 章道
Fusion Engineering and Design, 31, p.9 - 15, 1996/00
被引用回数：6 パーセンタイル：49.65(Nuclear Science & Technology)高速炉JOYOにおいて、668-683Kで最大損傷量22dpa、最大He量9appmまで照射された316オーステナイト鋼を用いて、TIG溶接法による照射後溶接性について検討を行った。得られた結果は、非照射材では溶接金属部破断に伴う延性破壊モードを示したのに対して、照射材では高温(773K)のみならず室温においても粒界脆性破壊モードを示し溶接熱影響部において破断した。照射材で見られたこのような挙動は溶接入熱による粒界He気泡形成と密接に関連しているものと考えられる。
鈴木 友雄; 長谷川 明; 秋元 正幸; 宮本 喜晟; 桂木 学
JAERI 1247, 78 Pages, 1976/10
高速実験炉「常陽」の運転監視に必要な基本的な詳細データを提供できる計算プログラムを開発することを目的にして、詳細計算コードHONEYCOMB、FDCAL-2およびFATEC-3が作成された。HONEYCOMBは3次元六角格子体系を対象に、拡散モデルによる臨界計算を行う詳細核特性解析コードで、制御棒挿入深度予測と、熱水力コードへの入力する詳細熱出力分布も算出する。さらに燃料ピン毎の熱出力や燃焼の計算も可能である。FDCAL-2は炉容器内の下部プレナムから上部プレナムへ至る。すべての冷却材流路の流量配布を計算する。FATEC-3は指定された集合体(燃料、ブランケット)の内部で温度の詳細分布を計算し、安全性確認のための一つのデータであるホットスポット温度の算出も行う。これら三つのコードは連動してJOYPACシステム内の詳細計算サブシステムを形成して、第I部で述べられている簡易計算サブシステムで必要とする基本詳細データのファイルを作成する。本報告はこれらの計算手法を中心に述べている。
桂木 学; 井上 晃次; 清水 彰直*; 吉野 富士男*; 鈴木 聖夫*; 永山 哲*
JAERI 1246, 49 Pages, 1976/10
高速炉実験炉「常陽」の運転監視コードシステムJOYPACを開発した。これを炉心の核特性および熱水特性の予測計算を行ない、かつ運転後の炉心照射履歴を計算することを目的とした。オフラインのコードシステムである。このコードシステムを使用することにより、「常陽」の多様な運転パターンに対して、炉心の諸特性を簡単な操作で精度良く計算し、安全性を確認することができる。また、運転後には炉心の詳細な照射履歴を短時間に精度良く求めることができる。これには照射試験で要求される全ての運転データおよび炉内特性値が含まれる。さらに、「常陽」のオンライン監視システムへのデータの提供、核物質管理のためのデータも提供できる。本コードシステムは詳細計算サブシステムと簡易計算システムより構成される。本研究報告書PartIは、コードシステム全体の概念を明らかにし、簡易計算サブシステムの内容、「常陽」における運用計画、オンライン監視システムとの関連等について述べている。
長沖 吉弘; 関根 隆
no journal, ,
バックエンドロードマップにしたがい、原子力機構は研究施設の廃止措置を進めている。高速炉であるもんじゅは燃料体取出し作業を進め、常陽は再稼働の準備を行っている。我が国は核燃料サイクルを推進する一方、将来の電源構成は不確かである。このため、戦略的に高速炉の使用済燃料を管理する必要がある。
佐々木 悠人; 岩本 信之; 前田 茂貴; 高木 直行*
no journal, ,
我が国では、既存の核分裂炉を用いた医療用放射性同位元素(RI)製造のための国内態勢の整備・実現に向けた研究が進められている。濃縮ウラン(HEU, LEU)を原料としない
Mo/
Tcの製造方法として、高速実験炉「常陽」の炉心周辺に設置される中性子減速場を利用した中性子放射化法による効率的なMoの製造を検討した。その結果、ベリリウム充填率60%の中性子減速集合体を用いて照射場で7日間照射することにより、23133TBqのMoを製造できることがわかった。この量は、2週間に1回の供給を考慮しても、国内の1週間分の需要をまかなえる量である。しかし、常陽は年1回の検査で生産継続が難しいため、他の研究炉や加速器とのベストミックスによる供給体制を確立すれば、安定供給は可能であろう。
佐々木 悠人; 岡垣 昌樹; 前田 茂貴
no journal, ,
高速実験炉「常陽」は、OECD加盟国唯一の高速炉である。燃料増殖やナトリウム自然循環による炉心冷却など、高速炉特有の実証試験に利用されてきた。現在は、新規制基準への適合に向けた工事が進められており、2026年度の再稼働を予定している。再稼働後は、高速実証炉の開発、核融合材料等の照射試験、医療用RIの製造など、多目的に活用される予定である。特に、医療用RIの製造は、
Acの製造に必要な(n,2n)反応など、高速炉特有の高速中性子スペクトルを最大限に活用する方法だけでなく、Moの製造に必要な(n,
)反応のように熱中性子スペクトル環境下での照射も、各種減速材により柔軟に中性子スペクトルを調整することで可能となる。本会議では、高速実験炉「常陽」を用いた医療用RIの製造技術について報告する。
-ray dose rates on the upper core structure of the experimental fast reactor Joyo伊藤 主税; 山本 崇裕; 前田 茂貴; 伊東 秀明; 関根 隆
no journal, ,
高速実験炉「常陽」で行われた旧炉心上部機構(UCS)収納キャスクの遮蔽設計と引き抜き作業の放射線管理に資するため、QADコードによる計算値を炉内の線量率測定結果により補正して、旧UCSの線量率を評価した。この評価手法を検証するため、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)を用いて、旧UCSが収納された状態のキャスク表面の線強度分布を測定した。一方、前述の評価手法によりキャスク表面の線量率を計算し、PSFの検出器応答を求めてPSFによる測定値と比較した。その結果、計算値は測定値の2倍程度で位置分布の傾向は一致した。計算値と測定値の比を用いて計算値を修正した最終評価値は、サーベイメータによる何点かの測定値とおおむね一致し、線評価手法の妥当性を確認した。
Szogradi, M.*; 長家 康展
no journal, ,
第四世代原子炉概念の開発のため、VTTにおいて新ノード法拡散ソルバーが開発されている。その原子炉炉心解析では、モンテカルロ法で群定数を生成し、拡散ソルバーで炉心計算する二段階手法が用いられる。この手法に対する妥当性を評価するため、国際炉物理実験ベンチマークハンドブックで公開されている常陽MK-I炉心の解析を行った。常陽MK-I炉心の群定数を得るためにSerpentモンテカルロコードを用い、その群定数をAntsの入力データとして用いた。中性子スペクトルと出力分布を比較し、Antsコードの一般的な性能評価をするため、SerpentとMVPモンテカルロコードの三次元全炉心モデルによる計算も実施し、三次元Ants常陽モデルを用いて得られた結果と比較した。この比較はAntsノード法拡散ソルバーの高速炉体系に対する初めての妥当性評価となるのものである。
久語 輝彦
no journal, ,
日本原子力研究開発機構の研究用原子炉の運転再開に向けた取組の現状として、原子力科学研究所に設置されている研究用原子炉(JRR-3), 原子炉安全性研究炉(NSRR)及び定常臨界実験装置(STACY)並びに大洗研究所に設置されている高温工学試験研究炉(HTTR)及び高速実験炉(「常陽」)について、平成30年6月末時点での状況を紹介する。
