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岸本 克己; 有金 賢次*
JAERI-Tech 2005-016, 83 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-016.pdf:10.52MB
現在解体を進めているJRR-2では、1997年に提出した解体届に記載されている原子炉本体の放射化放射能量に対する再評価を行った。再評価では、当初2次元体系で行っていた中性子束分布計算に3次元体系を導入し、3次元輸送計算コードTORTを用いて計算することにより、多様な水平実験孔における中性子ストリーミング効果の影響を精度よく評価することができた。その結果、水平実験孔及び生体遮蔽体における過剰な過大評価傾向が改善され、両構造物の合計放射化放射能量が解体届における評価の1/18(原子炉永久停止から1年後の場合)まで低下した。それに伴い、両構造物が6割程度を占めていた原子炉全体の放射化放射能量に対する割合も大きく低下し、放射化放射能量の上位構造物が変化することとなった。このことは、多様な実験孔を多く持ち、炉体形状が複雑な研究用原子炉の放射化放射能量評価における3次元体系導入の有効性を示している。再評価による原子炉本体の放射化放射能量は、制御棒,熱遮蔽板及び水平実験孔に依存し、原子炉永久停止から1年後では1.9
10
Bqとなった。
中野 正弘; 有金 賢次; 大川 浩; 鈴木 武; 岸本 克己; 照沼 章弘; 矢野 政昭; 桜庭 直敏; 大場 永光
JAERI-Tech 2003-072, 92 Pages, 2003/08
JAERI-Tech-2003-072.pdf:6.99MB
JRR-2の解体計画及び第3段階前半までの解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等についてまとめた。JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止し、平成9年5月原子炉の解体届を提出した。解体工事は、平成9年度から平成19年度までの11年間を4段階に分けて実施し、第4段階で原子体を一括撤去した後残存する原子炉建屋等を有効利用する計画で、平成9年8月工事を開始した。第1段階の原子炉の機能停止措置等は平成10年3月に、第2段階の原子炉冷却系統施設の系統隔離及び原子炉本体の密閉等は平成12年2月に、第3段階前半のトリチウム等の除染試験等は平成14年3月にそれぞれ計画どおり終了した。現在、平成15年度末終了の計画で、第3段階後半の原子炉冷却系統施設等の撤去工事を実施している。
JRR-2管理課
JAERI-Tech 94-014, 279 Pages, 1994/08
JRR-2は昭和35年10月1日、初臨界に達して以来、30年以上にわたり、原子力用燃料・材料の照射試験、RIの生産、中性子ビームを利用した中性子回折実験、医療照射(BNCT)等原子力における研究・開発の広範な分野に利用されてきた。この間、熱遮蔽軽水系への重水漏洩をはじめとする種々のトラブルが発生したが、その都度、その当時の最新技術を駆使し、関係者の努力により一つ一つ解決し、このような長期にわたる利用運転を可能にしてきた。しかし、平成6年4月、経年劣化等を考慮し、短期間利用運転へと運転形態を変更した。この節目の時期にあたり、JRR-2における30年以上にわたる運転管理、保守整備、改造及び利用についての成果をまとめた。
白井 英次; 青山 功
原子力工業, 35(12), p.41 - 50, 1989/12
最近の原研における研究用原子炉、主としてJRR-2及びJRR-4、の利用設備について紹介するとともに、これらの設備の利用の状況についてまとめ、分析を行なった結果を述べたものである。さらに、最近の利用者の要望をとりいれて改造を進めているJRR-3の利用計画について示してある。
野村 俊文; 松井 智明; 渡部 孝三*
保健物理, 22, p.277 - 281, 1987/00
JRR-2の排気筒からは原子炉運転中、
Rb,
Cs,IなどのFPとCl,
Br,
Hgなどの放射化物が排出される。発生源は、実験孔などの照射孔であることが知られている。また、実験孔はAl材で構成されていることから、排出核種のうちFPの発生原因はAl材中の天然ウラン不純物ではないかと推定されている。これを確認する目的でAl材を中性子で照射することにより、これらの放射性物質が発生するかどうかを測定した。Al材は照射キャプセル(Al製)に封入し、JRR-2の実験孔で照射した。キャプセル内で発生した放射性物質はキャリヤガスで放出し放射能を測定した。この結果、キャリヤガスからはRb,
Xe等のFPおよび放射化生成物のBr,Hg,Clが検出された。このことからFPの発生原因は、Al材中に含まれる天然ウランによるものであるという結論を得た。またBrなどの放射化生成物の発生原因は実験系の表面汚染によるものであるとの結論を得た。
黒沢 正義; 鳥居 義也
JAERI-M 86-052, 56 Pages, 1986/03
JRR-2は熱出力10MWの重水減速・重水冷却の研究用原子炉である。燃料は93%濃縮ウラン・アルミニウム合金を用いている。JRR-2では、濃縮度低減化計画に基づき、燃料の濃縮度を93%から45%に変更する計画を進めている。この計画遂行の基本方針は、大幅な計画変更なしに原子炉の従来の性能を維持する事である.今回、この45%濃縮ウラン・アルミニウム分散型合金燃料を用いた炉心の核設計計算を行った。その結果、反応度、中性子束及び燃焼特性等の炉心特性の大幅な低下を引き起こさずに濃縮度の低減が達成できる事が示された。本報告はこれらの結果を纏めたものである。
宮坂 靖彦
JAERI-M 7484, 25 Pages, 1978/01
この資料は、東海研究所にある研究用原子炉JRR-2の改修についてまとめたものである。JRR-2は、サポートリングと重水タンク間の金属パッキン不良による重水漏洩、下段遮蔽プラグの腐食及び制御棒の故障を改善するため、1973年12月炉を停止した。主要改修内容は、サポートリング部での重水漏洩を止める立上りシール溶接、炉心上部遮蔽体の交換及びヘリウム系の改良である。また、制御棒装置及び燃料交換キャスクは改良型の新しいものと交換した。被照射空気系の改良工事は、改修計画の途中で、アルゴン-41放出低減対策として追加lされた。以上の作業は順調に1975年9月まで完了したが、軽水タンクの下につながるスタンド・パイプにおいて軽水漏れが1975年11月11日に起り、その補修約4ヶ月を要した。しかし、改修後の運転実積からみて、改修の質としては満足すべきものであり、その過程をまとめた本報は、炉の改修技術として十分な意味をもつものと考える。
鈴木 義雄; 吉島 哲夫; 重本 雅光; 近藤 忠美; 田中 純利; 鎌田 崇; 浅見 哲夫
JAERI-M 6862, 22 Pages, 1977/01
JRR-2では原子炉運転時にFPの放出がこれまでに2回確認された。JRR-2のFFDでは破損燃料要素の位置決め(ロケーション)は全く不可能である。そこでJRR-2におけるロケーション技術の確立を目的として、各燃料要素上部の重水をサンプリングし、
および
線放射能並びに線スペクトルによる核種分析などの測定を行なった。破損燃料要素は1回目がTM-15、2回目がMB-403と断定できた。これらの燃料要素取り出し後、重水の放射能は低下し、FFD指示値も正常に戻った。2回のロケーションによって、原子炉停止1~3日の間では、
Tc、Xeを測定対象核種とし、線スペクトル並びに線放射能測定を併用することによりFP放出燃料要素の位置決めが比較的早く確実にできる事がわかった。
舩橋 達
JAERI-M 5364, 82 Pages, 1973/08
JRR-2に設置されている中性子分光器(PTNS)と、中性子回折装置(CTNS)の小型計算機(HITAC-10)による、オンライン制御系が完成し、順調に稼動を続けている。このレポートは、この系を実地に操作するための解説に重点をおいて、ソフ卜ウェアの内容がまとめられたものである。数度にわたる改良を経て、現段階では十分に満足すべき動作をしている。とくに、データの入出力のしやすさと、異なった機能をもつ2系統の装置の両立性のために配慮がなされている。今後も若干の修正や補足が加えられるであろうが、基本的部分は変ることはないであろう。
