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報告書

JMTR改良LEU炉心の熱水力解析

田畑 俊夫; 長尾 美春; 小向 文作; 那珂 通裕; 武田 卓士*; 藤木 和男

JAERI-Tech 2002-100, 108 Pages, 2003/01

JAERI-Tech-2002-100.pdf:4.44MB

JMTRの燃料の最高燃焼度を増加させて燃料をより有効に使用し、年間運転日数の増加を図れるよう、炉心構成の改良を検討した結果、改良LEU炉心として、従来のLEU炉心中央部の反射体要素2体に代えて燃料要素2体を追加した新しい炉心構成を決定した。本報告書は改良LEU炉心の安全評価にかかわる熱水力解析の結果をまとめたものである。解析の範囲は、熱設計にかかわる定常解析,運転時の異常な過渡変化及び事故について、それぞれ原子炉設置変更許可申請書の添付書類八,同十に記載された事象である。解析条件は核計算によって得られた熱水路係数等に基づいて保守的に定めた。解析により燃料温度,DNBR,一次系冷却水温度に関する安全上の判断基準を満足することを確認し、これらの結果は原子炉設置変更許可申請に使用された。改良LEU炉心についての設置許可は平成13年3月27日に取得し、同年11月の第142サイクルより同炉心による運転を開始した。

報告書

JMTR改良LEU炉心の核特性解析

小向 文作; 那珂 通裕; 田畑 俊夫; 長尾 美春; 武田 卓士*; 藤木 和男

JAERI-Tech 2002-067, 75 Pages, 2002/08

JAERI-Tech-2002-067.pdf:3.41MB

JMTRでは、燃料の燃焼度を増加させてより有効に利用することによって運転日数を大幅に増加させる検討を行った結果、従来のLEU炉心に対して標準燃料要素を新たに2体追加して燃料要素29体で構成された改良LEU炉心を考案した。本炉心の核特性をSRACコードシステムを用いて解析した結果、LEU炉心と比べて運転サイクル開始時の過剰反応度が若干大きくなるなどの違いはあるものの、JMTRの安全設計における核特性の設計方針を満足することを確認した。また、本炉心では1サイクル当たり最長32日までの運転が可能であり、燃料要素平均の燃焼度を最高約54%まで増加できることから、従来の4サイクル分の燃料要素消費数で年間180日以上の運転が可能なことがわかった。

報告書

JRR-4シリサイド燃料炉心の燃料要素冷却水流量の測定

山本 和喜; 渡辺 終吉; 永冨 英記; 神永 雅紀; 舩山 佳郎

JAERI-Tech 2002-034, 40 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-034.pdf:1.97MB

JRR-4は3.5MWのスィミングプール型研究用原子炉であり、濃縮度低減化計画の下で濃縮度90%の燃料を20%の燃料に交換して1998年7月に臨界に到達した。燃料濃縮度低減計画の一環として流路閉塞事象等の安全解析を実施した結果、熱水力的な余裕を持たせる必要があるとの結論を得たため、炉心の冷却水流量を増加させる検討を実施した。炉心流量を増加させる対策としては、炉心部におけるバイパス流を低減すること及び1次冷却水流量を7m$$^{3}$$/minから8m$$^{3}$$/minへ変更することにより燃料要素の流量を増加させた。流速測定用模擬燃料要素による流量測定の結果、燃料板間の流速は設計値の1.44m/sに対し、1.45m/sとの測定結果が得られ、炉心流量に対する全燃料要素の流量の比が0.88となり、安全解析で用いた0.86を超えていることを確認した。これらの炉心流量増加のための対策を述べるとともに、各燃料要素の冷却水流量測定結果について報告する。

論文

Progress towards the establishment of integrated safeguards in Japan

内藤 香; 小川 壮*; 長部 猛*

Proceedings of 42nd INMM Annual Meeting, 12 Pages, 2001/00

我が国のIAEA保障措置強化合理化の取組みの一環として行ってきている統合保障措置の確立に向けた諸施策についてその経緯・現状,将来への課題について概説する。

論文

Feasibility study for improvement of efficient irradiation with LEU core in JMTR

那珂 通裕; 長尾 美春; 小向 文作; 田畑 俊夫

Proceedings of 7th Meeting of the International Group on Research Reactors (IGORR-7) (CD-ROM), 7 Pages, 1999/10

現在、JMTRはLEUとMEU燃料を使用した炉心により、年間4~5サイクル、1サイクル当たり約25日間の運転を行っているが、来年からはLEU燃料のみの炉心による運転が予定されている。また最近、年間の運転日数の増加による高フルエンス照射の要望が高まっている。そこでLEU燃料の燃焼度向上による運転日数の増加を図れる炉心構成について検討し、核・熱水力学的解析を行った。その結果、標準燃料数を現在の22本から24本に増加し、現在の2サイクル使用(燃料フォロワは1サイクル使用)から、3サイクル(燃料フォロワは2サイクル使用)とする8-8-8炉心により、年間180日の運転が可能であること、50%を越える燃料平均燃焼度が達成できることが示された。この変更による照射場の中性子フラックスはほとんど変わらず、また、安全評価上の基準も十分満たせる見通しを得た。したがって、本炉心構成によって今後のJMTRの照射効率と燃料経済性の向上が可能であることがわかった。

論文

Conversion of JRR-4 fuel to LEU

渡辺 終吉; 中島 照夫; 海江田 圭右

JAERI-Conf 99-006, p.119 - 124, 1999/08

研究炉燃料の低濃縮化計画により、JRR-4は1998年7月、低濃縮燃料に転換した。核熱水力設計の結果ウラン密度は3.8g/cm$$^{3}$$に決められた。この濃縮度低減化は、同様の性能を維持しつつ、炉心の構造、寸法及び燃料数を変更することなく達成された。さらに、原子炉施設、利用設備の改造が行われた。JRR-4は1998年9月に最大出力に到達した。原子炉の性能は、予測通り非常によい性能を示している。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のためのTHYDE-Wコードによる冷却異常事象解析

神永 雅紀; 山本 和喜

JAERI-Tech 97-016, 120 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-016.pdf:3.76MB

JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl$$_{x}$$-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための冷却異常事象の解析について述べたものである。評価すべき冷却異常事象として、運転時の異常な過渡変化及び事故の計6事象を選定し、THYDE-Wコードにより解析した。その結果、選定した冷却異常事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心の炉心定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析

神永 雅紀

JAERI-Tech 97-015, 74 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-015.pdf:1.93MB

JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl$$_{x}$$-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析について述べたものである。JRR-3には定格出力20MWの強制循環冷却モードと、最高出力200kWの自然循環冷却モードがある。解析結果から、JRR-3シリサイド燃料炉心は、通常運転時において十分な安全余裕を有すると共に、炉心流路閉塞時には事故時の判断基準を満足することを確認した。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のためのEUREKA-2コードによる反応度投入事象解析

神永 雅紀

JAERI-Tech 97-014, 125 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-014.pdf:4.04MB

JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl$$_{x}$$-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3シリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化5事象を選定し、EUREKA-2コードにより解析した。その結果、選定した反応度投入事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。

報告書

JRR-4シリサイド燃料炉心の炉心定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析

神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉

JAERI-Tech 96-039, 72 Pages, 1996/09

JAERI-Tech-96-039.pdf:2.43MB

JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱水力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する。本報告書は、JRR-4低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析について述べたものでる。JRR-4には定格出力3.5MWの強制循環冷却モードと、最高出力200kWの自然循環冷却モードがある。炉心流路閉塞事故を含む強制循環冷却時の解析ではCOOLODコードを、自然循環冷却時の解析ではCOOLOD-N2コードを用いた。解析結果から、JRR-4シリサイド燃料炉心は、通常運転時及び炉心流路閉塞事故時においても十分な安全余裕を有することを確認した。

報告書

JRR-4シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象解析

神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉; 中野 佳洋

JAERI-Tech 95-040, 79 Pages, 1995/07

JAERI-Tech-95-040.pdf:2.25MB

JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱出力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-4の低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化4事象を選定して解析した。解析では、1点近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。その結果、選定した反応度投入事象は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足し、いずれも安全が確保されることを確認した。

論文

Dose analysis in safety and site evaluation for the JMTR core conversion to LEU fuel

土田 昇; 白石 忠男; 高橋 豊; 稲田 征二; 北野 匡四郎; 斎藤 実; 二村 嘉明

ANL/RERTR/TM-19, CONF-9209266, 0, p.259 - 266, 1995/00

JMTR炉心をMEU燃料からLEU燃料へ変更するための安全評価及び立地評価において線量評価を実施した。安全評価では、環境への放射性核分裂生成物の放出を伴う設計基準事故時の敷地周辺公衆に対する実効線量当量を評価した。立地評価では、重大事故及び仮想事故における公衆に対する最大線量を評価した。評価の結果、事故時の公衆に対する放射線被ばくのリスクは非常に小さいこと及びLEU炉心においても現在のMEU炉心と同様に立地条件が適切であることが確認された。

論文

Study on the reliability of silicide fuels at elevated temperatures

柳澤 和章; 藤城 俊夫

Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors; ASRR-IV, p.58 - 69, 1993/00

試験・研究炉では、燃料濃縮度を低減化(例えば40wt%$$^{235}$$Uから20wt%$$^{235}$$U)するため、燃料のシリサイド化(7wt%Si+93wt%U)が進められている。原研の安全性試験研究炉(NSRR)では、シリサイド燃料の過渡時ふるまいを研究するため、パルス照射を未照射シリサイド燃料板($$rho$$=4.8gU/cc)に課す試験研究を実施した。本報は、燃料被覆材(AG3NE)の溶融である640$$^{circ}$$Cをはるかに超えた970$$^{circ}$$Cに至るまでの、高温下に於ける燃料板の健全性について、パルス後の照射後試験データから得た知見をとりまとめたものである。その結果、400$$^{circ}$$C以上になると燃料の寸法安定性が喪失して行くこと、また95cal/g・fuel以上になると「焼き割れ」による機械的破損が生ずること等が明らかになった。

報告書

JMTR低濃縮燃料炉心の安全解析,3; 安全評価及び立地評価における事故時の線量評価

土田 昇; 北野 匡四郎; 白石 忠男; 高橋 豊; 稲田 征二; 斎藤 実; 二村 嘉明

JAERI-M 92-152, 92 Pages, 1992/10

JAERI-M-92-152.pdf:2.71MB

JMTR燃料の低濃縮(LEU)化に係る安全評価及び立地評価において事故時の敷地周辺の公衆に対する線量の評価を行った。安全評価では、放射性核分裂生成物の環境への放出を伴う事象として燃料取扱事故及び炉心流路閉塞事故について敷地周辺の公衆の実効線量当量を評価した。立地評価では、放射性物質の放出の拡大の可能性のある炉心流路閉塞事故を立地評価事象に選定し、多量の放射性核分裂生成物の環境への放出を仮定し、敷地周辺公衆の最大線量を評価した。評価の結果、事故時における公衆に対する放射線被ばくのリスクは十分小さいこと、立地条件が適切であることが確認された。

報告書

JMTR低濃縮燃料炉心の核特性

永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 小池 須美男; 斎藤 実; 二村 嘉明

JAERI-M 92-098, 81 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-098.pdf:1.81MB

JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、核特性解析を実施した。LEU燃料への移行においては、高ウラン密度のシリサイド(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$)燃料を採用するとともに、(1)連続運転日数を現12日から25日に延長する、(2)サイクルの初期過剰反応度を低減するために、可燃性吸収体として直径0.3mmのカドミウムワイヤを燃料要素の側板に挿入する、の二項目を満足するように変更する予定である。本報告は、JMTRのLEU燃料炉心の核特性解析について述べたものである。解析の結果、LEU燃料炉心の核特性はMEU燃料炉心と同様であること、Cdの可燃性吸収体の使用は有効であることを示している。

報告書

JMTR低濃縮燃料炉心の安全解析,1; 反応度投入事象解析

永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明

JAERI-M 92-095, 68 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-095.pdf:1.52MB

JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、反応度投入事象に関する解析を実施した。評価すべき反応度投入事象として、以下に挙げる運転時の異常な過渡変化に関する4事象及び事故に関する1事象を選定し解析の対象とした。(1)運転時の異常な過渡変化、(1)起動時における制御棒の異常な引抜き、(2)出力運転中の制御棒の異常な引抜き、(3)照射試料による反応度付加、(4)冷水導入による反応度付加、(2)事故、(1)照射装置の破損による反応度の異常な付加、解析は、1点を近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析の結果、選定した反応度投入事象については、運転時の異常な過渡変化時および事故時の安全性を判断する基準を満足することを確認した。

報告書

JMTR低濃縮燃料炉心の核的ホットスポットファクタ

永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明

JAERI-M 92-042, 92 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-042.pdf:2.18MB

JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、ホットスポットファクタの検討を実施した。本報告は、LEU燃料を使用する炉心の熱設計及び安全解析に用いられるホットスポットファクタのうち核的ホットスポットファクタについて、計算方法及び結果について述べている。核的ホットスポットファクタの各因子は、核計算により求めることとし、検討した。その結果、核的ホットスポットファクタの最大は、3.14となった。

論文

JRR-3改造炉の特性

一色 正彦; 高橋 秀武; 市川 博喜; 白井 英次

日本原子力学会誌, 34(2), p.108 - 118, 1992/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:49.13(Nuclear Science & Technology)

JRR-3改造炉は、平成2年3月22日初臨界を達成した後、ゼロ出力試験、出力上昇試験等の特性試験を経て、11月からは熱出力20MWでの利用運転を開始し、3年6月には平衡炉心に到達した。この間、炉心核・熱水力特性、原子炉運転制御性能、実験利用設備性能、遮蔽性能等種々の特性測定が実施され、その結果、JRR-3改造炉が汎用研究炉として世界でもトップレベルの性能を有していることが確認された。

論文

Progress in safety evaluation for the JMTR core conversion to LEU fuel

桜井 文雄; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 小向 文作; 安藤 弘栄; 中田 宏勝; 坂倉 敦; 新保 利定; 斎藤 実; 二村 嘉明

Proc. on 12th Int. Meeting,Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, p.269 - 280, 1991/00

材料試験炉部では、JMTRのLEU化に係る安全審査のための準備作業の一環として、LEUシリサイド燃料に関する各種の試験・開発を進めている。この内、今回は、可燃性吸収体Cdワイヤ入りLEU炉心の核計算法の開発、LEU燃料要素の活動試験及びLEUシリサイド燃料のFP放出実験について報告する。

論文

Analyses on LEU conversion of research and test reactors at JAERI

安藤 弘栄; 斎藤 実; 鶴田 晴通; 二村 嘉明; 桜井 裕

Transactions of the American Nuclear Society, 56, p.577 - 578, 1988/00

原研の試験研究炉において燃料の濃縮度低減化が進められている。シリサイド燃料を用いた低濃縮化は今後、JMTRで行う予定である。JRR-3は当初アルミナイドの低濃縮燃料を用いるが、その後シリサイド燃料に移行することが必要になると考えられる。移行に際しては照射特性上及び安全上、炉心の核・熱水力特性がアルミナイド炉心と同等であることが望ましい。このため、JRR-3炉心について核計算及び熱計算を行いアルミナイド炉心とシリサイド炉心の比較を行った。その結果、大きな差がないことが確認された。JMTRについては、今後詳細な安全解析を行うが、その第1ステップとして定常時の熱特性計算を行い、現在のアルミナイド炉心との比較をおこなった。

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