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論文

Evaluation of radiation effects on residents living around the NSRR under external hazards

求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021115_1 - 021115_11, 2020/04

NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor: 円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。

論文

Evaluation of the radiation effects of residents living around the NSRI under the external hazards

求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor:円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。

報告書

平成25年度研究炉加速器管理部年報; JRR-3, JRR-4, NSRR, タンデム加速器及びRI製造棟の運転、利用及び技術開発

研究炉加速器管理部

JAEA-Review 2014-047, 153 Pages, 2015/02

JAEA-Review-2014-047.pdf:23.43MB

研究炉加速器管理部は、JRR-3, JRR-4, NSRRの研究炉、タンデム加速器及びRI製造棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告書は2013年4月1日から2014年3月31日までの研究炉加速器管理部において実施した業務活動をまとめたものである。

報告書

Behavior of irradiated BWR fuel under reactivity-initiated-accident conditions; Results of tests FK-1, -2 and -3

杉山 智之; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 笹島 栄夫; 永瀬 文久; 更田 豊志

JAERI-Research 2003-033, 76 Pages, 2004/01

JAERI-Research-2003-033.pdf:17.46MB

低温起動時の反応度事故(RIA)条件下における燃料挙動を明らかにするため、燃焼度41$$sim$$45GWd/tUの沸騰水型原子炉(BWR)燃料のパルス照射実験を原子炉安全性研究炉(NSRR)において実施した。試験燃料棒は福島第一原子力発電所三号機で用いられたBWR8$$times$$8BJ(STEP I)型セグメント燃料棒を短尺加工したもので、NSRRにおいて約20ms以内の短時間に293$$sim$$607J/g(70$$sim$$145cal/g)の熱量が与えられた。その際、燃料棒被覆管はペレット・被覆管機械的相互作用により高速に変形したが、被覆管の延性が十分高く破損には至らなかった。被覆管周方向の塑性歪は最大部で1.5%に達した。被覆管温度は局所的に最大約600$$^{circ}$$Cに達しており、X線回折測定の結果はパルス照射時の温度上昇により被覆管照射欠陥が回復したことを示していた。パルス照射による核分裂生成ガスの放出割合は、ピーク燃料エンタルピ及び定常運転条件に依存して、3.1%$$sim$$8.2%の値であった。

論文

Behavior of uranium-zirconium hydride fuel under reactivity initiated accident conditions

笹島 栄夫; 杉山 智之; 中村 武彦; 更田 豊志; 上塚 寛

Proceedings of 7th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management (ENS RRFM2003), p.109 - 113, 2003/03

TRIGA炉燃料として世界的に使用されているウラン水素化物ジルコニウム燃料(U-ZrHx)について、事故条件下での燃料挙動データを得ることを目的とし、NSRR実験を行った。これまでに5回のパルス実験をピーク燃料エンタルピ187$$sim$$483J/gの範囲で実施した。483J/gの実験で被覆管表面最高温度は約840Kに達した。被覆管表面温度は、パルス出力とともに急激に高くなり、187J/g以上の実験でDNBが生じた。DNBは、UO$$_{2}$$燃料棒を用いたNSRR実験と比べ、より低い燃料エンタルピで生じていた。燃料棒内圧は最高1MPaまで上昇した。これは、燃料から解離した水素の放出を示唆している。予備解析によると、480J/gの燃料エンタルピで、平均温度は約1300Kであり、過渡加熱条件での水素の解離圧は平衡圧に比べ十分小さい結果となった。U-ZrHx燃料ではペレットと被覆管のギャップが小さいため、比較的低いエンタルピからペレット/被覆管機械的相互作用による被覆管変形が生じ、過渡変形が最高約3%に達した。試験燃料棒は、これまでの実験範囲では破損は生じず、また337J/g以下の実験では、燃料溶融及びマイクロクラックの発生等の燃料ペレットミクロ組織の変化は観察されていない。

報告書

照射基盤ワークショップ報告書; 1997年1月29日~30日、茨城県産業会館、水戸市

材料試験炉部

JAERI-Conf 97-006, 178 Pages, 1997/03

JAERI-Conf-97-006.pdf:7.27MB

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。

論文

Modeling and analysis of thermal-hydraulic response of uranium-aluminum reactor fuel plates under transient heatup conditions

S.Navarro-Valenti*; S.H.Kim*; V.Georgevich*; R.P.Taleyarkhan*; 更田 豊志; 曽山 和彦; 石島 清見; 古平 恒夫

NUREG/CP-0142 (Vol. 4), 0, p.2957 - 2976, 1996/00

米国オークリッジ研究所で設計・開発が進められている新型研究炉Advanced Neutron Source Reactorでは、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料が使用されるが、現在NSRRではこの燃料を模擬したミニプレート型試験燃料のパルス照射実験を実施している。そこで、NSRR実験条件(強サブクール、自然対流冷却条件)下における同燃料の熱水力挙動について、3次元コードHEATING-7を使用した解析を実施し、解析結果とパルス照射時に測定された被覆材表面温度の過渡記録との比較を通じて、熱伝達モデルの検証を行った。強サブクール条件下における過渡核沸騰熱伝達については、これまでに得られているデータが極めて限られているが、定常核沸騰の場合の3.4~5.4倍の熱伝達率を仮定することによって、解析結果と実験結果の極めて良い一致が得られた。

論文

Transient behavior of low enriched uranium silicide and aluminide miniplate fuel for research reactors

柳澤 和章; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(9), p.889 - 897, 1995/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:28.84(Nuclear Science & Technology)

本報は、研究炉用低濃縮($$<$$20wt%$$^{235}$$U)ウランシリサイド小型板状燃料を用いた過渡実験の結果について報告するものである。燃料板間の流路ギャップを2.38mmとした3枚燃料板集合体をNSRR炉心に装荷後、発熱量78cal/g・fuelまで同時にパルス照射した。本研究より得られた知見をとりまとめると以下のようになる。(1)燃料板間の冷却材横流れが起こらないようにした限定条件下において、燃料板に生じたピーク燃料板表面温度(PCST)は、中央の燃料板で475$$^{circ}$$Cに到達し、両わきの2枚の燃料板に生じたそれら(173$$^{circ}$$Cと192$$^{circ}$$C)を比較して極端に高くなった。流路ギャップ位置における冷却材温度も140$$^{circ}$$Cまで急速上昇し、流路ギャップ位置でない場所での冷却材温度(約50$$^{circ}$$C)よりも高くなった。冷却条件の悪化、特に中央燃料板のそれにも係わらず、3枚のシリサイド小型燃料板には機械的破損が生じなかった。PCSTからのクエンチ速度が比較的ゆっくりであったことと、クエンチによる温度降下幅($$Delta$$T)が小さかったことにより、燃料板に貫通割れを起こすような局所応力が発生せず、このために破損を免れることができたと思われる。

報告書

NSRRウラン水素化ジルコニウム燃料実験における発熱量の解析及び実験用カプセル最大負荷の評価

更田 豊志; 石島 清見; 丹澤 貞光; 中村 武彦; 笹島 栄夫; 加島 洋一; 豊川 俊次; 小林 晋昇

JAERI-Research 95-005, 53 Pages, 1995/01

JAERI-Research-95-005.pdf:1.96MB

現在NSRRでは、TRIGA炉用燃料として世界的に使用されている、ウラン水素化ジルコニウム燃料のパルス照射実験を計画している。本報告書は、ウラン水素化ジルコニウム燃料の特性についてまとめるとともに、NSRRにおけるパルス照射時の発熱量及び燃料温度の解析結果、実験用カプセル設計に必要となる燃料破損時の衝撃圧力及び水撃力の予測最大値の評価結果を示したものである。NSRRにおいて燃料溶融に至る範囲までの実験が可能であることを示すとともに、被覆管の低温破裂、放出水素の膨張仕事及び燃料/冷却材相互作用などを考慮した検討を行い、衝撃圧力及び水撃力の予測最大値を定めた。NSRR実験によって得られる知見は、TRIGA炉の性能向上に大きく寄与するとともに、安全評価のデータベースを拡充し、次世代型TRIGA炉の開発・安全評価に大きく資するものと期待される。

報告書

NSRR実験プログレス・レポート,20; 1988年1月~1989年3月

反応度安全研究室; NSRR管理室

JAERI-M 92-049, 139 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-049.pdf:4.13MB

本報告書は1988年1月から1989年3月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果及びその考察等についてまとめたものである。今期実施した実験は、燃料パラメータ実験12回、冷却条件パラメータ実験5回、高発熱量実験7回、特殊計測実験4回、燃料損傷実験5回、及び照射済燃料予備実験2回である。また、コードの開発・利用の状況についても報告してある。

論文

Dimensional stability of low enriched uranium silicide plate-type fuel for research reactors at transient conditions

柳澤 和章; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(3), p.233 - 243, 1992/03

本報は、試験研究炉用低濃縮ウラニウムシリサイド小型板状燃料を用いた過渡実験研究の結果について、報告するものである。パルス照射は安全性研究炉(NSRR)を用いて行った。得られた結果は、以下の通りである。(1)燃料板温度が400$$^{circ}$$C以下では、供試燃料板は非常に良い寸法安定性を示し、燃料破損はなかった。(2)540$$^{circ}$$C以上では、Al-3%Mg合金被覆材に割れが生じた。被覆材の溶融温度640$$^{circ}$$Cを越えると、曲がりの増加、溶融アルミの流動によって露出した芯材部分の割れにより、燃料板は健全性を喪失した。この様な状況になっても、燃料板の破砕や機械的エネルギの発生は、燃料温度971$$^{circ}$$Cまで全く見られなかった。(3)971$$^{circ}$$C付近の高温領域では、燃料芯材と溶融芯材アルミスは溶融アルミ被覆材との反応が生じた。

報告書

Experimental data report for test JM-2; Series of reactivity initiated accident test in the NSRR with fuel rod pre-irradiated in the JMTR

丹沢 貞光; 更田 豊志; 本間 功三*; 石島 清見; 藤城 俊夫

JAERI-M 91-157, 84 Pages, 1991/09

JAERI-M-91-157.pdf:4.65MB

本報告書は、1990年1月にNSRRにおいて実施された、JMTR前照射燃料を用いた第2回目の実験であるJM-2実験により得られた実験データを取りまとめたものである。実験に使用した燃料は、PWR(14$$times$$14)型の短尺燃料であり、材料試験炉において約26,800MWd/tの燃焼度まで前照射を受けたものである。燃料のパルス照射は、新しく開発した二重容器型の実験カプセルを用い、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行った。パルス照射による燃料の発熱量は、FPの化学分析により、116cal/g・UO$$_{2}$$(ピークエンタルピでいえば87cal/g・UO$$_{2}$$)以下と評価された。本実験では、燃料の破損は生じなかった。本報告書には、実験条件と実験方法、燃料燃焼度の測定結果、パルス照射時の燃料の過渡挙動及びパルス照射後行われた試験検査の結果が含まれている。

報告書

Experimental data report for test JM-1; Series of reactivity initiated accident test in NSRR with fuel rod pre-irradiated in JMTR

石島 清見; 丹沢 貞光; 更田 豊志; 本間 功三*; 藤城 俊夫

JAERI-M 91-127, 77 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-127.pdf:4.15MB

本報告書は、1989年7月にNSRRにおいて実施された第1回目の照射済燃料実験であるJM-1実験により得られた実験データを取りまとめたものである。実験に使用した燃料は、PWR(14$$times$$14)型の短尺燃料であり、材料試験炉JMTRにおいて約20,000MWd/tの燃焼度まで予備照射を受けたものである。燃料のパルス照射は、新しく開発した二重容器型の実験カプセルを用い、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行った。パルス照射による燃料の発熱量は、FPの化学分析により126cal/g・UO$$_{2}$$(ピーク燃料エンタルピでいえば95cal/g・UO$$_{2}$$)以下と評価された。本実験では燃料は破損しなかった。本報告書には、実験条件と実験方法、燃料燃焼度の測定結果、パルス照射時の燃料の過渡挙動及びパルス照射後行われた試験検査の結果が含まれている。

論文

軽水炉燃料の過出力事故時の冷却と破損

傍島 眞

第28回日本伝熱シンポジウム講演論文集, p.718 - 720, 1991/05

軽水炉燃料の過出力事故時の破損に対する冷却条件の影響について実験的に調べるために、炉内カプセルによる燃料棒照射を行った。燃料棒には緩・速過出力変化を与え結果を比較した。燃料棒破損のエンタルピしきい値は、冷却条件に強く影響された。流路管径が小さいとしきい値は幾分低下し、流体流速が速いとしきい値が上昇した。緩い過出力の破損しきい値は、速い過出力のそれより低かったが、破損モードには両者で目立った違いはなかった。

論文

Measurement and preliminary analysis on transient cladding deformation during reactivity initiated accident conditions

石島 清見

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(2), p.81 - 92, 1985/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:38.26(Nuclear Science & Technology)

反応度事故条件下における被覆管過渡変形の測定をNSRR炉を用いて試みた。実験では常温常圧の水を封入したカプセルに歪ゲージを接着したPWR型の試験燃料を収め、パルス運転により急速加熱した。その結果、ペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)による被覆管の周方向歪を歪ゲージを用いて測定することに成功した。用いた歪ゲージは一般鋼用であったが、温度補償に対し適切な補正を行えば、ジルカロイに対しても使用できることが知れた。また、歪ゲージによる測定データは燃料破損挙動解析用コードの燃料変形モデルの検証に非常に有用であること、および予備解析の結果、GAPCON-THERMAL-1コードのペレット変形モデルが反応度事故条件下における燃料棒変形の予備に対し優れていることが明らかとなった。

報告書

NSRRディジタル・シミュレータの開発

石島 清見; 稲辺 輝雄

JAERI-M 84-203, 67 Pages, 1984/11

JAERI-M-84-203.pdf:1.46MB

原子炉制御系を含むNSRRの動特性シュミレーションを行うために、NSRRディジタル・シュミレータを開発した。本プログラムは、アナログ計算機と同等の機能を有するプログラム、ANACOMとNSRRの動特性解析用プログラム、EXCURS-NSRRを結合したものである。ANACOMは汎用性を有するプログラムであり、他の動特性プログラムとの結合も容易である。また、アナログ計算機の使用経験があれば容易に入力データが作成できると共に、アナログ計算機の各種の欠点を克服している。本プログラムを用いたサンプル計算の結果、NSRRの炉特性改良に伴う原子炉制御系の変更に関し貴重な知見が得られ、NSRRディジタル・シュミレータは十分に実用に耐える性能を有することが示された。

報告書

反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材流動の影響(2);NSRRインパイル水ループ実験結果

岩田 耕司; 藤城 俊夫; 菊地 孝行; 小林 晋昇

JAERI-M 82-137, 51 Pages, 1982/10

JAERI-M-82-137.pdf:1.6MB

本報告書は反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材の流動挙動の影響を調べるために、NSRRインパイル水ループ実験装置を用いて行った実験の結果をまとめたものである。本実験に先立って、大気圧カプセル内に小型の循環部を組込み実施した強制対流実験により、冷却材の流動が燃料挙動に大きな影響を持つことが明らかになったが、本実験はこの結果にもとづき、また、今後予定している動力炉条件を模擬した高温高圧ループ実験に備えての中間段階の実験として実施したものである。実験はPWR型の標準試験燃料用い、系の圧力1.1MPa、冷却材流速3~6m/s、冷却材サブクール度30~80$$^{circ}$$Cの条件で行った。この結果、系の圧力、流速、サブクール度等の冷却材条件がいずれも大きな影響を持つことが判明した。

報告書

反応度事故時燃料挙動に及ぼす燃料棒支持条件の影響

岩田 耕司; 星 蔦雄; 吉村 富雄*

JAERI-M 9927, 21 Pages, 1982/02

JAERI-M-9927.pdf:1.14MB

燃料棒支持条件が反応度事故条件下における燃料挙動に及ぼす影響を調べるための燃料照射実験を実施した。支持条件として、(1)試験燃料棒の両端を固定し、過渡時の長手方向熱伸縮を拘束する支持条件(両端固定)、および(2)NSRRにおける通常の支持方法とは逆に上端を固定し、下端を自由とする支持条件(上端固定)を考慮した。実験の結果、次の結論を得た。(1)両端固定支持条件下では、片端固定の場合に比べて、燃料棒の曲がりが大きくなり、低い発電量で被覆管にクラックが入り易くなる。しかし、被覆管に延性が残っているとクラックは被覆管を貫通しない。破損しきい値は、片端固定の場合と変わらない。(2)片端固定支持条件下での燃料破損に関して、過渡中の振動により燃料棒に作用する曲げモーメントは、燃料破損に直接影響を与えない。

論文

Evaluation of effective energy deposition in test fuel during power burst experiments in NSRR

大西 信秋; 稲辺 輝雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(7), p.528 - 542, 1982/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:71.82(Nuclear Science & Technology)

NSRRにおける反応度事故条件下の燃料挙動に関する実験的研究では、試験燃料内の発熱量の時間変化を知ることが燃料の破損挙動を解明する上で重要な課題である。試験燃料内の発熱量の時間変化を知るためには、十数桁にわたる即発パルス出力と遅発ランアウト出力を詳細に測定する必要がある。本稿は、二種類の中性子検出器を組み合わせることによって広範囲の出力挙動を測定する方法と、この方法によるNSRRの出力挙動の測定結果について述べたものである。また、本報告では比較のために行なったNSRRの動特性解析の結果と試験燃料内の核分裂あたりの放出エネルギーの時間変化を求めるために行なった解析について述べた。

報告書

NSRR実験データ・バンク・システムの開発,1; 処理プログラムの概要とデータ・パンクの現状

石島 清見; 植村 睦*; 大西 信秋

JAERI-M 9261, 57 Pages, 1981/01

JAERI-M-9261.pdf:1.65MB

NSRR実験は、既に430回を数え、得られたデータの量は膨大なものであり、今後もますます増加すると考えられる。このような状況から、NSRR実験データの収録と整理および利用の効率化を図るためにNSRR実験データ・バンク・システムの開発を計画し、データ・バンク処理用プログラムDTBNKを作成すると共に、実験データの一部を集録し、データ・バンク・システムの基本的部分を完成した。本報ではデータ処理プログラムの概要説明と利用方法および、データ・バンク・システムの現状について述べた。

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