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論文

Calculation of tritium release from driver fuels into primary coolant of research reactors

Ho, H. Q.; 石塚 悦男

Physical Sciences and Technology, 5(2), p.53 - 56, 2019/00

試験研究炉の運転に伴って1次冷却材中のトリチウム濃度増加が報告されている。JMTRとJRR-3Mの運転中に1次冷却材に放出されるトリチウム放出源を明らかにするために、ドラーバー燃料から放出されるトリチウム量をMCNP6とPHITSコードで計算した。計算の結果、JMTRとJRR-3Mのドラーバー燃料からの放出されるトリチウム量は、1サイクル運転あたり10$$^{7}$$及び10$$^{6}$$Bqであること、この値は測定データより約4桁低いことが明らかとなった。この結果は、両炉のドラーバー燃料から放出されるトリチウム量は無視できるレベルであることを示している。

報告書

中性子反射体のLi及びU不純物からのトリチウム反跳放出計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I.*; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2018-010, 33 Pages, 2018/11

JAEA-Technology-2018-010.pdf:2.58MB

試験研究炉の一次冷却材へのトリチウム放出機構解明の一環として、PHITSを用いてベリリウム、アルミニウム及び黒鉛製中性子反射体中のLi及びU不純物から反跳放出するトリチウムについて計算した。また、この結果を用いて、具体的にJMTR及びJRR-3Mのベリリウム中性子反射体を想定し、MCNP6及びORIGEN2でLi及びU不純物から生成するトリチウム量を計算してトリチウムの反跳放出量を評価した結果、Li及びU不純物から反跳放出するトリチウムは、ベリリウムから反跳放出するトリチウムに対して無視できる程度であり、それぞれ2桁及び5桁程度小さいことが明らかとなった。

論文

Evaluation of tritium release curve in primary coolant of research reactors

石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*

Physical Sciences and Technology, 4(1), p.27 - 33, 2018/06

試験研究炉の運転に伴って1次冷却材中のトリチウム濃度増加が報告されている。トリチウム放出源を明らかにするために、JMTRとJRR-3Mについて1次冷却材中のトリチウム放出率曲線を評価した。トリチウム放出量は、新しいベリリウム要素に交換すると小さくなること、交換後は運転に伴って増加することが明らかとなった。この結果は、ベリリウム要素が1次冷却材中のトリチウム放出に大きな影響を与えていることを示している。1次冷却材中のトリチウム放出率曲線を評価した結果、$$^{9}$$Beの(n,$$alpha$$)で生成する$$^{6}$$Liがトリチウム放出に影響すること、JMTR及びJRR-3Mの1次冷却材中のトリチウム放出源はベリリウム要素が主因であることが明らかとなった。更に、照射時間に伴うトリチウム放出率データがばらつくこと、バラツキはJRR-3MよりJMTRの方が早期に見られることも明らかになった。

報告書

PHITSコードによる中性子照射下ベリリウムからの反跳トリチウム放出率計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2016-022, 35 Pages, 2016/10

JAEA-Technology-2016-022.pdf:3.73MB

試験研究炉の一次冷却水中へのトリチウム放出機構解明の一環として、ベリリウム炉心構成材からの反跳トリチウム放出率を評価するためPHITSコードを用いた場合の計算方法について検討した。この結果、線源に中性子またはトリトンを用いた場合、両者とも反跳トリチウム放出率は同程となったが、トリトン線源の計算速度が2桁程度速いことが明らかとなった。また、トリトン線源を用いて反跳トリチウム放出率を有効数字2桁の精度で求めるためには、単位体積あたりのヒストリー数が2$$times$$10$$^{4}$$ (cm$$^{-3}$$)程度になるまで計算すれば良いことが明らかとなった。更に、トリトン線源を用いてベリリウム炉心構成材の形状と反跳トリチウム放出率の関係を調べたところ、反跳トリチウム放出率はベリリウムの体積当たりの表面積に対して線形となったが、従来の式を使って求めた値の約半分となった。

論文

A Modelling study on water radiolysis for primary coolant in PWR

向井 悟*; 梅原 隆司*; 塙 悟史; 笠原 茂樹; 西山 裕孝

Proceedings of 20th International Conference on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems (NPC 2016) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2016/10

日本のPWRでは、水の放射線分解抑制のために、一次冷却材中の溶存水素濃度は25$$sim$$35cc/kg-H$$_{2}$$Oの範囲に制御されている。しかし、日本では被ばく低減の観点から、溶存水素濃度の低下を目指している。そこで、溶存水素濃度を低下したときの一次冷却材中の放射線分解生成物の濃度について、$$gamma$$線,高速中性子、及び$$^{10}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li反応によるアルファ線を考慮した放射線分解モデルにより評価した。その結果、溶存水素濃度が5cc/kg-H$$_{2}$$Oに低下しても放射線分解が抑制されることが示された。異なるG値と主要反応の速度定数がH$$_{2}$$O$$_{2}$$とO$$_{2}$$の濃度に及ぼす影響を水素注入条件下で調べるとともに、ホウ酸水中でのアルファ線による放射線分解の影響にも注目した。

報告書

HTTR出力上昇試験における燃料及び核分裂生成物挙動の検討,2; 30MWまでの結果

植田 祥平; 江森 恒一; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 黒羽 操; 石井 太郎*; 沢 和弘

JAERI-Research 2003-025, 59 Pages, 2003/11

JAERI-Research-2003-025.pdf:2.53MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10$$^{3}$$Bq/cm$$^{3}$$以下であり、Kr及びXe核種の濃度は0.1Bq/cm$$^{3}$$以下であった。$$^{88}$$Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約2$$times$$10$$^{-9}$$、定格30MW出力時において約7$$times$$10$$^{-9}$$であった。事前解析による$$^{88}$$Kr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。

論文

Fuel and fission gas behavior during rise-to-power test of the High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

植田 祥平; 角田 淳弥; 江森 恒一; 高橋 昌史*; 沢 和弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), p.679 - 686, 2003/09

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.63(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所において、高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10$$^{3}$$MBq/m$$^{3}$$以下であり、Kr及びXe核種の濃度は、0.1MBq/m$$^{3}$$以下であった。$$^{88}$$Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約2$$times$$10$$^{-9}$$,定格30MW出力時において約7$$times$$10$$^{-9}$$であった。事前解析による$$^{88}$$Kr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。

報告書

高温工学試験研究炉の燃料及び核分裂生成物挙動評価のための$$gamma$$線エネルギー分析装置の校正試験

植田 祥平; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 沢 和弘

JAERI-Tech 2002-055, 24 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-055.pdf:1.04MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の運転中の燃料及び気体状核分裂生成物挙動の評価及び1次冷却材中の短半減期希ガス濃度から被覆燃料粒子の破損率を推定するため原子炉保護設備の放射能計装,燃料破損検出装置による領域別の$$beta$$線測定に加えて、1次ヘリウムサンプリング設備の試料採取装置により1次冷却材を採取し、$$gamma$$線エネルギー分析装置により試料中の短半減期希ガスの定量分析を行い、核種ごとの希ガス濃度及び放出率(R/B)値を求めている。そのため、HTTRの運転に先立ち、133Xe線源及び固体線源を用いて希ガス濃度の絶対値を求めるための$$gamma$$線エネルギー分析装置の校正試験を実施した。本報では、エネルギー分析装置の校正方法及び結果について述べる。

報告書

HTTR出力上昇試験における燃料及び核分裂生成物挙動の検討, 1; 15MWまでの結果

沢 和弘; 飛田 勉*; 植田 祥平; 鈴木 修一*; 角田 淳弥; 関田 健司; 青木 和則*; 大内 弘

JAERI-Research 2001-002, 33 Pages, 2001/02

JAERI-Research-2001-002.pdf:1.42MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料に対する設計方針では、「初期破損率は0.2%以下」、「運転中の追加破損は十分許容しうる小さな値に制限する」と定めている。そのため、HTTRの運転中に破損率を定量的に評価する必要があり、1次冷却材中の放射能を測定する、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装、燃料破損検出装置(FFD)、1次ヘリウムサンプリング設備を設けている。HTTRの出力上昇試験のうち15MWまでに取得したデータを用いて、燃料及び1次元冷却材中の核分裂生成物挙動の評価を行った。まず、1次冷却材中の核分裂生成物ガス濃度はすべて10$$^{-2}$$Bq/cm$$^{3}$$以下であった。また、1次冷却材中の$$^{88}$$Kr濃度とFFD計数率はほぼ比例関係にあること、事前解析とサンプリングによる$$^{88}$$Kr濃度の出力に対する傾向が合っていることがわかった。

論文

水冷却型試験・研究炉の炉心冠水維持装置サイフォンブレーク弁の性能評価法

桜井 文雄; 熊田 博明; 神永 文人*

日本原子力学会誌, 42(4), p.325 - 333, 2000/04

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

本研究においては、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持装置としての性能を評価するためのプログラムを開発し、その試験・研究炉への適用性を実験的に検討した。本プログラムにおいては、サイフォンブレーク弁から吸入された空気と1次冷却水が配管内において完全に分離するとした気液完全分離モデルを採用した。本モデルにより、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持性能は確実に評価できることを検証した。また、非常に流出流量が大きい1次冷却系配管破損事故における冷却水流出事象を精度良く解析するためには、空気の巻き込みを伴う渦(air-entraining vortex)の発生を考慮する必要があることが明らかとなった。

報告書

HTTR不純物濃度測定試験;確認試験(3)における測定

坂場 成昭; 江森 恒一; 猿田 徹

JAERI-Tech 99-072, p.125 - 0, 1999/10

JAERI-Tech-99-072.pdf:5.85MB

HTTRの1次系には黒鉛の酸化防止及び配管材の腐食防止の観点から、1次系温度400$$^{circ}C$$以上において不純物濃度を規定している。系内の化学的不純物であるH$$_{2}$$,CO,H$$_{2}$$O,CO$$_{2}$$,CH$$_{4}$$,N$$_{2}$$,O$$_{2}$$はヘリウム純化設備の酸化銅反応筒、モレキュラーシーブトラツプ(MST)、コールドチャコールトラップ(CCT)を用いて除去され、不純物濃度はヘリウムサンプリング設備の水分計及びガスクロマトグラフ質量分析計により測定される。本報では、系統別・総合機能試験の確認試験(3)において、HTTRとして初めて実施された、ヘリウムサンプリング設備の自動サンプリングを用いた正規の手順による不純物濃度測定試験について、不純物濃度変化を示すとともに、トラップの除去効率、除去速度及び除去量について評価した結果を示す。系統の到達温度約210$$^{circ}C$$までにおいて、酸化銅反応筒、CCTについては、十分な除去能力を有していることが確認された。また、MSTにおいては1次系のCO$$_{2}$$に対する除去能力は十分であることが確認されたものの、H$$_{2}$$O及び2次系のCO$$_{2}$$に対しては想定値を下回った。今後は、出力上昇試験初期の不純物濃度に規定のない1次系温度400$$^{circ}C$$以下までの段階において、MSTの除去能力について再度検討・評価する。

報告書

高温ガス炉運転中の被覆燃料粒子挙動及び核分裂生成物ガス挙動解析コード

沢 和弘; 角田 淳弥; 渡部 隆*

JAERI-Data/Code 99-034, 115 Pages, 1999/06

JAERI-Data-Code-99-034.pdf:3.65MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料に対する設計方針では多少の燃料破損は許容しており、「運転中の追加破損は十分許容しうる小さな値(0.2%)に制限する」こととしている。そのため、HTTRの運転に当たっては、破損率を定量的に推定し異常の有無を判断する必要がある。そのため、これまでに運転中の被覆燃料粒子の破損モデル、希ガス放出率評価モデル、1次冷却材中の希ガス濃度評価モデルを開発してきた。本報は、これらのモデルを併せてコード化した、FIGHT(Fuel Failure and Fission Gas Release Analysis Code in HTGR)について述べたものである。

報告書

原研研究炉における重水の計量管理

吉島 哲夫; 田中 純利; 根本 傳次郎

JAERI-Tech 98-052, 69 Pages, 1998/11

JAERI-Tech-98-052.pdf:3.28MB

研究炉部では、3基の研究炉を運転管理し、減速材、冷却材及び反射材として使用するために約41トンの重水を保有している。これらの重水は、米国、カナダ及びノルウェーから輸入している。このうちのカナダから輸入した重水は、日加原子力協定において国際規制物質としての管理が義務付けられていることから全ての重水は国際規制物質に準じた方法で厳密な計量管理を実施している。本報告書は、各炉での在庫量の変動と重水の計量管理等についてまとめたものである。

報告書

高温工学試験研究炉のスタンドパイプ及び1次上部遮蔽体の昇温防止対策

國富 一彦; 橘 幸男; 本谷 浩二*; 中野 正明*; 七種 明雄; 竹田 武司; 伊与久 達夫; 石仙 繁; 澤畑 洋明; 大久保 実; et al.

JAERI-Tech 97-040, 91 Pages, 1997/09

JAERI-Tech-97-040.pdf:2.51MB

高温工学試験研究炉において、非核加熱で1次ヘリウムガスを約110$$^{circ}$$Cまで昇温させる試験を実施中に、スタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が測定以上に上昇した。そこで、その原因を解析及び試験により特性するとともに、スタンドパイプ内構造物の一部構造変更により、温度上昇を防止する対策を定めた。また、対策に伴う構造変化により、炉内の流量配分に悪影響が無いこと、制御棒ワイヤーと改造後の構造物の接触が無いことを確認した。本報は、昇温の原因、構造変更の内容、構造変更による影響評価の結果を示したものである。

報告書

化学試験及び放射化学試験; 原子力船「むつ」出力上昇試験報告

吉島 哲夫; 鈴木 邦彦*; 向井 悟*; 田中 孝和; 落合 政昭

JAERI-M 92-002, 56 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-002.pdf:1.92MB

原子力船「むつ」の出力上昇試験は、1990年3月から開始され、12月に終了した。その一環として、化学及び放射化学試験を実施した。「むつ」の原子炉は、熱出力36MWのPWRタイプの原子炉であるが、化学及び放射化学の観点からは、燃料被覆管がステンレス鋼製であること、及びケミカルシムを採用していないことが特徴である。化学試験の結果、一次冷却水及び、二次冷却水の水質は良好であることを確認した。放射化学試験の結果、燃料集合体、蒸気発生器伝熱管及び補機冷却系統に漏洩のないことを確認した。本報告書は、化学及び放射化学試験の方法及び結果をとりまとめたものである。

論文

Effect of decarburizing helium environments on creep behavior of Ni-base heat-resistant alloy; Effect of impurities in high temperature gas-cooled reactor helium on creep behavior-I

倉田 有司; 小川 豊; 中島 甫

Trans.Iron Steel Inst.Jpn., 27, P. 81, 1987/00

高温ガス炉1次冷却系には微量のH$$_{2}$$,CO,CO$$_{2}$$,CH$$_{4}$$,H$$_{2}$$O等が含まれ、それらの不純物が酸化、浸炭あるいは脱炭のような腐食現象を引起す。この研究では、高温ガス炉用耐熱合金であるハステロイXR,XR-IIに対して、ヘリウム中微量不純物の量を変えたHe-1,-2,-3,-4の雰囲気中でクリープ試験を行い、特にクリープ強度に著しい影響を及ぼす脱炭の効果について調べた。He-1は従来より用いてきた高温ガス炉1次冷却系を近似した材料試験用ヘリウム(原研B型ヘリウム)とし、He-2、-3、-4では不純物組成を変えることによってヘリウム雰囲気の炭素活量、酸素分圧を変え脱炭性雰囲気とした。クリープ破断時間は脱炭の起こったHe-3で著しく低下し、He-3では早期より急速な加速クリープが起こるクリープ曲線を呈した。

論文

原子炉除染技術の現状

諏訪 武; 安中 秀雄

防食技術, 32, p.721 - 729, 1983/00

原子炉除染技術の最近の開発状況について、1次冷却系を対象とした化学除染法を中心に解説した。化学除染剤はBWRとPWRとに分けて考える必要がある。BWR用の除染法はすでに燃料棒を含めた全系統除染がCan-Decon法、およびLOMI法で行われている。これらの除染はすべて放射性腐食生成物(クラッド)の還元溶解である。一方、PWRの除染はクラッド中にCrの成分が多いため、酸化前処理を行ったのち、BWR同様還元溶解を行っている。しかし、まだ開発中のものが多く実機に適用されていない。最近の除染法の特徴は?材料に対する低腐食性、?高DF、?除染廃液発生量が少ないこと、の3点を中心に開発が行われているが、特に?の比重が高まってきている。そのため希薄溶液法の開発が盛んである。化学除染法以外の除染法については、最近の興味ある除染法についてのみ簡単に紹介している。

報告書

JRR-3一次冷却重水系の化学除染の検討,1; CAN-DECON法による化学除染

近藤 忠美; 田中 純利; 吉島 哲夫; 重本 雅光; 飯田 省三; 堀木 欧一郎; 佐々木 吉方

JAERI-M 8076, 33 Pages, 1979/02

JAERI-M-8076.pdf:1.13MB

JRR-3一次冷却重水系はステライト磨耗粒子の放射化による$$^{6}$$$$^{0}$$Coや燃料破損によるウラン、核分裂生成物等によって汚染されており、原子炉機器の保守作業などに支障をきたしている。一方、JRR-3は炉心を含む一次系全体の改造計画が進められているが、それに伴って解体作業時の被曝の低減、撤去機器の放射能汚染レベルの低減化のために一次系の化学除染が望まれている。数多い化学除染法の中から、カナダのCANDU型原子炉で実証されていて、重水に除染剤を直接添加して化学除染できる特徴をもつCAN DECON法を選定し、JRR-3一次系の汚染の状態を調査した。一次系内のスラッジから$$^{6}$$$$^{0}$$Co、ウラン、プルトニウム、核分裂生成物などが検出され、それらの核種は$$^{6}$$$$^{0}$$Coを含むステライトを除いて、CAN DECON法によって効果的、経済的に化学除染できることがわかった。

口頭

Evaluation of curve for tritium release rate into primary coolant for research and testing reactors

Kenzhina, I. E.*; 石塚 悦男; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Mukanova, A.*; Chikhray, Y.*

no journal, , 

試験研究炉の一次冷却水中トリチウム濃度の増加が報告されている。トリチウム放出源を明らかにするために、JMTRとJRR-3Mの一次冷却水中のトリチウム放出率曲線を評価した。この結果、トリチウム放出は$$^{9}$$Beの(n,$$alpha$$)反応によって生成される$$^{6}$$Liに関係し、トリチウム放出曲線の評価結果から主にJMTR及びJRR-3Mのベリリウムから放出されていることが明らかとなった。また、照射時間が長くなるとトリチウム放出データのばらつきが認められ、JRR-3MよりJMTRの方が早期にばらつくことが明らかとなった。

口頭

Influence of Zn injection on PWSCC crack growth rates of alloy 600 under simulated primary coolant environments of pressurized water reactor

知見 康弘; 佐藤 賢二*; 笠原 茂樹; 梅原 隆司*; 端 邦樹; 塙 悟史; 西山 裕孝

no journal, , 

一次系冷却水中での応力腐食割れ(PWSCC)進展挙動への亜鉛注入の影響を調べるため、加圧水型軽水炉(PWR)一次系水模擬環境での10%冷間加工600合金の亀裂進展試験を、320$$^{circ}$$C及び360$$^{circ}$$C、亜鉛注入の有無、溶存水素濃度(DH)5, 30、及び50cc/kgH$$_{2}$$Oの条件下で実施した。360$$^{circ}$$Cでの亀裂進展試験の結果、亜鉛注入が亀裂内の酸化と亀裂進展速度を抑制することが示唆された。また亜鉛注入した320$$^{circ}$$Cでの亀裂進展試験では、亀裂進展速度のDH依存性が亜鉛注入なしの試験データに基づく亀裂進展速度の予測値と同様の傾向を示し、320$$^{circ}$$Cでの亀裂進展速度のDH依存性に対する明確な亜鉛注入の影響は見られなかった。

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