海外炉を用いた中性子照射試験,1; キャプセル温度制御システムを用いた照射試験の検討(共同研究)

高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.

JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB

中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温300Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。

HTTR出力上昇試験の制御特性試験計画

中川 繁昭; 齋藤 賢司; 本間 史隆; 橘 幸男; 國富 一彦

JAERI-Tech 2000-009, p.88 - 0, 2000/02

JAERI-Tech-2000-009.pdf:6.19MB

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)の出力上昇試験における制御特性試験は、出力上昇段階において初めて実施可能な加圧水温度制御系、原子炉入口温度制御系、原子炉出力制御及び原子炉出口温度制御系を対象とした試験である。これらの制御系に対して、定値制御特性及び外乱応答特性を明らかにするための試験計画を立案した。この試験によりHTTRの制御特性が明らかになるとともに、比例ゲイン及び積分時定数等の通常運転における制御定数が決定される。また、試験のため原子炉に人為的に外乱を与えることから、試験実施時の安全確保について必要な検討を実施した。本報告書は、HTTR出力上昇試験における制御特性試験の内容及び試験実施時の安全性について検討した結果をまとめたものである。検討の結果、制御特性試験を安全かつ効率的に実施できる見通しを得るとともに、試験対象の制御系について外乱に対する安定領域を明らかにすることができた。

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1997 - March 31, 1998

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 98-022, 265 Pages, 1998/11

JAERI-Review-98-022.pdf:12.29MB

本報告は、平成9年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、世界最強の自由電子レーザーの発振に成功したこと、及びPWRの設計基準事象における炉心の熱的健全性を実証したことである。また、原子炉工学部では、基礎基盤研究として将来型軽水炉の概念設計、核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。さらに、高温ガス炉、核融合等の日本原子力研究所プロジェクト研究及び動力炉・核燃料開発事業団の高速炉研究への協力も推進している。本報告では、原子炉工学部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

Advantage of modified JAERI passive safety reactor (JPSR-II)

村尾 良夫; 落合 政昭

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 2, p.1075 - 1085, 1997/00

運転・保守技術者の原子炉安全性に与える依存性を減らす為、原研において簡素化受動的安全炉概念(JPSR)を開発した。本概念においては、一次系に接続された系統と放射性物質を含む系統は全て、格納容器に格納された。本概念を専門家に評価してもらったところ、大きな技術的長所とともに、いくつかの経済的短所が指摘された。この短所を減らすため、概念の改良を行い、JPSR-II概念を開発した。この改良により、圧力容器の小型化、原子炉停止失敗の可能性の排除、受動的安全系、補機系の機器類の個数と容量の減少を達成した。本報告は、JPSR-II概念について述べるとともに、その長所について議論する。

Design and present status of high-temperature engineering test reactor

馬場 治; 國富 一彦; 川路 さとし; 田中 利幸; 塩沢 周策; 大久保 実

Proc. of ASMEJSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 2, p.281 - 287, 1996/00

大洗研究所では、1997年の初臨界を目指してHTTRの建設が進められている。HTTRの原子炉圧力容器、中間熱交換器等の主要機器は、既に現地に搬入され、1996年には単体機器試験、1997年前半には機能試験が予定されている。HTTRは、原子炉出口冷却材温度が、850Cと950Cの2種類と中間熱交換器の運転・休止の組み合わせによる計4種類の出力運転モードと高温ガス炉特有の固有の安全性を実証するための試験運転モードを有している。計測制御系及び安全保護系は、これらのすべての運転モードにおいて安全で安定な運転が可能で、万一の異常時には安全に炉停止が可能なよう設計されている。HTTRの冷却系、計測制御系、安全保護系の設計と、建設の現状について述べる。

原子力施設の空気管理

池沢 芳夫

クリーンテクノロジー, 3(4), p.41 - 45, 1993/04

原子力施設において発生する空気汚染の性状は、原子炉、核燃料取扱施設、RI取扱施設等施設の種類によって異なるので、日常の空気管理はその性状を十分に把握したうえで行う必要がある。本報では、主要な原子力施設において、日常の放射線作業中に発生する空気汚染の性状、そのモニタリング方法、空気汚染防止対策、環境への放射性物質の放出低減対策の考え方と維持管理の方法などについて概説した。

反応度事故時燃料温度挙動解析コードSHETEMP

新谷 文将; 秋元 正幸

JAERI-M 91-071, 53 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-071.pdf:1.26MB

炉心の冷却条件の変化が無視できるような体系での反応度事故時の炉出力と燃料温度挙動を、制御棒駆動系の特性を考慮して解析できる高速計算コードSHETEMPを作成した。本コード開発の目的は原子炉設計や安全審査計算で要求される数多くのパラメータ計算を行うことのできる高速計算コードを提供する事である。本コードは原子炉過渡熱水力解析コードALARM-P1に組み込まれていた一点近似核動特性と非定常一次元熱伝導計算モデルに新たに炉出力を制御するモデルを追加したものである。本コードの妥当性は本コードの計算結果と解析解との比較により確認した。また、サンプル計算から本コードは上記の要件を満足できることが分かった。本報はコードマニュアルとして作成したもので、解析モデル、使用法等を記した。

内装型制御棒駆動装置の開発研究,1

石坂 雄一*; 伊藤 泰義

JAERI-M 89-174, 105 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-174.pdf:9.76MB

安全性、経済性に優れた改良舶用炉の実現のため、本炉に搭載する制御棒駆動装置(CRDM)は、先行炉において安全評価を要求されてきた「制御棒飛び出し事故」を設計基準内事象から排除することを狙いとして、原子炉圧力容器に内装することを目論んでいる。これらを踏まえてCRDMに要求される設計条件を整備し、小型・簡素化が達成可能なCRDMの基本概念を構築すると共に将来にわたる開発スケジュールを策定しての具体化研究を実施した。特に、本CRDMを原子炉圧力容器内水熱雰囲気に導入する上での大きな課題は、電気品の耐熱・耐絶縁性である。CRDM電気品の内、駆動源を成す電磁部(ビルトインモーター、スクラムマグネット)に着目して、使用環境を考慮したそれぞれの構造を具現化し、これらを基にコイル材料として使用可能と考えられる代表的な耐熱電線を選出した。更に、上記電線を用いた実用化のための基礎試験、また、この試験により選定された候補電線を用いてのミニチュアコイル試作試験を通じて、本CRDM電磁部のコイル材料として有望な耐熱電線を見出した。

原子力船「むつ」原子炉の過渡変化解析; 運転時の異常な過渡変化及び事故に係る解析

藤木 和男; 浅香 英明

JAERI-M 9398, 147 Pages, 1981/03

JAERI-M-9398.pdf:3.1MB

原研安全解析部原子炉データ解析室で実施された、原子力船「むつ」原子炉の過渡変化解析(安全評価解析)の結果について記述したものであり、日本原子力船開発事業団の了承を得て発表するものである。解析項目は、「1次冷却材流量の部分喪失」他計8項目で、そのほとんどは、いわゆるOperational Transientに属するものである。解析の目的は「むつ」原子炉の安全性を証明すると同時にRETRANその他のコードによる軽水炉過渡解析上の手法を確立することである。TMI事故以来、原子力プラントの各種過渡解析の重要性が認識されているが、本解析を通じて少なくともPWRに関する解析手法上有用な知見が得られた。解析結果によれば、8項目の過渡変化においては1次系圧力は139.4kg/cmG以下、また最小DNBRは2.06以上で安全評価上の基準値に対して十分な余裕のあることが示された。