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角田 淳弥; 石原 正博; 中川 繁昭; 菊地 孝行; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.81 - 88, 2004/10
被引用回数：4 パーセンタイル：29.87(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉(HTGR)は、黒鉛減速ヘリウム冷却型中性子炉であり、高温のヘリウムガスの取り出しが可能であるとともに高い固有の安全性を有している。炉内構造物は、高温のヘリウムガスを得るため耐熱性に優れた黒鉛材料を用いている。HTTRの炉内構造物は、黒鉛構造物,金属製炉心支持構造物及び金属製遮へいブロックから構成される。本報では、特にHTTRの炉心支持構造物についての設計方針及び供用期間中検査(ISI)の計画について述べる。
助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏
JAERI-Tech 2001-058, 81 Pages, 2001/09
JAERI-Tech-2001-058.pdf:5.98MB
原子炉に残存する放射化放射能は、基本的には中性子輸送コード及び放射化計算コードにより求めることが可能であるが、原子炉の複雑な構造等、諸々の問題を考慮した場合、測定値で確認する必要がある。そこで、放射化放射能の評価方法について、JPDRを対象とした評価で採用した計算と測定の方法やその結果を分析することで検討した。その結果、炉内構造物等では比較的精度良く計算でき(約2倍)、生体遮蔽体では2~10倍程度の誤差があったが、水分量や背筋割合が計算値に強く影響することがわかった。原子炉圧力容器母材や生体遮蔽体表面部の詳細な測定結果は、放射化計算の手法を検討する有効なデータとなった。また、試料採取法による放射能測定や線量当量率の測定が計算値の検討に有効であり、複雑形状の構造物、生体遮蔽体の深部等では計算値の補正に役立った。全体として、計算値と測定値を組み合わせることによって施設全体の放射能濃度分布を精度良く決定できることが判明した。
丸山 創; 七種 明雄; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 辻 延昌*
Transactions of the 13th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT),Vol. I, 0, p.581 - 586, 1995/00
HTTR実機炉内構造物の据付工事に先立ち、炉内構造物の組立状態の確認、シール性能及び流量配分特性の確認を行うことを目的として、炉内構造物の工場組立試験を実施した。試験の結果、炉心性能に悪影響を及ぼす漏れ流れに対して十分なシール性能を有していることが確認できた。また、炉心支持鋼構造物の構造健全性の観点から適切な流量配分特性が得られることが分かった。
横田 光雄; 星 蔦雄; 立花 光夫
Low and Intermediate Level Radioactive Waste Management,Vol. 1, p.189 - 195, 1991/00
JPDRの解体実地試験では、これまでに高放射化物の主要は綱構造物を解体撤去した。これには各種の開発技術が適用された。すなわち、原子炉内構造物には水中プラズマ切断技術、原子炉圧力容器接続配管にはディスクカッター及び成型爆薬工法、原子炉圧力容器には水中アークソー切断技術を適用した。解体試験は、開発技術の適用の仕方に一部の不調もあったが、総体的に順調に進捗した。会議では、解体の方法、作業監視の方法、開発機器等の切断性能、解体中の原子炉水及び作業環境等の汚染の状況、切断ドロスの処理状況、解体廃棄物量、作業日数、作業者の放射線被曝の状況等の技術的知見を経験に基づき発表し、討議する。
柳原 敏; 清木 義弘; 中村 寿
Nuclear Technology, 86, p.148 - 158, 1989/08
被引用回数：12 パーセンタイル：77.7(Nuclear Science & Technology)原子炉の解体にとって、鋼製構造物の水中切断工法は解体作業を効率的かつ安全に実施する上で必要な技術である。そこで、JPDR解体計画において、プラズマアーク切断技術を炉内構造物の解体に、アークソー切断技術を原子炉圧力容器の解体に用いることとし、両技術の開発を行った。本技術開発では、まず、基礎試験を行ない、切断電流、切断速度等が切断性能に及ぼす影響を検討して最適な切断条件を見い出した。さらに、副次生成物の発生量と特性を評価して、水浄化装置の設計に役立てた。以上の基礎試験の結果に基づいて切断システムを作成するとともに、モックアップ試験を行い、開発した切断システムがJPDR解体実地試験に適用出来ることを確認した。
