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関 真和; 前川 知之; 井澤 一彦; 曽野 浩樹
JAEA-Technology 2017-038, 52 Pages, 2018/03
JAEA-Technology-2017-038.pdf:4.6MB
日本原子力研究開発機構では、溶液燃料を用いるSTACY(定常臨界実験装置)施設を「棒状燃料と軽水減速材を用いる熱中性子炉用臨界実験装置(STACY更新炉)」に更新する計画を進めている。これまでのSTACYは、炉心タンクへ供給する溶液燃料の体積を調整する液位制御方式を採用していたが、STACY更新炉は、炉心タンクへ減速材の給水量を調整する水位制御方式を採用する。この水位制御について、これまでに行った基本設計の妥当性を検証するため、実機とほぼ同一構造の設備・機器を用いた給排水系モックアップ試験装置を製作した。モックアップ試験では、最大給水流量の制限、給水流量の調整、給水停止等の性能確認を行った。本書では、STACY更新炉給排水系のモックアップ試験の結果について報告する。
中島 照夫; 番場 正男; 舩山 佳郎; 桜井 文雄; 堀口 洋二; 海江田 圭右
Proc. of 6th Meeting of the Int. Group on Research Reactors, p.51 - 56, 1998/00
JRR-4は、軽水減速冷却、濃縮ウランETR型スイミングプール型で熱出力3.5MWである。1965年1月28日臨界以来、1996年1月12日まで幅広い研究者により多くの実験が継続して行われた。JRR-4改造工事は、炉心改造、利用施設設備、原子炉設備の更新のため1996年10月開始した。RERTR計画に従って、新燃料は、形状寸法を変えることなく20%濃縮シリサイド燃料を製作している。利用施設は、BNCTの医療照射施設、短寿命用放射化分析装置、大口径照射装置を設置する。また、計測制御設備更新、原子炉建家改修など多くの工事も行われている。計画は、順調に進められており、1998年7月の再臨界を予定している。
JRR-2管理課
JAERI-Tech 94-014, 279 Pages, 1994/08
JRR-2は昭和35年10月1日、初臨界に達して以来、30年以上にわたり、原子力用燃料・材料の照射試験、RIの生産、中性子ビームを利用した中性子回折実験、医療照射(BNCT)等原子力における研究・開発の広範な分野に利用されてきた。この間、熱遮蔽軽水系への重水漏洩をはじめとする種々のトラブルが発生したが、その都度、その当時の最新技術を駆使し、関係者の努力により一つ一つ解決し、このような長期にわたる利用運転を可能にしてきた。しかし、平成6年4月、経年劣化等を考慮し、短期間利用運転へと運転形態を変更した。この節目の時期にあたり、JRR-2における30年以上にわたる運転管理、保守整備、改造及び利用についての成果をまとめた。
富永 五郎*; 中村 和幸; 村上 義夫
JAERI-M 83-112, 21 Pages, 1983/07
核融合炉の真空容器を高温にべークアウトすることは装置の設計に多くの制約を課し、コストの上昇にもつながるので、べークアウトせずにガス放出速度の小さい真空壁状態を実現すること(常温排気法)の研究は核融合炉の主要な研究開発項目の一つである。わが国における最近の研究を総合すると、ステンレス鋼やアルミ合金の場合表面に結晶性の稠密な酸化皮膜を形成すると常温でのガス放出速度低減に効果があるという一つの仮説が立てられるようである。この問題をさらに発展させるために、酸化皮膜からのガス放出機構の解明および窒化皮膜、炭化皮膜における同様な研究が望まれる。
宮坂 靖彦
JAERI-M 7484, 25 Pages, 1978/01
この資料は、東海研究所にある研究用原子炉JRR-2の改修についてまとめたものである。JRR-2は、サポートリングと重水タンク間の金属パッキン不良による重水漏洩、下段遮蔽プラグの腐食及び制御棒の故障を改善するため、1973年12月炉を停止した。主要改修内容は、サポートリング部での重水漏洩を止める立上りシール溶接、炉心上部遮蔽体の交換及びヘリウム系の改良である。また、制御棒装置及び燃料交換キャスクは改良型の新しいものと交換した。被照射空気系の改良工事は、改修計画の途中で、アルゴン-41放出低減対策として追加lされた。以上の作業は順調に1975年9月まで完了したが、軽水タンクの下につながるスタンド・パイプにおいて軽水漏れが1975年11月11日に起り、その補修約4ヶ月を要した。しかし、改修後の運転実積からみて、改修の質としては満足すべきものであり、その過程をまとめた本報は、炉の改修技術として十分な意味をもつものと考える。