Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
小野 正人; 小澤 太教; 藤本 望*
JAEA-Technology 2019-012, 15 Pages, 2019/09
JAEA-Technology-2019-012.pdf:2.83MB
HTTRでは、原子炉の起動及び広領域中性子検出器の計数率の確認を目的として、起動用中性子源
Cfを用いているが、半減期が約2.6年と短いことから適切な時期に交換する必要がある。交換時期の推定には、広領域中性子検出器の「WRM計数率低」の警報発報を防ぐために、半減期のみならず、ゆらぎを考慮する必要がある。このため、広領域中性子検出器の計数率と標準偏差の関係式等から計数率の最小値を予測する手法を考案した。本手法を用いて広領域中性子検出器の計数率の変化を予測した結果、計数率が3.0cpsに低下するのが2022年、1.5cpsに低下するのが2024年となり、2024年までに交換を完了する必要があることが明らかとなった。
篠原 正憲; 石塚 悦男; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明
JAEA-Technology 2016-033, 65 Pages, 2017/01
JAEA-Technology-2016-033.pdf:11.14MB
高温工学試験研究炉の起動用中性子源交換作業において、中性子線による作業員の被ばくを低減させるため、燃料交換機遮蔽キャスク下部に仮設中性子遮蔽体を設置した場合の線量当量率をPHITSコードで計算した。この結果、仮設中性子遮蔽体を燃料交換機遮蔽キャスク下部に設置することによって、中性子線による線量当量率を約1桁程度低くできることが明らかとなった。また、実際の交換作業において、仮設中性子遮蔽体を設置した結果、作業員の被ばく積算線量は0.3mSv人となり、前回の0.7mSv人と比較して半減させることができた。
島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 高田 昌二; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 濱本 真平; 篠原 正憲
Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.1034 - 1042, 2016/03
HTTRでは起動用中性子源として、Cf(3.7GBq
3個)を炉心内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷、中性子源ホルダ収納ケース及び中性子源用輸送容器への収納は販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの黒鉛ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回の交換作業において、輸送容器に中性子源ホルダを取扱う上でのリスクが2つ確認された。従来の輸送容器は大型(
1240mm、h1855mm)で床に固定できないため、地震時の輸送容器のズレを原因とする漏えい中性子線・
線による被ばくのリスクがあった。また、中性子源ホルダ収納ケースが長尺(155mm、h1285mm)で、メンテナンスピット内の適切な作業位置に引込めないため、中性子源ホルダの遠隔操作による取扱いが困難となり、ホルダが誤落下するリスクがあった。そこで、これらの問題を解決する、新たな輸送容器を低コストで開発した。まず、被ばくのリスクを排除するために、メンテナンスピット上部のフロアにボルト固定できるよう輸送容器を小型化(820mm、h1150mm)した。また、中性子源ホルダケースをマニプレータで適せつな位置に引き込めるように小型化(75mm、h135mm)かつ単純な構造とし、取扱性を向上させた。その結果、2015年に行った中性子源ホルダ取扱作業は安全に完遂された。同時に、製作コストの低コスト化も実現した。
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
Bq/cm
以下であった。また、1次冷却材中の
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。
田坂 完二*; 玉置 昌義*; 今井 聡*; I.D.Irianto*; 辻 義之*; 久木田 豊
7th Int. Conf. on Emerging Nuclear Energy Systems; ICENES 93, 0, p.287 - 292, 1993/00
PIUS型原子炉では、1次系と高濃度ボロン水タンクが、安定な密度成層を介して常時接触しており、異常時には圧力バランスがくずれてボロン水が1次系に流入することにより、原子炉が受動的に停止する。上記の密度成層が生る箇所を密度ロックとよぶ。本研究では、通常運転時に密度界面を一定位置に安定に制御する手段として、密度ロックにおける流量または温度により冷却材循環ポンプ速度を制御する方法を提案し、小型低圧の実験装置により模擬実験を行い、起動時を含む通常運転時にこのような制御が有効であることを確認した。
石黒 美佐子
Int. J. Supercomputer Appl., 5(3), p.46 - 62, 1991/00
被引用回数：1 パーセンタイル：51.17(Computer Science, Hardware & Architecture)日本のスーパーコンピュータは、ベクトル・ユニット(VU)とスカラー・ユニット(SU)で構成されている場合が多い。ここでは、SUを2台備えたデュアル・スカラー・プセッサ(DSP)VP2000シリーズ(VP2600/20など)の待行列モデルによる性能評価について述べる。(1)SUが1台と2台の場合の性能比較、(2)ハードウェアの物量が同じ場合のマルチ・プロセッサとDSPの性能比較、(3)ベクトル長が短いジョブ負荷の場合の性能分析などを、計算機へのジョブ負荷(ベクトル化率とベクトル加速率)の変動に対して解析する。ベクトル立上がり時間は、VP2600/10での実測値を参考にする。さらに、原研のジョブ負荷に対してDSPのフィージビリティを考察する。
石川 迪夫; 稲辺 輝雄
Advances in Nuclear Science and Technology, Vol.11, p.285 - 335, 1979/00
本論文は、世界的な反応度事故に関する試験研究の推移、NSRR研究計画の必要性、NSRR炉の特徴と実験能力、NSRR実験の計画と方法、および1975年10月から1976年6月までに得られた軽水炉型燃料に対する実験結果、ならびに実験の将来計画を述べたものである。
金原 節朗; 木村 和磨; 熊原 忠士; 猪俣 新次; 薄羽 皓雄*; 田和 文雄
JAERI-M 4823, 133 Pages, 1972/06
43年度から中性子計装の標準化を行なって来ており、既にJRR-2、3、4、のリニアN系、ログNペリオド系の改装を行なって来たが、今回はJRR-4の起動系、校正信号発生器、高圧電源等の改装を行なったのでその報告をまとめたものである。改装の特徴は、NIMモジュール(5インチ型)を用いた点と回路の主要素子としてIC化を行なった点であり、特に今回の起動系はパルス系であるためディジタル回路やパルス技術が用いられた点新しい点である。これらの内容を各ユニット毎と、ビン単位に組立てられたセット毎に回路構成、特性等について述べている。
