Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
土谷 邦彦; 星野 毅; 河村 弘; 三島 良直*; 吉田 直亮*; 寺井 隆幸*; 田中 知*; 宗像 健三*; 加藤 茂*; 内田 宗範*; et al.
Nuclear Fusion, 47(9), p.1300 - 1306, 2007/09
被引用回数:23 パーセンタイル:61.91(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉用増殖ブランケット開発の一環として、「高温・高照射環境に耐えうる先進トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料」の開発における最近の成果を本論文にまとめた。トリチウム増殖材料については、少量(約1mol%)の酸化物(CaO等)を添加したチタン酸リチウム(LiTiO)に着目し、1000Cまでの結晶粒成長の抑制が可能であること、熱伝導が無添加LiTiOと同程度であること、水素によるTiの還元を抑制が可能であること等が明らかになった。中性子増倍材料については、Be-Ti合金に着目し、1000Cにおける比強度が約200MPaと高いこと、第1候補材料であるベリリウムに比べて、F82H鋼との両立性が良いこと、乾燥空気中1000Cにおいても高い耐酸化特性を有していること、1%の水蒸気を含んだアルゴンガス雰囲気中における水素生成速度が1/1000以下になること、水素同位体のインベントリーが非常に小さいこと等を明らかにした。これらの知見により、少量の酸化物を添加したLiTiO,ベリリウム金属間化合物(BeTi等)を含んだベリリウム合金の良好な特性が明らかになり、原型炉用増殖ブランケットの開発に明るい見通しを得た。
土谷 邦彦; 星野 毅; 河村 弘; 三島 良直*; 吉田 直亮*; 寺井 隆幸*; 田中 知*; 宗像 健三*; 加藤 茂*; 内田 宗範*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
原型炉用増殖ブランケットに必要な「高温・高照射環境に耐えうる先進トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料」の開発を全日本規模の産学官連携のもとで実施した。それらの開発に関する最近の成果について報告する。トリチウム増殖材料に関しては、LiTiOに酸化物を添加した材料の開発を行い、少量(約1mol%)の酸化物(CaO等)を添加することで、水素を添加したスイープガス中でもTiの還元を抑制することができる材料の開発に成功した。中性子増倍材料に関しては、ベリリウム金属間化合物であるBeTiに着目し、各種特性を定量的に評価し、比強度が高いこと、高い耐酸化特性を有していること、1%の水蒸気を含んだアルゴンガス雰囲気中における水素生成速度が1/1000以下になることなどを明らかにした。以上の知見により、原型炉用増殖ブランケットの開発に明るい見通しを得た。
核不拡散研究会*; 山内 康英*; 岩田 修一郎*; 中川 政樹*; 丸山 浩行*; 三島 毅*; 水城 幾雄
JNC TN1400 2000-008, 81 Pages, 2000/04
東西冷戦の終了後、国際社会は、これまでにない問題に直面している。それは解体核弾頭から回収した兵器用核分裂物質の処理・処分の問題であり、とりわけ余剰核プルトニウムの処理・処分は、核不拡散の観点から慎重に取組まなければならない課題である。核不拡散対応研究会は、外部の国際問題等研究者を交え、余剰核兵器から生じた核物質の処理・処分に関連する様々な問題を、技術的側面も含め幅広い観点から検討することを目的に活動を行った。ロシア非核化支援は、その最大の懸案事項である余剰核プルトニウムの処理・処分のほかに、様々な問題を抱えており、G8諸国を中心とする幅広い国際的関与が必要とされている。G8諸国の幅広い国際的協調のもとに、ロシアの非核化支援が、プルトニウム処分戦略をめぐる米露のギャップを克服し、本格的な軌道に乗ることが望まれる。非核兵器国である日本が、今後、解体プルトニウムの処理・処分という機微な問題に関与する際には、十分な注意が必要であるが、他方で、旧ソ連邦諸国との原子力協力は、冷戦時代には、考えることのできなかった人と外交のネットワークが提供されている。
三島 毅; 郡司 保利; 菊野 浩; 岡本 成利; 村上 隆; 佐藤 俊一
JNC TN8410 98-007, 201 Pages, 1998/11
プルトニウム燃料加工施設(以下「Pu-3ATRライン」と言う。)については、平成2年度までに実施してきた設計及びプルトニウム燃料第三開発室FBRラインの運転経験に基づく知見を踏まえて、平成4年度Kら5年度にかけて調整設計を実施し、設備製作発注に備えることとしていた。この調整設計においては、ペレット製造工程設備の処理能力及び性能の向上を図るため、これまでに動燃事業団として実績のない(1)ロータリープレス機、(2)大型バッチ式焼結炉、(3)大型乾式研削設備に着いて試作機による確認試験を実施し、Pu-3ATRライン設備の製作設計に反映する予定としていた。これらの設備については、燃料製造機器試験室に据え付け、平成7年4月のプルトニウム燃料工場技術評価検討会にて承認された「燃料製造機器試験室における試作機による試験計画書」(焼結設備の試験は除く)を基本として、模擬原料及びウラン原料粉末を用いて性能、メンテナンス性及びホールドアップ対策確認等の観点から試験を実施した。なお、焼結設備については、運転上の安全性及びメンテナンス性の観点から試験の中止を技術評価検討会の了承を得たものの、プルトニウム燃料工場燃料製造施設建設室の判断にて可能な範囲で試験を実施した。本報告書は、コールド試験結果と一部実施したウラン試験の結果についてまとめたものであり、大型バッチ式焼結炉については導入が不可能であるものの、ロータリープレス機及び研削設備については、課題は残っているもののMOXを使用した試験により性能を確認した上で導入を図るべきとの結論に至った。
中江 延男; 三島 毅; 高橋 武士
PNC TN1100 98-005, 62 Pages, 1998/05
東京大学とハーバード大学の共催で実施されるプルトニウム及びグローバル社会に関する第2回作業部会において、日本におけるプルトニウム利用に関し、高速増殖炉、MOX燃料製造、再処理の分野での研究開発の実績及び今後の計画を紹介する。
新谷 聖法; 三島 毅
エネルギーレビュー, 17(12), p.20 - 22, 1997/12
雑誌エネルギーレヴューの特集記事「余剰核兵器解体プルトニウム処分」のひとつとして「日本の協力の可能性」について、国内専門家による検討の概要を紹介する。我国はMOX利用の経験が豊高であり、原子炉を用いた処分オプションに協力する技術的ポランシャル2有している。協力可能性として以下の7項目が考えられる。(1)仏・独・露三ヶ国計画への参加、(2)ロシアの高速炉オプションへの協力、(3)CANDUオプション、(4)ガス炉オプション、(5)米国プル処分への協力、(6)保障措置に関わる国際共同研究、(7)使用済MOX燃料の長期安全管理
山本 裕; 高橋 三郎; 青木 勲; 山中 栄治*; 平田 智宏*; 三島 毅*
PNC TN8440 91-051, 6 Pages, 1991/10
多量の核物質を取り扱う施設では、保障措置上要求される適時性目標を達成させるために、中間在庫検認査察が毎月実施されている。プルトニウム燃料製造施設(以下「第三開発室」という。)では、査察にNRTA手法を適用することにより、施設操業への影響を最小限とした中間在庫検認査察が実施されている。NRTAは、施設計量管理データを統計解析することにより、核物質の転用がないことを確認している。NRTAは、このように計算機のデータのみで査察検認を行うため、第三開発室のような計算機システムを主体とした操業を行っている施設に合致した保障措置手段である。
長井 修一朗; 上村 勝一郎; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 平子 一仁*; 三島 毅
PNC TN8410 91-010, 49 Pages, 1991/01
PMW(パルス磁気溶接)法による溶接は固相接合法であるため,従来のX線検査では,PMW溶接部の機械的強度を保証するための接合長さの測定は行えない。そこでX線よりも欠陥分解能の高い超音波を利用した溶接部欠陥検査装置の開発を実施した。本報告書は,この検査装置の設計,製作,試運転の結果とPMW試料を用いての溶接部欠陥検査結果について報告する。本装置の組立精度,駆動精度及び欠陥分解能については,設計値を十分満足したが,自動駆動時の試料形状の認識が完全に行えず,自動駆動時の超音波条件の確保が不十分であった。(結論)自動駆動時の実試料形状と探触子トレース形状の誤差は,設計時に想定した試料形状よりも実際は複雑な形状(2段テーパー等)であるため,それに駆動ソフトが追従できずに生ずると考えられる。従って,今後,この駆動用ソフトを改造することにより探触子のトレース形状を確保できると考える。又,それにより探傷条件の安定が計れれば,超音波による溶接部の欠陥検査は,十分に可能であると思われる。
三島 毅*
PNC TN8410 90-040, 55 Pages, 1990/04
FBR燃料加工コスト低減のためには、現状の燃料ペレット製造プロセスにとらわれない製造技術の革新、及びプロセスの安定化と高速炉燃料仕様の変化への対応を目指した燃料製造技術基盤の構築を図らねばならない。本報告書では粉末工程(粉末製造も含む)と焼結工程に分け、それぞれについてまず開発目標を設定した。次に現状のペレット製造工程を評価し、さらに各技術の一般概要(産業界における粉末製造法、焼結模型研究サーベイ)の調査を行った。そして、開発目標に基づき燃料製造技術高機能化のための諸条件を整理し、ペレット製造工程の現状と各技術の一般的概要調査とをひかくすることにより技術開発項目の摘出、整理を行った。最後に開発スケジュールを示した。今後、プルトニウム燃料開発室では関係部署の協力を得つつ、本計画書に基づいて燃料製造技術開発を進めて行く。
三島 毅*; 遠藤 秀男*; 森平 正之
PNC TN8420 89-007, 36 Pages, 1989/08
MOX燃料製造の実用化をめざす上で,加工コストと被ばくの低減は重要な課題である。これらの対策には,製造工程の簡略化や自動化と共に,粉末工程廃止による微粉の飛散防止が挙げられ,硝酸ウラニルや硝酸プルトニウム溶液から直接に造粒する方法が有効である。そこで本報告では,核燃料製造の分野で重金属硝酸塩溶液から直接,顆粒状酸化物を造粒する方法の調査及び検討を行った。
三島 毅*; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 千田 茂久
PNC TN8430 88-004, 41 Pages, 1988/10
PWR燃料要素は,炉内での外圧が高いため燃料要素内の圧力を大気圧より高くしている。その為,燃料要素内にH-を加圧封入した後に,TIG溶接法にて加圧孔のスポット溶接密封を行っている。しかし,TIG溶接法は高圧雰囲気下でアークをスタートさせると電極の消耗が著しく,同一電極での再アークスタートは極めて困難である。このような問題点を解決するため,加圧孔のスポット溶接密封法としてレーザ溶接法が一つの解決策として揚げられている。しかし一方では,レーザ溶接方法は単位面積当たりのエネルギー密度が高いのでジルコニウム合金を形成している主要元素が溶融蒸発してしまい,耐腐食性が減少してしまうとも考えられている。本溶接評価試験は,今後P-サーマル燃料要素及びATR燃料要素の製造にレーザ溶接法が採用できるかどうかを評価するために行った基礎研究である。以下に,試験結果の概要を示す。1)レーザ溶接法の溶接性について。1作業性はTIG溶接法より(はるかに)容易である。2溶接金属部表面にアンダカットが生じる。3溶接金属部の硬さは,母材と比べて約100H-硬化する。この現象はディフォーカス(以下--距離と称す。)を短くするとその傾向が顕著に現れる。4内圧バースト試験では,母材よりも溶接金属部が強くなる。5レーザ溶接法では,0.8--では径が大きすぎ加圧孔を0.5--にする必要がある。(通常TIG溶接では,0.8--)
三島 毅*; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 豊島 光男*; 井坂 和彦*
PNC TN8430 88-006, 73 Pages, 1988/09
(目的)本改良型端栓の溶接評価試験は,FBR燃料要素製造時に従来から使用されているツバ型端栓の欠点を補うために,新たに考案した改良型端栓(端栓と被覆管の嵌合形状がテーパ型になっている端栓)の溶接特性を調査する試験である。(方法)改良型端栓と被覆管を組合せ,TIG溶接法にて溶接を行い,以下に示す項目の溶接特性を評価した。1)改良型端栓と各種被覆管を組合せて溶接を行い,溶接特性を把握する。2)改良型端栓の電極位置の設定誤差許容範囲を把握する。3)改良型端栓製作時の寸法公差の許容範囲を確認する。(結果)溶接を行った結果を以下に示す。1)改良型端栓は,ツバ型端栓より全ての被覆管鋼種において引張強度が優れている。2)改良型端栓は,ツバ型端栓より溶接ビード外径が小さくなる。3)改良型端栓は,ツバ型端栓より電極位置の設定範囲が広い。4)改良型端栓は,ツバ型端栓より端栓加工(嵌合部直径)時の寸法公差許容範囲を広く設定できる。5)改良型端栓は,被溶接物に合わせ溶接条件(電極位置)を変える必要が無い。6)改良型端栓は,ツバ型端栓より溶接時の入熱量を多くする必要があるが,端栓のテーパ部に溝を付けることにより改善できる。(結論)今回試作した改良型端栓の溶接特性は,従来から使用されているツバ型端栓よりも種々な面(機械的特性,溶接性,各種材料への適用性,電極位置の設定位置の誤差許容範囲及び製作時の寸法公差の許容範囲)で優れている事が判明した。特に各種被覆管材料を同一溶接条件で溶接が可能であること。又,電極位置の設定誤差許容範囲が広いことは,自動化工程に無くてはならないことである。以上の内容からしても,本改良型端栓はツバ型端栓より優れている言える。しかし,ツバ型端栓と同等の溶け込み深さを得る為には,溶接時の入熱量を若干ではあるが多くする必要があるが,端栓のテーパ部に溝を付けることにより改善できる。今後は,溝付端栓の溶接特性を把握する試験を実施する。
三島 毅*; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 豊島 光男*; 井坂 和彦*
PNC TN8430 88-003, 59 Pages, 1988/08
「もんじゅ」高燃焼度炉心取替燃料用のバックアップ被覆管材として,試作された改良オーステナイト鋼6鋼種の被覆管について,端栓との溶接性及び溶接部の機械的特性を端栓の材質との関連において把握するための試験を行った。試験は,以下の様に分けて実施した。試験1:改良オーステナイト鋼の被覆管とSUS316相当鋼の端栓を溶接した試験試験2:改良オーステナイト鋼の被覆管と同鋼種の端栓を溶接した試験 以下に試験結果の概略を示す。1外観については,6鋼種共アンダーカット,クラック,ピンホール,着色はみられず,また,溶接ビート幅も全周にわたって均一であった。2断面金相状態については,6鋼種共被覆管肉厚以上の溶け込みがあり,溶接部は,SUS316相当鋼と同様な金属組織が観察された。3溶接部の引張強さは,6鋼種共素管の引張強さに比べ約94%に低下している。また,これらの値はSUS316相当鋼の引張強さと同等な値であった。4内圧バーストについては,6鋼種共被覆管部から破裂した。破裂値は,平均で約1400--/cm2で素管とほぼ同等の値であった。以上の結果から改良オーステナイト鋼の被覆管と端栓の溶接性及び溶接部の機械的特性は、端栓が同鋼種であっても、SUS316相当鋼であっても、同等の結果が得られた。従って、改良オーステナイト鋼被覆管の溶接は、従来通りのTIG溶接法及び溶接条件で可能であることを確認した。
三島 毅*; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 千田 茂久; 鹿倉 栄*
PNC TN8430 88-002, 95 Pages, 1988/06
(目的)酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼の品質の安定性,合金設計及び溶接手法については確立されていないため,溶接を行い溶接手法の選択,溶接特性,機械的性質等に関するデータを取得する。(方法)ODSフェライト鋼(以下MA956及びMA957に分類して称す)を板状に圧延した試験片を利用し,パルスTIG溶接法及びレーザ溶接法により溶接試験を行った。(結果)パルスTIG溶接法1溶接金属部にマイクロクラック,気孔が観察され,断面には,多数のブローホール,結晶粒の成長が観察された。2イットリウム)(以下「Y」と称す)の分散状態については溶接金属部表面,ブローホールの発生位置にピークが観察された。3引張強度については母材よりも50%低下した。(常温)レーザ溶接法1溶接金属部にマイクロクラックは観察されなかったがMA957の溶接金属部断面にブローホールが観察された。2Yの分散状態については溶接金属部表面,断面,端部に検出された。また,溶接金属部断面にはTiが集まっている。3引張強度は常温でSUS316相当鋼とほぼ同じ値を示し母材強度ともさほど変わりはなかった。またパルスTIG溶接法よりも高い値を示した。(結論)分散強化型フェライト鋼を溶接する場合は,クラック,ブローホール等の欠陥が発生し易いパルスTIG溶接法では,殆ど不可能であると思われる。レーザ溶接法についても溶接欠陥は生じたが欠陥形状が微小なので今後の試験方法次第で改善出来る可能性がある。
三島 毅; 天沼 僚*; 武藤 正*; 青木 実*
Nuclear Technology, 43(2), p.186 - 193, 1979/00
被引用回数:0None
湯本 鐐三; 五十嵐 孝行*; 増田 純男; 三島 毅*
PNC TN852 73-01, 92 Pages, 1973/05
プルトニウム燃料の取扱いに伴うガンマ線および中性子による作業者の外部被ばく線量の評価に関して,その計算方法がRoeschの基本式および高次化プルトニウムの取扱対策委員会報告書等に基づいてまとめられた。また,これらの計算手法のFACOM-230/35による計算プログラムの利用についてもまとめられた。利用できるデータとして,プルトニウム燃料部所有プルトニウムの実効精製日およびアメリシウム現蓄積量などが計算されている。また,プルトニウムの放射線特性データ,放射線遮蔽に関する基礎データ,およびプルトニウム燃料部における作業工程条件等が付表に示されている。
三島 毅; J.T.Markin*; H.O.Menlov*
ANS 1992 International Conference, ,
プルトニウム燃料第三開発室(PFPF)での保障措置システムの開発について紹介する。PFPFの保障措置システムは施設の自動化と両立するよう設計され、設置された。そのシステムは、遠隔制御非破壊測定システム(NDA)、近実時間物質収支管理システム(NRTA)、改良封じ込め監視システム(ACS)より構成されている。これらのシステムは主にPNC/DOE保障措置協力協定の下、ロスアラモスサンディア両研究所と共同で開発され、現在科学技術庁及びIAEAの査察で利用されている。これらシステムの特徴と保障措置上の効果について説明する。