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報告書

Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射済試験体のJMTR炉心からの取出方法に関する検討

池島 義昭; 石田 卓也*; 土谷 邦彦; 冨田 健司; 海老沢 博幸; 馬籠 博克; 中道 勝*; 北島 敏雄; 河村 弘

JAERI-Tech 2005-005, 37 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2005-005.pdf:7.59MB

JMTRを照射場として、トリチウム増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球充填体を装荷した照射試験体を用いた第1期照射試験(ORIENT-I,JMTRキャプセル名:96M-37J)の終了に伴い、JMTR炉心からの照射済試験体の取出方法の検討及び取出試験を行った。本報告書は、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射済試験体の取出しに備えて行った、トリチウム除去及びトリチウム脱離に関する特性試験及び作業者の内部被ばくに関する試験前評価の結果、並びに、照射済試験体の取出し実績及びそこから得られた知見についてまとめたものである。

論文

Tritium release behavior from lithium titanate pebbles at low irradiation temperature

河村 弘; 土谷 邦彦; 中道 勝; 藤田 淳哉*; 佐川 尚司; 長尾 美春; Y.Gohar*; 池島 義昭; 斎藤 隆; 桜井 進; et al.

Fusion Technology 1998, 2, p.1289 - 1292, 1998/00

核融合炉増殖ブランケット設計において、トリチウム増殖材として微小球形状のリチウムタイタネイト(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)が候補材の1つとして挙げられている。しかしながら、微小球形状Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$からの低温時(250~400$$^{circ}$$C)におけるトリチウム放出特性データはほとんどない。本研究では、JMTRを用いて、中性子照射下におけるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球からのトリチウム放出試験を行い、トリチウム放出特性に対するスィープガス流量水素添加量及び照射温度の影響を調べた。この結果、トリチウムは増殖材充填層中心温度100$$^{circ}$$Cから、除々に放出されることが明らかになった。また、放出トリチウムのガス成分割合は、水分濃度の減少とともに増加し、定常時には93%程度になった。以上の結果から、低温時におけるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球からのトリチウム放出特性に関する有望なデータを取得することができた。

論文

原子炉の中で使用されたOリングの劣化と余寿命

伊藤 政幸; 池島 義昭; 白石 忠男; 佐藤 隆一; 田中 勲; 市橋 芳徳

マテリアルライフ, 4(1), p.37 - 43, 1992/01

大洗研究所の材料試験炉のインパイルループ(OWL-2)と原子炉圧力容器との間のシールのために13年間使用されていたシリコーンOリング(全部で3ヶ所)の劣化の程度を評価するために、機械的性質を測定した。Oリングが受けた線量を遮蔽計算コードQAD-CGを用いて計算し、一番高い位置で3.46kGyを得た。運転中の温度についても解析コードを用いて計算し、50$$^{circ}$$Cと推定された。Oリングが受けた摺動は原子炉圧力容器とOWL-2の材料の熱膨張係数から算出し、最大5.3mmと推定された。老化に寄与する最大の因子は放射線と考えられるので、同じタイプのOリングについて時間短縮照射を行い、機械的性質を測定した。破断伸びが50%に達する時点を寿命と仮定し、余寿命を推定すると26年となった。材料をEPDMとした場合には、同じ時間加速照射した物性値から寿命はシリコーンゴムの3倍と推定された。

報告書

原子炉におけるシリコンゴム製Oリングの放射線劣化の評価

池島 義昭; 伊藤 政幸; 白石 忠男; 佐藤 隆一; 田中 勲; 市橋 芳徳

JAERI-M 90-216, 40 Pages, 1990/12

JAERI-M-90-216.pdf:1.36MB

放射線環境下で、しかも実機状態で長時間にわたって使用した有機材製Oリングの機械的性質に関して評価したデータは稀少なものである。シリコンゴム製Oリングは、常に透過放射線に曝されるJMTRの原子炉圧力容器内においてシール材として13年間にわたって使用され、その間に約3.46kGyの吸収線量を受けたものである。本報告は、実機状態で長期間にわたって使用したOリングとガンマ線を使って加速照射したものについて、長期使用が及ぼす機械的性質への影響を評価したものである。実機のような使用環境ではシリコンゴム製Oリングは吸収線量にして約300kGyに達するまで使用可能であり、同Oリングの使用寿命は40年と推定される。新OWL-2炉内管用として採用したEPDM製Oリングは、シリコンゴムに較べて耐放射線に優れており、使用寿命は約3倍となる。

報告書

In-pile loop OWL-2 and irradiation tests done with it

鈴木 忍; 池島 義昭; 河野 政勝; 渡邊 浩之; 佐藤 均; 田中 勲

JAERI-M 90-196, 45 Pages, 1990/11

JAERI-M-90-196.pdf:1.67MB

OWL-2は、我が国最大規模のインパイル・ループとして1972年2月JMTRに設置されて以来、各種の動力炉用燃料・材料試料の照射試験及び炉工学的試験に使用されてきたが、所期の目的を達成したため廃止する計画である。廃止後には、JMTR改造計画の一環として核融合炉用増殖ブランケットの試験研究を進めて行くうえで必要な新ループの設置を予定している。本報告は、インパイル・ループの設計上考慮した点を中心に、廃止計画に至るまでの経緯と照射試験、タービン型流量計の開発、炉内管構造材のサーベイランステストの結果及び炉内管に発生したTGSCCとその防止対策などについてまとめたものである。

報告書

インパイル・ループOWL-2と照射試験

池島 義昭; 河野 政勝; 渡邊 浩之; 鈴木 忍; 佐藤 均; 田中 勲

JAERI-M 89-043, 35 Pages, 1989/03

JAERI-M-89-043.pdf:1.41MB

OWL-2は、我が国最大規模のインパイル・ループとして1972年2月JMTRに設置されて以来、各種の動力炉用燃料・材料試料の照射試験及び炉工学的試験に使用されてきたが、所期の目的を達成したため廃止することになっている。廃止した後には、JMTR性能向上計画の一環として軽水炉の高度化及び核融合炉の開発研究を進めて行くうえで必要な新ループの設置を予定している。本報告は、インパイル・ループとして設計上考慮した点を中心に、廃止に至るまでの経緯と照射試験、タービン型流量計の開発、炉内管構造材のサーベランステストの結果及び炉内管で経験したTGSCCとその対策などについてまとめたものである。

報告書

OWL-2炉内管の貫粒型応力腐食割れ対策; THSI溶接残留応力改善法の確性試験報告

池島 義昭; 梅本 忠宏*; 阿部 弘; 鈴木 忍; 伊丹 宏治

JAERI-M 87-041, 45 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-041.pdf:2.0MB

JMTRに設置されているOWL-2照射設備は、昭和47年1月から加圧水型および沸騰水型原子炉の運転状態を模擬可能なインパイル水ル-プとして、各種の原子炉用燃、材料試料の照射実験並びに炉工学的試験に使用されてきた。しかし昭和58年3月にJMTR第62サイクル運転中、炉内管頂部の耐圧管に亀裂欠陥が発生した。調査の結果、耐圧管内面の打ち疵部の孔食が起点となり、貫粒型応力腐食割れにに進展した事が明らかとなった。新炉内管は、これらの調査結果を踏まえ、昭和60年1月から設計・製作を進めて昭和61年12月に完成し照射運転を再開した。本報告書は、新炉内管に採用した貫粒型応力腐食割れ防止の諸対策および亀裂発生箇所などに施工したTHSI法の確性試験の概要と新炉内管への施工結果についてまとめたものである。

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