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塚田 隆; 三輪 幸夫; 宇賀地 弘和; 松井 義典; 板橋 行夫; 永田 暢秋*; 堂崎 浩二*
Proceedings of International Conference on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems (CD-ROM), 5 Pages, 2004/10
材料試験炉(JMTR)において照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の発生及び進展試験を予備照射した試験片を用いて実施する計画がある。炉内においては、水の放射線分解により環境中に各種のラジカルや過酸化水素などが含まれるため、炉内環境の評価には腐食電位(ECP)が指標として用いられる。JMTR炉内に装荷する照射キャプセル内で使用するためのFe/Fe
O
型のECPセンサーを開発した。センサーの耐久性を調べるため、高温高圧純水中における熱サイクル試験などを実施した。本研究で開発した炉内測定用ECPセンサーには、高温水中での耐久性を向上させるため、セラミックス隔膜と金属ハウジングの接合部を無電解ニッケルメッキにより保護したが、その有効性が示された。
武山 友憲; 千葉 雅昭; 磯崎 太*; 雨澤 博男; 板橋 行夫; 菊地 泰二; 小田部 芳清*; 平田 雄二*; 高 勇; 大場 敏弘
JAERI-Tech 2001-024, 32 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-024.pdf:4.41MB
中性子スペクトル調整型キャプセルの製作にあたり、試料に高速中性子のみを照射する目的で、熱中性子吸収材であるカドミウムのアルミニウム被覆密封薄肉円筒を製作した。核設計、熱設計上からの要求は、カドミウムの肉厚5.5mm,内径23mm,全長750mm,アルミニウム被覆肉厚0.7mmであり、カドミウムの表面に酸化膜があってはならない、アルミニウム被覆は全面においてカドミウムと密着していることであった。この仕様を満足するため鋳造によって製作した。酸化を防止するためとカドミウムは特定化学物質であるため、真空溶液鋳造装置を製作して鋳造を行った。
山田 忠則; 相沢 雅夫; 白数 訓子
JAERI-Tech 97-072, 32 Pages, 1998/01
JRR-3Mのベリリウム反射体領域の垂直照射孔において、岩石型プルトニウム燃料試料の照射試験を原子炉運転4サイクル(平成7年1月23日~10月13日)に亘って行った。岩石型プルトニウム燃料試料は、トリア系化合物及びジルコニア系化合物をそれぞれディスク状に加圧成形し燃料ピンに収めてある。それぞれの燃料ピンは、キャプセル内に3段に分けて配置した。各段の目標試料温度を600
C(上段)、800C(下段)、1000C(中段)となるように設計した。実際の照射試験では、原子炉出力20MWにおいて中段部の試料温度を1000Cに制御した。本報告書は、照射キャプセルの設計・製作及び照射試験の結果得られた試料の照射温度、中性子束に関する測定データをまとめたものである。
佐野川 好母; 藤城 俊夫; 宮本 喜晟; 田中 利幸; 塩沢 周策; 荒井 長利
ECN-R--98-005, p.145 - 156, 1998/00
高温工学試験研究炉(HTTR)は高温工学に関する中核的試験研究施設として、HTGR関連技術開発と共に高温照射試験研究などのために利用する計画である。本発表は後者の利用研究に関連して、将来的に国際協力研究の実現を推進する観点から、HTTRの運転と試験研究の概要、高温照射機能と照射試験設備及び国際協力研究分野の提案などを報告する。国際協力による照射試験研究については、HTGR技術開発としての燃料、炉心材料等の高度化、高温計測機器など、又、先端的基礎研究としてのセラミックス複合材料の照射下挙動と機構の研究などを提案した。そして協力研究の実現のために関係各国の参加による情報交換会議の開催を提言した。
材料試験炉部
JAERI-M 94-023, 247 Pages, 1994/03
JMTR施設を利用することにより、広範囲な照射試験及び照射後試験を行うことが可能である。このハンドブックは、JMTR及びその附属施設であるホットラボを利用して照射試験及び照射後試験を実施するに当たっての手引きとなるものであり、照射利用各位の利用に便を図るとともに、利用者各位と材料試験炉との連絡の便に供するために作成されたものである。本ハンドブックでは、JMTR及び照射設備の概要を紹介し、利用できる照射技術及び照射利用の上で必要な諸データを収録した。
有金 賢次; 村上 滋*; 大友 昭敏; 瀬口 忠男; 高橋 秀武
Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors, 10 Pages, 1993/00
研究炉において、ポリエチレンキャプセルは誘導放射能が少ないため放射化分析に広く用いられているが、耐熱、耐放射線性が低いため、最大照射時間は20分に限定され、それ以上の照射には主にアルミニウムキャプセルが用いられている。しかし、アルミニウムは照射後の放射能が高く、試料の取扱いのためには1~2日の冷却時間が必要となる。このため、誘導放射能が少なく、長時間の照射が可能なキャプセルの開発が望まれてきた。この要望に応えるため、ポリエチレンナフタレート(PEN)を用い、JRR-4水力照射装置で最大6時間照射可能なキャプセルを開発し実用に供した。また、JRR-3M気送管で最大100時間の照射が可能なキャプセルの開発を、ポリエーテル樹脂(BEK)を用いて行っている。発表では、原子炉照射下におけるPENとBEKの特性、およびキャプセルの開発について述べる。
寺田 博海; 若山 直昭; 小畑 雅博; 飛田 勉; 露崎 典平; 後藤 一郎; 小山 昇; 桜庭 耕一; 横内 猪一郎; 吉田 広; et al.
IEEE Transactions on Nuclear Science, 34(1), p.567 - 570, 1987/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Engineering, Electrical & Electronic)高温ガス炉用高感度燃料破損検出法の研究開発を行った。FFD開発試験においては、一つの照射キャプセルに被覆粒子燃料の健全および破損試料の両方を封入し、照射中に夫々の試料の一次系ヘリウムガスをサンプリングして、FFD実験システムに導いている。 実験では、健全および破損燃料に対するFFD系の応答およびFP放出挙動を測定し、比較検討した。特に燃料温度が1200C以上では、本FFD系は両燃料試料に対して夫々異なる計数応答を示し、破損の検出に見通しを得た。また、一次系ヘリウムガス中FPのガンマ線スペクトルの連続モニタも実施した。
渡辺 斉; 倉沢 利昌; 竹下 英文; 高橋 正; 谷藤 隆昭; 宮内 武次郎; 一色 正彦; 金田 義朗; 相沢 雅夫; 梅井 弘
JAERI-M 82-136, 27 Pages, 1982/10
トリチウムの放出挙動・回収の研究はトリチウム技術開発において極めて重要な課題のである。しかしながら、これまでの研究は主として低照射量(1
10
n/cm
程度)の照射後焼純法によるものであり、トリチウム放出挙動に関して十分なデータとは言えない。本試験は実効中性子フルエンス5.510
n/cmまでの照射量に対するトリチウム放出率、HTO/HT組成比をin-situ測定によって、またトリチウム残存量を照射後試験によって明らかにするものである。本報告書には試験内容、照射条件、試験方法及び安全評価のためのトリチウム生成量、漏洩量、解体作業及び異常時対策について記述した。また、照射キャブセルの構造、安全解析についても記述した。
大内 信平
日本原子力学会誌, 8(7), p.402 - 404, 1966/00
U.S.AECおよびG.E.社共催の「International Symposium on Developments in Irradiation CapsuleTechnology」は1966年5月3~5日に、アメリカカリフォルニヤのキャスルウッド・カントリークラブ(GETRの近く)で行われ、これに1週間おくれて、5月10~12日に、イギリスのハーウェル研究所主催の「International Symposium on In-Pile Irradiation Equipment and Techniques」が同研究所内のコッククロフト・ホールで行なわれた。便宜上前者を「U.S.キャプセルシソポジウム」、後者を「U.K.キャプセルシソポジウム」と称することとする。
加治 芳行
no journal, ,
JRR-3における材料照射環境整備として、JMTRからキャプセル温度制御装置をJRR-3に移設し、照射キャプセルの設計技術を継承するとともに、中性子照射量評価等の基盤技術開発を行っている。ここでは、本基盤技術の基本となっているJMTRで開発された一定温度制御キャプセル及び温度制御装置、中性子照射量評価等の照射試験基盤技術について概説した。
