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論文

原研・東海研究所における防護活動について

山原 武

第26,27回NSネット安全キャラバン講演録, p.1 - 30, 2001/10

本講演では、東海研究所の防護活動,JCO臨界事故時における活動の概要及び東海ノア協定の活動について述べる。東海研究所の防護活動については、安全管理体制,異常発生時の通報連絡体制,防護活動の組織・体制,防災監視システム等について紹介する。JCO臨界事故時における活動については、平成11年9月30日から10月2日にわたって行った東海研究所対策本部,保健物理部等の支援活動の概要を紹介する。東海ノア協定の活動については、自主保安にかかわる点検協力活動,安全教育にかかわる協力活動,緊急事態の協力活動を想定した訓練等について平成12年度の活動を中心に紹介する。

報告書

高燃焼度PWR燃料の照射後試験データ; 燃料棒:B15(燃料集合体:NO1G13)

土内 義浩*; 石島 清見; 山原 武

JAERI-Data/Code 98-002, 24 Pages, 1998/02

JAERI-Data-Code-98-002.pdf:1.02MB

本報告書は、NSRRでのパルス照射実験の供試燃料棒として、関西電力株式会社より日本原子力研究所に譲渡された照射済燃料棒B15(燃料集合体:NO1G13)に関するもので、大飯1号機における照射試験の後に実施された燃料検査の結果についてとりまとめたものである。当該燃料棒は、軽水炉燃料挙動に対する高燃料度化の影響を評価するため、関西電力株式会社をはじめとするPWR5電力と原子燃料工業株式会社の共同研究として大飯1号機48MWd/kgU先行照射試験において照射された。電力共同研究の一環として、照射試験に引き続き、B15燃料棒に対しては、非破壊試験((1)燃料棒外観検査、(2)燃料棒寸法測定、(3)渦電流探傷試験、(4)酸化膜厚さ測定試験)及び破壊検査((5)パンクチャーテスト)が実施された。高燃焼度燃料の燃料挙動は設計において認められている範囲内であった。

論文

Current status of PIE techniques in RFEF

古平 恒夫; 山原 武; 助川 友英; 西野 泰治; 金澤 浩之; 天野 英俊; 仲田 祐仁

HPR-349, 11 Pages, 1998/00

東海研究所の燃料試験施設は、発電炉で使用した照射済燃料集合体の健全性に関する実証試験を行うことを目的として1979年に設立された。近年では、高燃焼度燃料の開発に関する照射後試験を実施しており、ペレット等の熱物性データを取得するため、融点測定装置及びペレット熱拡散率測定装置を整備するとともに比熱測定装置等の新規照射後試験技術開発を継続している。さらにPu添加燃料の研究開発に資するため、$$alpha$$$$gamma$$対応のEPMAを整備するなど軽水炉の高度化研究に対応すべく技術開発を行っており、今回の当該会議において現状を報告する。

報告書

Fission gas release from rock-like fuels, PuO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$(Y){or ThO$$_{2}$$}-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-MgO at burn-up of 20 MWd/kg

柳澤 和章; 大道 敏彦; 金澤 浩之; 天野 英俊; 山原 武

JAERI-Research 97-085, 31 Pages, 1997/11

JAERI-Research-97-085.pdf:2.38MB

2種類の燃料を製造した。一つは20w/oPuO$$_{2}$$にThO$$_{2}$$-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-MgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$を混ぜたものであり、もう一つは23w/oPuO$$_{2}$$にZrO$$_{2}$$(Y)-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-MgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$を混ぜたものであり、燃料の形態として外径3mm肉厚1mmのディスク[円板]状を採用した。この2種類の燃料につき、通常運転下での燃料ふるまいを研究する目的で試験研究炉(JRR-3M)を用い平均燃焼度20MWd/kg(最高27MWd/kg)まで照射を実施した。照射後試験にて以下の事柄を見出した。(1)低い照射温度($$<$$1000$$^{circ}$$C)にも拘わらず、著しい割合のFPガス放出(FGR)が起こっており、燃料の微細組織を研究した結果、FPガスが燃料マトリックスから開気孔を通じて直接ギャップ空間に放出されたと考えられた。(2)セシウム(Cs)が燃料マトリックスからプレナム領域まで移行していた。その量は、生成量の約20%程度である。この原因の一つは、使用した円板型燃料の半径方向温度分布がわずかであるが一定でなかったためであり、もう一つは製造段階からこの燃料はセシウム保持能力が弱かったためであろうと考えられる。

論文

Thermal diffusivity measurement of high burnup UO$$_{2}$$ pellet

中村 仁一; 内田 正明; 上塚 寛; 古平 恒夫; 山原 武; 菊地 章

Proc. of Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 0, p.499 - 506, 1997/03

ハルデン炉で、燃焼度63MWd/kgUまで照射された、UO$$_{2}$$ペレットの熱拡散率の測定を室温から1794Kにかけてレーザーフラッシュ法を用いて行った。高燃焼度UO$$_{2}$$の熱拡散率は、未照射UO$$_{2}$$に比べて室温で半分以下に低下していたが、その差は温度の上昇とともに減少し、両者は、約1800Kでは、ほぼ一致した。また、測定最高温度を次第に上昇させながら測定を繰り返したところ、800K-1200Kにかけて熱拡散率が次第に上昇する傾向を示した。これは照射損傷の回復にともなうものと推定された。回復後の熱拡散率は、固溶FPを加えた模擬高燃焼度燃料SIMFUELの値よりやや小さい値を示した。熱拡散率の測定値は、試料毎にばらつきを示したが、この試料間の熱拡散率の差は、試料密度の差で大部分説明できることが明らかになった。

論文

Development of remote handling apparatus for measuring thermal diffusivity

大和田 功; 西野 泰治; 山原 武; 石本 清

Proc. of 43rd Conf. on Robotics and Remote Systems 1995, 0, p.75 - 80, 1996/00

軽水炉技術の高度化計画に伴って、燃料の高燃焼度化が進められており、燃料ペレットの熱電導率は、重要な熱物性値として注目されている。原研・燃料試験施設では、レーザーフラッシュ法を用いた遮蔽型のペレット熱拡散率測定装置を開発した。熱伝導率は、測定した熱拡散率、比熱及び密度より求める。装置は試料保持部、レーザー発信器部、赤外線検出器部、ヒータ温度抑制部、真空排気部、データ処理部、生体遮蔽体、フード及び試料移送容器で構成されている。装置の性能と照射後試験への適用を確認するため、金属タンタル、アルミナ、未照射UO$$_{2}$$、未照射UO$$_{2}$$-Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$及び照射済燃料を用いて熱拡散率を測定した。その結果、高燃焼度燃料の照射後試験に十分使用できることが明らかになった。

報告書

Behavior of irradiated PWR fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test MH-3

笹島 栄夫; 更田 豊志; 森 行秀*; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 伊藤 忠春

JAERI-Research 95-087, 179 Pages, 1995/12

JAERI-Research-95-087.pdf:12.06MB

本報告書は、NSRRにおいて実施した美浜2号機照射済PWR燃料を用いた第3回目の反応度模擬実験であるMH-3について、実験方法、パルス照射前の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果など実験データを整理し、考察を加えたものである。実験に使用した試験燃料は、関西電力(株)美浜2号機で照射された14$$times$$14PWR型燃料棒を短尺加工したものであり、燃料燃焼度は38.9MWd/kgUであった。

報告書

Experimental data report for test TS-5; Reactivity initiated accident test in the NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 伊藤 忠春

JAERI-Research 95-080, 92 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-080.pdf:8.22MB

本報告書は、1993年度1月に実施した照射済BWR燃料を用いた5回目の反応度事故模擬実験であるTS-5について、実験データをまとめたものである。TS-4実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、日本原子力発電(株)の敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した燃料の燃焼度は26GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、BWRのコールドスタートアップ条件を模擬した大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、公称発熱量は117$$pm$$5cal/g・fuel(ピークエンタルピ98$$pm$$4cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。なお、この実験では集合体中の燃料/水比を模した流路管中で燃料のパルス照射を行った。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。

論文

Development of post-irradiation examination techniques at the reactor fuel examination facility

山原 武; 西野 泰治; 天野 英俊; 石本 清

IAEA-TECDOC-822, 0, p.43 - 54, 1995/09

IAEA Technical Committee Meeting on Recent Development on Post-Irradiation Examination Techniques for Water Reactor Fuel,17-21 October 1994,Cadaracheにおいて、燃料試験施設の最近の照射後試験技術の開発について発表する。燃料試験施設では、軽水炉高燃焼度燃料の照射後試験に最も力を注いでいるが、燃焼度の伸長とともに従来の試験技術をそのまま適用することが困難となってきた。その例としてパンクチャー試験技術及び脱燃料技術があり、これらの技術開発を行った。また、新たな照射後試験ニーズに応えてペレット熱拡散率測定装置及びペレット融点測定装置の開発を行った。今回はこの4件の技術開発に関して報告する。

報告書

JMTR照射ウラン・プルトニウム混合窒化物燃料の照射後試験: 88F-5Aキャプセル

荒井 康夫; 岩井 孝; 笹山 龍雄; 岡本 芳浩; 中島 邦久; 新見 素二; 助川 友英; 山原 武; 鈴木 康文

JAERI-Research 95-008, 92 Pages, 1995/02

JAERI-Research-95-008.pdf:5.04MB

ウラン・プルトニウム混合窒化物ペレットを充填したヘリウムボンド型燃料ピン2本を、88F-5Aキャプセルに組み込み、JMTRにおいて最高線出力65kW/mの条件で燃焼度4.1%FIMAまで照射した。照射後の燃料ピンに有害な欠陥は無く健全であった。燃料中心の装荷した熱電対指示は照射期間中に燃料温度が低下する傾向を示し、ペレットと被覆管のギャップが徐々に閉塞することが確認された。FPガス放出率は約2~3%と極めて低い値であるとともに、燃料ピンの外径増加率は最大でも約0.4%にとどまるという結果を得た。また、ステンレス鋼被覆管内面に有意な腐食は観察されなかった。そのほか、照射に伴う燃料組織変化等についても知見を得た。

論文

Development of remote-handling apparatus for measuring thermal diffusivity

大和田 功; 西野 泰治; 山原 武; 石本 清

Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.465 - 466, 1995/00

軽水炉技術の高度化計画に伴って、燃料の高燃焼度化が進められており、燃料ペレットの熱伝導率は、重要な熱物性値として注目されている。原研・燃料試験施設では、レーザーフラッシュ法を用いた、遮蔽型のペレット熱拡散率測定装置を開発した。熱伝導率は、測定した熱拡散率、比熱及び密度より求める。装置は試料保持部、レーザー発信器部、赤外線検出器部、ヒータ温度制御部、真空排気部、データ処理部、生体遮蔽体、フード及び試料移送容器で構成されている。装置の性能と照射後試験への適用を確認するため、金属タンタル、アルミナ、未照射UO$$_{2}$$、未照射UO$$_{2}$$-Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$及び照射済燃料を用いて熱拡散率を測定した。その結果、高燃焼度燃料の照射後試験に十分使用できることが明らかになった。

報告書

Experimental data report for test TS-4, Reactivity initiated accident test in the NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男

JAERI-M 94-030, 103 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-030.pdf:10.15MB

本報告書は1991年1月に実施した照射済BWR燃料を用いた4回目の反応度事故模擬実験であるTS-4について、実験データをまとめたものである。TS-4実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、日本原子力発電(株)の敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した燃料の燃焼度は26GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、BWRのコールドスタートアップ条件を模擬した大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、公称発熱量は110$$pm$$5cal/g・fuel(ピークエンタルピ89$$pm$$4cal/g・fuel)を与えた。その結果、燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。

論文

水炉燃料の照射後試験における最近の技術開発に関する専門家会議報告

山原 武

日本学術振興会原子炉材料第122委員会資料; 平成6年度第4回委員会資料, 0, 8 Pages, 1994/00

平成6年10月17日から10月21日にわたって、フランス・ガダラッシュ研究所で、IAEA主催「水炉燃料の照射後試験における最近の技術開発に関する専門家会議」が開催され、15ヵ国、1国際機関(IAEA)から約55名が出席した。日本からは山原を含め6名が出席した。会議では、33件の発表(論文は30編)が、セッションI:照射後試験全般、セッションII:非破壊試験、セッションIII:破壊試験、セッションIV:機械的強度試験、セッションV:再加工技術に分けて行われた。本報は、各セッションごとの主な内容、トピックス、会議全体のまとめ等を述べたものである。

論文

Development of ultra-micro hardness tester

串田 輝雄; 西野 泰治; 山原 武; 石本 清

Proc. of 42nd Conf. on Robotics and Remote Systems, 2, p.52 - 57, 1994/00

軽水炉燃料の燃焼度増加に伴う被覆管の機械的特性の変化を調べることは重要である。原研・燃料試験施設では、低荷重で極く微小領域における硬さ測定を行うことが可能な超微小硬度計(以下、本装置)を開発した。本装置は、高放射性試料を取扱うため、硬度計本体を鉛セル内に設置した。試料のセッティング、対物レンズの切替はトング操作によるが、他の操作は全て自動操作となっている。本装置では、ダイナミック硬さ及びビッカース硬さが測定可能である。特に、ダイナミック硬さ測定では、試料に圧子を低荷重で押し込んだ時の深さを計測することから、微小振動が測定に影響を及ぼすため、各種の振動対策を施した。硬さ基準片及び未照射被覆管を用いた特性試験により、微小領域における連続測定における硬さ分布が得られることを確認した。

論文

Development of ultra-micro hardness tester

串田 輝雄; 西野 泰治; 山原 武; 石本 清

Transactions of the American Nuclear Society, 71, 522 Pages, 1994/00

軽水炉燃料の燃焼度増加に伴う被覆管の機械的特性の変化を調べることは重要である。原研・燃料試験施設では、低荷重で極く微小領域における硬さ測定を行うことが可能な超微小硬度計(以下、本装置)を開発した。本装置は、高放射性試料を取扱うため、硬度計本体を鉛セル内に設置した。試料のセッティング、対物レンズの切替はトング操作によるが、他の操作は全て自動操作となっている。本装置では、ダイナミック硬さ及びビッカース硬さが測定可能である。特に、ダイナミック硬さ測定では、試料に圧子を低荷重で押し込んだ時の深さを計測することから、微小振動が測定に影響を及ぼすため、各種の振動対策を施した。硬さ基準片及び未照射被覆管を用いた特性試験により、微小領域における連続測定により硬さ分布が得られることを確認した。

報告書

Experimental data report for test TS-3; Reactivity initiated accident test in the NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男

JAERI-M 93-183, 115 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-183.pdf:13.73MB

本報告書は、1990年9月に実施した照射済BWR燃料を用いた3回目の反応度事故模擬実験であるTS-3について実験データをまとめたものである。TS-3実験に使用した試験燃料は初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量は94$$pm$$4cal/g・fuel(ピークエンタルピ88$$pm$$4cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。

報告書

新型燃料開発のための燃料製作・試験施設及び照射後試験施設の概念

天野 英俊; 長谷川 圭佑; 山原 武; 鈴木 康文; 古田 照夫

JAERI-M 93-103, 75 Pages, 1993/05

JAERI-M-93-103.pdf:2.35MB

軽水炉将来技術開発計画特別チームでは、1990年7月以来、軽水炉将来技術と総合試験施設構想(試験炉、燃料関連試験施設、炉工学関連試験施設等)の検討を行ってきた。燃料関連試験施設のうち燃料製作・試験施設では、超高燃焼度を目指した高プルトニウム富化MOX燃料、TRU含有燃料等新型燃料の照射試験用燃料の製作並びにその確性及び特性試験が行えることを想定している。また照射後試験施設では、これらの燃料の照射後試験が行えること、特に物性試験が行えることを想定している。加えて試験後の継続照射を行えるよう考慮している。本報告書は、燃料製作・試験施設及び照射後試験施設の概念、具備機能、施設構造について述べたものであり、さらにこれら施設・設備の安全予備解析を行い、その結果、基本的にはこれまでの施設設計概念で充分施設の安全性が確保しうることが確認された。

報告書

Experimental data report for test TS-2; Reactivity initiated accident test in NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男

JAERI-M 93-006, 101 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-006.pdf:11.47MB

本報告書は、1990年2月に実施した照射済BWR燃料を用いた2回目の反応度事故模擬実験であるTS-2について実験データをまとめたものである。TS-2実験に使用した試験燃料は初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3Gwd/tであった。NSRRにおける照射実験は、大気圧、室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量は72$$pm$$5cal/g・fuel(ピークエンタルピ66$$pm$$5cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irradiation examination of MH-2 fuel rod

柳澤 和章; 片西 昌司; 本間 功三*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 92-015, 211 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-015.pdf:8.77MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-2(MH-2)を用いたパルス照射がNSRRで1990年3月8日に実施された。当該燃料の発熱量は68cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-2に関して燃料棒再製作時のデータ。NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irraditaiton examination of MH-1 fuel rod

柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 本間 功三*; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 91-220, 186 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-220.pdf:7.02MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-1を用いたパルス照射がNSRRで1989年11月28日に実施された。当該燃料の発熱量は60cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-1に関して燃料棒再製作時のデータ、NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

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