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論文

Improvement of irradiation facilities performance in JMTR

菅野 勝; 桜井 進; 本間 建三; 佐川 尚司; 中崎 長三郎

JAERI-Conf 99-006, p.264 - 269, 1999/08

JMTRには、燃料及び材料の照射試験やラジオアイソトープの生産のために多種の照射装置が据え付けられている。これらの照射装置は、設計寿命に達した際には更新を行っているが、新しい照射要求に対応するため更新の都度性能の改善を実施してきた。本発表は、これらの照射装置のうち出力急昇試験設備(BOCA/OSF-1)と水力ラビット2号機(HR-2)の性能の改善について報告する。

報告書

OSF-1炉内管のHe-3ガススクリーン付仕切管の製作

菅野 勝; 小山 昇; 石井 忠彦; 中崎 長三郎; 荒瀬 功

JAERI-Tech 97-042, 53 Pages, 1997/09

JAERI-Tech-97-042.pdf:2.17MB

JMTRに設置してあるOSF-1炉内管内に装着してある仕切管のHe-3ガススクリーンが、使用寿命に到達のため平成8年9月に更新した。本報告書は、約5年間にわたって行った更新用仕切管に関する各種の検討、設計、製作及び現地更新工事についてまとめたものである。

論文

高放射性使用済炉内管の切断処理

飯村 勝道; 細川 甚作; 高橋 澄; 中崎 長三郎

UTNL-R-0321, 0, p.5.1 - 5.10, 1995/03

JMTRでは、種々の照射ニーズに対応するため、各種照射装置の運転を行っている。このうち、OGL-1及びOWL-2は、燃料・材料などの多くの照射試験を実施してきた。これらの照射装置の炉内管は、設計寿命に達したため、原子炉圧力容器から取出し、カナル水中に保管してきた。保管中の炉内管を切断するために切断装置を開発、切断処理を行った。切断作業は、計画どおりに安全に実施することができた。本報告は、切断対象物である炉内管の概要及び今回開発した水中放電切断装置の概要、供用中の原子炉施設内における炉内管の切断処理作業で得た経験などについて紹介する。

論文

高温・高圧水ループ「OWL-2」の撤去と原子炉容器の復旧

本間 建三; 雨谷 富男; 渡邊 浩之; 中崎 長三郎

UTNL-R-0292, p.1 - 9, 1993/00

JMTRに設置されている高温高圧水ループ照射設備「OWL-2」は、初期の目的を達成したため撤去することとした。OWL-2の炉内管は、原子炉容器の上蓋と下蓋を上下に貫通した構造である。そのため、炉内管の撤去は、原子炉容器内の一次冷却水の漏出を防止しつつ、炉内管の引抜きと、原子炉容器復旧のためのループ貫通部プラグ取付けを行わなければならない。本作業は、原子炉の炉心部を裸にする事故につながる恐れがあり、失敗の許されない困難な作業である。そのため、実機撤去に先立ち、モックアップ試験の実施を計画し、試験において構造設計、作業手順等の妥当性を確認した。本報告は、モックアップ試験の成果、実機炉内管の撤去及び、原子炉容器ループ貫通部の処置に関する、手順、方法等について紹介する。

論文

JMTRにおける出力急昇試験設備の運転経験

小山 昇; 鍋谷 栄昭; 中崎 長三郎; 田中 勲

UTNL-R-0274, p.2-1 - 2-6, 1992/00

JMTRにおける出力急昇試験設備は、軽水炉燃料の安全性研究を目的として、昭和56年より供用を開始し、現在までに48本の燃料試料の出力急昇試験を行った。この間、照射要求に応じて、1サイクル当りの照射本数の増加、照射済燃料の再照射、燃料試料の線出力の増大BOCAキャプセルの再使用化等設備の高性能化を図ってきた。ここでは主にHe-3・BOCA照射装置、シュラウド照射装置について、照射要求の高度化とそれに伴う性能向上について具体例をあげて紹介する。

論文

Programmed temperature control of capsule in irradiation test with personal computer at JMTR

斎藤 春雄; 浦本 敏正; 福島 征夫; 小畑 雅博; 鈴木 忍; 中崎 長三郎; 田中 勲

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.285 - 292, 1991/00

原子炉での中性子照射試験研究において、照射温度は最も重要なパラメータの一つである。JMTRでのキャプセル照射は、アナログ型の調節器による温度制御を行ってきた。今回、温度制御系にパーソナルコンピュータを付加した温度制御方式を開発した。これにより、原子炉出力上昇前に、キャプセル温度を定常にする照射試験、サイクル温度変化、任意速度での直線状・段階状の昇温及び降温等の照射試験が可能となり、キャプセル方式による照射試験の内容が大幅に拡大した。

論文

The Present situation of power ramping test at the JMTR

中山 富佐雄; 石井 忠彦; 中崎 長三郎; 瀬崎 勝二; 市橋 芳徳; 田中 勲

Proc. on the 2nd Asian Symp. on Research and Reactor, p.1 - 18, 1989/00

JMTRは照射試験設備の一つとして、軽水炉燃料の安全性研究及びBWR用高性能燃料の出力急昇時における健全性確認試験のため昭和56年に出力急昇試験設備を設置し、試験を開始した。この設備について、試験の目的、設備の詳細及び試験の方法について紹介する。

報告書

Underwater plasma arc cutting of in-reactor tube of in-pile creep test facility

鈴木 忍; 市橋 芳徳; 中崎 長三郎; 長松谷 孝昭*; 中田 宏勝; 伊丹 宏治

JAERI-M 88-199, 39 Pages, 1988/10

JAERI-M-88-199.pdf:2.28MB

新型転換炉の原型炉「フゲン」の炉心部に使用されているジルコニウム合金製圧力管の中性子照射下でのクリープ歪量を確認する目的で、JMTRに設置された上記圧力管と同材質のクリープ照射試験装置炉内管は1978年まで7年間照射試験に供された。照射試験終了後、撤去された炉内管の廃棄のための切断および照射試験後に供されるテストセクション部の切出し作業が1981-1982年に掛けて実施された。切断作業は大別して(1)非放射化部で、かつ汚染密度の低い部分の空中の切断、(2)放射化部を含む汚染密度の高い部位の水中プラズマアーク切断、および(3)ホットセル内での機械切断の3とおりである。本報告書は空気中切断に続いて行われた水中プラズマアーク切断について、今後同様な作業を計画する場合の参考と成り得るデータ等を収録する目的でまとめられた。

論文

Power ramp test for LWR fuel in the JMTR

市橋 芳徳; 瀬崎 勝二; 中崎 長三郎; 石井 忠彦

Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 11 Pages, 1988/00

JMTRにおける軽水炉燃料の出力急昇試験装置の概略を紹介するとともに、この試験装置で実施可能な出力急昇試験パターン、出力急昇試験に係る全体の作業の流れ等について概要を述べる。結論として、現状で利用者が持っている軽水炉燃料の健全性確認試験は、より早い速度の出力過渡試験であり、この要求に答えるための新しい装置について検討を進めていることを述べる。

報告書

JMTR出力急昇試験設備の開発(その3) (BOCA照射設備特性試験の結果)

中田 宏勝; 瀬崎 勝二; 中崎 長三郎; 石井 忠彦; 伊藤 治彦; 阿部 弘

JAERI-M 85-021, 36 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-021.pdf:1.37MB

材料試験炉では、軽水炉燃料ピンの出力急昇試験を行うための設備(BOCA/OSF-1)の開発と設備を昭和53年度より行って来た。本報告は、前報(JAERI-M8533及び同9343)に引き続き、昭和56年の9月から12月にかけて実施したBOCA照射設備の特性試験の結果をまとめたものである。特性試験では、まず装置の長期運転性能を確認したのち、BOCA照射設備を構成する沸騰水キャプセル、キャプセル制御装置及び$$^{3}$$He出力可変装置について原子炉運転中に各種測定を実施した。その結果、BOCA照射設備は軽水炉燃料ピンをBWR条件下において2倍以上の変化幅をもって最大50kW/mまで出力急昇させると云う目標をほぼ満足していることを確認した。また、各装置も設計どうりの性能を有し、安定して作動することが確認された。

報告書

$$^{3}$$He-BOCA出力急昇試験設備の開発,2; 試験計画と$$^{3}$$He-BOCAの設計

中田 宏勝; 瀬崎 勝二; 永堀 浩; 石井 忠彦; 伊藤 治彦; 土田 昇; 阿部 弘; 中崎 長三郎; 伊藤 昇; 小向 文作; et al.

JAERI-M 9343, 37 Pages, 1981/03

JAERI-M-9343.pdf:1.85MB

材料試験炉では、軽水炉燃料ピンの出力急昇試験に必要な「$$^{3}$$He出力制御型沸騰水キャプセル(略称$$^{3}$$He-BOCA)」の開発・整備を昭和53年度より行っている。本報は、前報(JAERI-M8533)に引続き、主に昭和54年から55年にかけて行った各種検討と試験の結果をまとめたものである。出力急昇試験設備としては、新燃料のみならず照射済燃料ピンを、軽水炉と同等の条件下で大量に試験できるものとすることを目標に開発を進めている。今期は主に、BWR条件下で燃料を照射するためのBOCA本体及びBOCA制御装置と、燃料ピンの発熱量を変えるための$$^{3}$$He出力可変装置の詳細設計を行うとともに、設計を確認するために一連の試験を行った。また、$$^{3}$$He-BOCAにより行う出力急昇試験の計画を検討し、実施のための準備を進めた。

論文

Behavior of iodine-131 during rinsing in-pile loop with demineralized water after fission product release experiment

山本 克宗; 中崎 長三郎; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 伊丹 宏治

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(1), p.67 - 76, 1980/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.86(Nuclear Science & Technology)

炉内水ループ(OWL-1)で行なわれたFP放出実験後に、ループ一次系内の純水による洗浄を行なった。その際に、ループ中に残留している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの挙動を調べるために水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度を測定した。精製系を停止した状態では、水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度は次第に上昇し、約3日後に最高になり、その後$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの半減期で減少した。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度測定結果を数学的に解析し、水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度変化、および水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I量と系の壁面に付着している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I量との関係を表わす式を導いた。

報告書

$$^{3}$$He-BOCA出力急昇試験設備の開発,1; 開発計画と設備概要

中田 宏勝; 石井 忠彦; 伊藤 治彦; 阿部 弘; 中崎 長三郎; 瀬崎 勝二; 永岡 芳春

JAERI-M 8533, 35 Pages, 1979/11

JAERI-M-8533.pdf:1.58MB

JMTRでは、昭和44年以来各種燃材料の照射試験を行って来たが、昭和53年度より5ヶ年計画で軽水炉燃料ピンの出力急昇試験を行うのに必要な「He-3出力制御型沸騰水キャプセル(略称$$^{3}$$He-BOCA)」の開発・整備を行うことになった。同キャブセルは、加圧静止水を熱媒休とする照射装置であり、簡単な装置で軽水炉と同等の圧力・温度条件が得られ、かつキャブセル周囲に設けるHe-3ガスのスクリーンにより燃料ピンの発熱量を容易に変えられるものである。完成後の設備は新燃料のみならず照射済燃料ピンを大量に試験できる能力を有し、BWRおよびPWR条件下で出力急昇試験の他パワーサイクルを行うことができる。本報告では$$^{3}$$He-BOCAの原理や開発計画について説明するとともに、BOCAの基本的伝熱特性を調べるために行った炉外予備実験の結果、BWR条件下で短尺燃料ピンを出力急昇できることを目標として概念設計した$$^{3}$$He-BOCAの概要、などについて述へる。

報告書

軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集,2

石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 中崎 長三郎; 武田 常夫; 伊丹 宏治; 林 清純*; 都甲 泰正*

JAERI-M 8332, 110 Pages, 1979/07

JAERI-M-8332.pdf:5.29MB

この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第2報である。第3回から第7回まで、5回のFP放出実験の結果を記載した。報告書の内容として、燃料ペレットの仕様と形状を含む使用前検査の結果、照射用燃料試料の構成部品および組立状況の概観、JMTRとOWL-1の運転条件、ループ冷却水中のよう素131レベルの経時変化、そして照射済み燃料試料の照射後試験データの一部分が含まれている。

報告書

軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集(I)

山本 克宗; 中崎 長三郎; 石渡 名澄; 伊丹 宏治; 都甲 泰正*

JAERI-M 8045, 128 Pages, 1979/01

JAERI-M-8045.pdf:4.21MB

JMTR・OWL-1において、一連のFP放出実験を遂行してきた。FP放出実験の目的は、(1)通常運転時の軽水炉プラントにおける破損燃料棒よりのFP放出の挙動と機構を解明する、ことと(2)BWRの主蒸気管破断やPWRの蒸気発生器細管破断のような事故に起因した破損燃料棒よりのFPヨウ素の追加放出量を求める、ことである。この報告書では、FP放出実験と実験装置・施設の概要を解説し、炉外予備実験、準備的なFP放出実験および第1回と第2回のFP放出実験のデータを記載した。本報告書は、LWR燃料のためのFP放出実験データ集の第1報に相当する。順次に続報を刊行する予定である。

論文

原子炉圧力容器鋼材(A302B鋼)溶接継手の中性子照射試験

藤村 理人; 中崎 長三郎; 生田目 宏

溶接学会誌, 38(6), p.608 - 614, 1969/00

原子炉圧力容器の設計条件および使用条件を検討するとき,中性子照射による鋼材の劣化をじゅう分考慮に入れなければならないことは,他の工業分野における圧力容器の設計条件と全く異なった新しい問題点である。このため,速中性子による圧力容器材料の照射損傷については,基礎研究および確性試験が海外およびわが国において精力的に進展している。

報告書

黒鉛材料の接合法の開発

藤村 理人; 中崎 長三郎

JAERI 1071, 38 Pages, 1965/02

JAERI-1071.pdf:2.89MB

1959年から、東京大学、日本原子力研究所、東海電極製造株式会社、日本カーボン株式会社が協力して、黒鉛材料の接合法の開発を進めた。本報告は、これらの研究成果のをまとめたものである。1)ろう材として、Fe-Ni-Ti系合金材を主成分とする新しいろう材を開発し、Fe-Ni-Ti系ろう材が700゜Cで十分使用できることを確認した。一方、純金属粉末を任意の成分比に配合し、スチロールのような有機高分子をバインダとしてろう材をペースト化することに成功した。2)新たに開発したろう材により真空ろう付法、イナートガス・アークろう付法(Tいgのろう付法)および抵抗ろう付法を開発し、成果を挙げた。また、黒鉛構造の内盛り補強法、2層盛り接合法など新しい技術を開発した。3)炭化珪素発熱体は、インパイル・テストに適合した特性を有している。著者らは前述のろう材を用いて炭化珪素発熱体にチタン端子を接合することに成功した。

論文

原子炉構造用鉄鋼材料の照射脆化の研究

川崎 正之; 藤村 理人; 中崎 長三郎; 生田目 宏

鉄と鋼, 51(13), p.2328 - 2335, 1965/00

動力用原子炉において鉄鋼材料は主として圧力容器および配管系構造などの高温、高圧部材として使用される。このような構造は、原子炉の安全性を確保するため、重要な役割を果すので、きわめて高品質な鋼材であることが要求される。さらにこれらの鋼材の溶接施工など成形にさいしても部材の安定性の高いことが強く要求されている。その上、圧力容器鋼材は原子炉運転中に速中性子照射をうけて、いわゆる照射脆化を生じて、圧力容器の寿命中にいちじるしく脆性破壊遷移温度が上昇することが、最近までの海外の研究で明らかになった。このため、海外の原子力先進国では精力的に照射脆性の研究が進められている。

論文

ぬれ性についての研究,2; Ag-Cu系合金のぬれ性

藤村 理人; 中崎 長三郎

溶接学会誌, 34(7), p.696 - 701, 1965/00

本報告では、著者らは、Ag-Cu系合金が実用ろう材の基本的合金であることに注目して、Ag-Cu系合金の表面張力の測定、母材にステンレス鋼、軟鋼などを用いた場合のぬれ試験の結果、ぬれ指数(Wettingindex;W.I.)の導入、結合仕事(Work of adhesion)の算出、露点の影響などについて基礎的に研究を行なった結果を報告する。さらに、この系の実用市販銀ろう材についても実用的ぬれ試験を実施して得られた結果を報告する。

論文

ぬれ性についての研究,1

藤村 理人; 中崎 長三郎

溶接学会誌, 33(6), p.458 - 461, 1964/00

溶接またはろう付けにおいて、溶着性、作業性などを決定する因子として溶加材(またはろう材)のぬれがきわめて重要であることは既にいくつかの研究で明らかにされている。この溶加材のぬ性は溶加材の表面張力(フラックスを使用する場合はフラックスと溶加材間の界面張力)および溶加材と母金属間の界面張力、溶加材の流れなどのいくつかの因子にわけて考えることができる(溶加材と母金属間に化学反応を生ずる場合は別にこの化学反応について考慮する必要がある)。著者らはこのようなぬ性に関するいくつかの因子について解析的に研究を進めることを目的として本研究を計画した。本報告では著者らの試作した表面張力(界面張力)測定装置)ぬれ試験装置)の詳細および同装置によって測定したPb-Sn系合金の表面張力を従来の測定結果に対比して検討した結果を報告する。

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