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報告書

HTTRを用いた崩壊熱最適評価手法の適用性確認試験(非核加熱試験); 原子炉の残留熱除熱特性評価モデルの検証

本多 友貴; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 山崎 和則; 小林 正一; 青野 哲也; 柴田 大受; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2017-013, 20 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-013.pdf:2.52MB

崩壊熱は高温ガス炉の代表的な事象である減圧事故時の高温ガス炉の固有の安全性を示す上で重要な因子である。これまで、安全評価で使用する崩壊熱については、旧原子力安全委員会の安全審査指針に基づき、十分な保守性を考慮した評価式を用いてきた。一方で、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて不確実さ評価の重要性が高まっている。これを受けて、原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)を活用して不確実さ評価手法の確立を目指した研究を進めているが、本検討を進めるにあたり参照値となる崩壊熱データが必要となった。しかしながら、これまで、ブロック型高温ガス炉を対象とした崩壊熱最適評価手法の適用性確認に必要なデータは存在していない。そこで、HTTRを用いて、実炉データに基づく崩壊熱の評価を実施し、崩壊熱最適評価手法の適用性確認に必要なデータ取得を目指す。一連の試験の初めとして、平成28年度2月に、長期運転をしていないHTTRを用いて、崩壊熱が無い理想的な条件の下、崩壊熱評価の適用性確認試験(コールド試験)実施し、高温ガス炉の残留熱除熱特性データを取得した。本報告書では、実炉データに基づく崩壊熱の評価手法の提案をすると共に、当該評価に必要となる原子炉の残留熱除熱特性評価手法の検証について報告する。

論文

Inelastic and quasi-elastic neutron scattering spectrometers in J-PARC

瀬戸 秀紀; 伊藤 晋一; 横尾 哲也*; 遠藤 仁*; 中島 健次; 柴田 薫; 梶本 亮一; 河村 聖子; 中村 充孝; 川北 至信; et al.

Biochimica et Biophysica Acta; General Subjects, 1861(1), p.3651 - 3660, 2017/01

 被引用回数:12 パーセンタイル:10.37(Biochemistry & Molecular Biology)

1MWクラスのパルス中性子源であるJ-PARCの物質・生命科学実験施設には、23の中性子ビームラインがあり、21台の装置が稼働、建設中である。このうち6台は中性子非弾性、及び、準弾性実験のための装置であり、生命科学研究に大いに寄与するものである。

論文

Establishment of control technology of the HTTR and future test plan

本多 友貴; 齋藤 賢司; 栃尾 大輔; 青野 哲也; 平戸 洋次; 小澤 太教; 中川 繁昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1387 - 1397, 2014/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

HTTRの制御系の性能は2002年に行われた制御系応答試験で明らかにされ、各制御系に外乱を与えても安定に制御できることを確認した。また、今後高温ガス炉が商用炉として稼働するにあたり、高温ガス炉が長期に渡り安定に高温の熱を供給できる事を実証する必要がある。本論文では、2010年に行われた長期高温連続運転試験で得られた結果を基にHTTRの長期連続運転時の制御特性の評価を行った。さらに現在、原子力機構では商用高温ガス炉として高温ガス炉水素製造システムの設計を行っており、水素製造システムで熱負荷変動が生じた場合にも原子炉が安定することが求められている。そこで、高温ガス炉水素製造システムに起因する熱負荷変動時の原子炉システムの安定性の実証と共に、高温ガス炉水素製造システムの詳細設計に必要なデータ、熱負荷変動に対する原子炉システムの応答挙動解析コードの高度化に必要なデータ収集のため、HTTRを用いた熱負荷変動試験を計画している。予備検討の結果から、実際の運転を想定し制御系を作動させた場合の挙動を示し、試験の実施条件を検討した。

論文

Development of remote welding techniques for in-pile IASCC capsules and evaluation of material integrity on capsules for long irradiation period

柴田 晃; 中野 純一; 近江 正男; 川又 一夫; 中川 哲也; 塚田 隆

Journal of Nuclear Materials, 422(1-3), p.14 - 19, 2012/03

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

炉内照射試験により腐食誘起応力腐食割れ(IASCC)挙動の再現を行うためには、IASCCしきい値以上に試験片を照射しなければならない。このとき、照射済み試験片をベース照射キャプセルから炉内試験キャプセルに装荷する必要がある。これを行うため、遠隔操作型溶接機が開発された。また、キャプセルの長期照射におけるキャプセル構造材の健全性を確認するため、空気中における引張試験と、水中における低速ひずみ試験(SSRT)が行われた。この試験における試験片は、1.0-3.9$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$に照射されたキャプセル外筒管及び0.03-1.0$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$に照射されたバスケットの構造材から製作された。キャプセル外筒管温度である423Kにおいて15%以上の伸びが確認され、また、SSRTからIGSCC破面が確認されなかったことからキャプセル外筒管の健全性が確認された。

報告書

JMTRホットラボにおける中性子線しゃへい強化

伊藤 正泰; 川又 一夫; 田山 義伸; 金澤 賢治; 米川 実; 中川 哲也; 近江 正男; 岩松 重美

JAEA-Technology 2011-022, 44 Pages, 2011/07

JAEA-Technology-2011-022.pdf:3.29MB

ホットラボ施設は、材料試験炉等で照射された試料の照射後試験を実施する施設である。JMTR(Japan Materials Testing Reactor)ホットラボでは、平成23年度のJMTR再稼働にあわせ、高燃焼度燃料の取扱いを計画している。本報告書は、JMTRホットラボにおいて高燃焼度燃料を取扱うホットセルのしゃへい評価及びしゃへい体の製作・据付けについてまとめたものである。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験(炉心確認試験)結果報告書

城 隆久; 後藤 健博; 矢吹 健太郎; 池上 和律; 宮川 高行; 毛利 哲也; 久保 篤彦; 北野 彰洋; 中川 浩樹; 川村 義明; et al.

JAEA-Technology 2010-052, 84 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-052.pdf:17.14MB

高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年12月に発生した2次主冷却系ナトリウム漏えい事故後、運転を停止していたが、平成22年5月6日に14年5か月ぶりに性能試験を再開した。性能試験は、3段階に分けて実施していく計画であり、その最初の段階の炉心確認試験を78日間に渡って実施し、同年7月22日に終了した。炉心確認試験は、制御棒価値,プラント内外の空間線量当量率,冷却材やカバーガスの純度確認及び1次主冷却系循環ポンプのコーストダウン特性を測定する試験等、合計20項目の試験で構成される。平成22年5月8日に臨界を達成、長期停止・燃料交換後炉心でも十分な精度で臨界予測が可能であることを実証した後、国の使用前検査により安全上の技術基準を満足していることを確認した。その後、研究開発を目的とした試験を行い、おもに零出力炉物理特性(特に、Am-241を多く含む炉心の特性)の把握に資するデータを収集した。また、日本原子力学会を通じて大学等から提案のあった未臨界度の測定法を検討するための試験も実施するとともに、中性子計装の健全性確認のための測定や核出力校正の確認、1次主冷却系循環ポンプコーストダウン特性確認等を実施した。

報告書

Nondestructive testing by three-dimensional X-ray radiography

米川 実; 相沢 静男; 加藤 佳明; 柴田 晃; 中川 哲也; 楠 剛

JAEA-Review 2010-049, 18 Pages, 2010/11

JAEA-Review-2010-049.pdf:2.09MB

材料試験炉(JMTR)のホットラボ施設(JMTR-HL)は、おもにJMTRで照射した照射物を試験するために設置され、1971年から運転を行ってきた。JMTRは2006年8月に、改修のために停止し、2011年より再稼働する計画である。再稼働後のJMTRでは、高燃焼度燃料及び大型試験片の照射試験が計画されている。JMTR-HLは、今後の発電炉の安全性とプラント寿命管理にかかわる技術的価値の高い照射データの要求を満たすため、三次元X線撮影装置をホットセル内に整備した。三次元X線撮影装置は、従来の二次元のものに比べて欠陥形状を、視覚的にかつ細かく観察する利点を有している。三次元X線撮影装置は、CTスキャナ,X線発生部,回転昇降試料台,X線検出器,コリメータ等から構成される。本報告では、三次元X線撮影装置のシステム設計,製作,ホットセルへの設置及び$$gamma$$線の影響やX線の透過性能を調べるために、照射済燃料棒やRIを用いたホット性能試験について述べる。この三次元X線撮影装置の整備により、高燃焼度燃料や大型試験片の照射後試験において技術的価値の高いデータを供給することができるようになった。

報告書

JMTRホットラボにおける微細構造観察装置の整備

加藤 佳明; 高田 文樹; 相沢 静男; 中川 哲也

JAEA-Testing 2009-008, 29 Pages, 2010/03

JAEA-Testing-2009-008.pdf:28.27MB

本報告は、JMTRホットラボ施設に設置した軽水炉構造材料等の組織構造を微細な角度から観察するための装置に関するものである。当該装置は、原子炉材料の照射後試験設備の1つとして、軽水炉構造材料等の中性子照射環境における劣化挙動に関する技術的知見を取得するとともに健全性評価のためのデータ拡充を図ることを目的とした装置であり、その整備についてまとめたものである。

報告書

ホットラボコンクリートNo.2セル内パワーマニプレータの更新

岩松 重美; 金澤 賢治; 林 光二; 相沢 静男; 中川 哲也

JAEA-Testing 2009-006, 17 Pages, 2010/03

JAEA-Testing-2009-006.pdf:6.0MB

本報告は、JMTRホットラボ施設コンクリートNo.2セル内パワーマニプレータの、老朽化の著しい手首,肩を含む台車部と制御盤を中心に更新を実施したもので、更新機器の構成,据付作業、及び受入検査について取りまとめたものである。

報告書

高燃焼度燃料照射試験のためのJMTRホットラボの整備; 平成20年度

相沢 静男; 中川 哲也; 岩松 重美; 林 光二; 田山 義伸; 川又 一夫; 米川 実; 田口 剛俊; 金澤 賢治; 近江 正男

JAEA-Technology 2009-070, 27 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-070.pdf:7.46MB

原子力機構では重要な安全基盤研究施設の1つとして位置づけられた材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor)を安定して運転するための改修を進めている。経済産業省原子力安全・保安院からの受託事業「軽水炉燃材料詳細健全性調査」では、これと並行して照射試験装置を整備し軽水炉の燃料及び構造機器の健全性評価にかかわる基準等の整備に資するための照射試験を実施する計画である。同試験の遂行に必要となるホットラボ施設の整備として、平成20年度は、(1)セル中性子しゃへい強化にかかわる申請図書作成等,(2)キャプセル組立装置の詳細設計,(3)燃料照射試験のための国内輸送装置の安全解析,(4)燃料棒中心孔加工装置用ダイヤモンドドリルの刃の確証試験の4項目について検討及び試験を進めた。

報告書

高燃焼度燃料照射試験のためのJMTRホットラボの整備; 平成19年度

相沢 静男; 中川 哲也; 近江 正男; 林 光二; 岩松 重美; 川又 一夫; 加藤 佳明; 金澤 賢治

JAEA-Technology 2009-069, 32 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-069.pdf:7.33MB

原子力機構では重要な安全基盤研究施設の1つとして位置づけられた材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor)を安定して運転するための改修を進めている。経済産業省原子力安全・保安院からの受託事業「軽水炉燃材料詳細健全性調査」では、これと並行して照射試験装置を整備し軽水炉の燃料及び構造機器の健全性評価にかかわる基準等の整備に資するための照射試験を実施する計画である。同試験の遂行に必要となるホットラボ施設の整備として、平成19年度は、(1)JMTRホットラボのしゃへい強化,(2)キャプセル組立装置,(3)燃料照射試験のための国内輸送装置,(4)燃料棒中心孔加工装置,(5)パワーマニプレータ,(6)マスタースレーブ・マニプレータ及び、(7)微細構造観察装置の7項目について検討を進めた。本報告書は、これら検討の結果と、今後の課題についてまとめたものである。

報告書

Conceptual study for new $$^{99}$$Mo-production facility in JMTR

木村 明博; 飯村 光一; 細川 甚作; 出雲 寛互; 堀 直彦; 中川 哲也; 菅野 勝; 石原 正博; 河村 弘

JAEA-Review 2009-072, 18 Pages, 2010/03

JAEA-Review-2009-072.pdf:9.29MB

JMTRは$$^{99m}$$Tcの親核種である$$^{99}$$Moの製造計画を立てている。放射線や放射性同位元素は疾病の診断や治療に使われている。その中でも$$^{99m}$$Tcは放射性医薬品としての需要が年々増加しており、今後もさらなる増加が考えられる。しかし、日本では$$^{99m}$$Tcの唯一の親核種である$$^{99}$$Moをすべて海外から輸入している。そのため、国内での安定供給が望まれる。$$^{99}$$Moは2つの方法で製造される。1つは核分裂を利用した(n,f)法でもう一つは$$^{98}$$Moを使用した(n,$$gamma$$)法である。JMTRでは、シンプルな(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Moの製造について検討を行った。その結果、新しい水力ラビット照射装置を使用することにより一定量の$$^{99}$$Moを安定的に供給できることがわかった。

報告書

Current status of JMTR refurbishment project

神永 雅紀; 新見 素二; 堀 直彦; 高橋 邦裕; 菅野 勝; 中川 哲也; 長尾 美春; 石原 正博; 河村 弘

JAEA-Review 2009-056, 20 Pages, 2010/02

JAEA-Review-2009-056.pdf:8.35MB

JMTRは、軽水減速・冷却,ベリリウム反射体付きタンク型炉で、その熱出力は50MWである。最大高速中性子束及び熱中性子束は、ともに4$$times$$10$$^{18}$$m$$^{-2}$$s$$^{-1}$$である。1968年3月に初臨界を達成した後、2006年8月まで利用運転を継続して設備更新のために停止した。更新は2007年度初頭から2010年にかけて実施し、2011年度に運転再開予定である。2007年度当初に、JMTR原子炉建家,排気筒等のコンクリート構造物,1次冷却系タンク類,熱交換器,2次冷却系配管等の健全性を確認するための経年劣化調査を実施した。その結果、今後の信頼性向上の観点から更新すべき機器,修理すべき機器や構造物を決定した。2008年度は、水中カメラを用いた原子炉圧力容器の目視検査を実施し、有害な損傷のないことを確認した。現在まで、機器等の更新は、計画したスケジュールに従って順調に進んでいる。2009年度には1次冷却系ポンプ電動機,2次冷却系ポンプ,ベリリウム反射体枠の更新等が予定されている。核計装設備,プロセス計装設備等は、2010年度に更新する予定である。本稿では、JMTR更新計画の現状について示す。

論文

Design and trial fabrication of a dismantling apparatus for irradiation capsules of solid tritium breeder materials

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 中道 勝; 高津 英幸; 中村 和*; 野口 恒行*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.1083 - 1086, 2009/04

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERに装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)の解体・照射後試験プロセスを確立するため、トリチウムを含有する照射済みキャプセルの解体・処理技術の確立に向けて、設計及び試作試験を行った。検討の対象としたキャプセルは、JMTRでのスイープ照射試験に用いたものであり、外径約65mmの外筒内にある試料容器中に、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$試料が装荷されている。照射済みキャプセルは帯のこぎりで切断され、その際放出されるトリチウムは、酸化装置を有するパージガス系によって安全に回収され、固化処理により放射性廃棄物となる。本解体装置は、収納容器(インナーボックス)に収められる構造となっており、このような構造とすることにより、ホットセルの大幅な改造を行うことなくトリチウムの安全な閉じ込めを実現できる技術的見通しを得た。非照射の模擬キャプセルを用いた試作試験において、本解体装置の切断性能が良好であることが実証された。本解体装置の設計及び試作試験の経験は、今後のTBM設計や解体プロセス検討に役立つものである。

報告書

トリチウム含有照射キャプセル解体プロセスの設計検討,2; キャプセル解体装置の詳細設計,試作試験、並びにグローブボックス施設の検討

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 中道 勝; 勝山 幸三; 岩松 重美; 長谷川 貞司; 小高 英男; 高津 英幸; et al.

JAEA-Technology 2009-007, 168 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2009-007.pdf:31.88MB

原子力機構では、国際熱核融合実験炉(ITER)に装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)を用いて、増殖ブランケットの炉内機能試験を実施することを計画している。そして、その準備のため、日本において設計中の原型炉ブランケットにおける固体増殖材料の第1候補材料であるチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)について、原子炉照射試験を実施してきた。本報告書は、(1)材料試験炉(JMTR)による照射試験に用いた照射キャプセル解体装置の詳細設計及び試作試験、並びに、(2)照射後試験のためのグローブボックス施設の予備的検討の結果、について述べるものである。解体装置の詳細設計では、本件に先立って実施した概念検討及び基本設計の結果に基づき、詳細仕様及び設置場所の検討,安全評価等を行った。試作試験では、解体装置の中心となる切断部を試作するとともにJMTRキャプセル模擬試験体を製作して切断試験を行い、その結果を評価して切断速度の最適化を図ることにより、十分な切断性能を達成した。さらに、キャプセル解体後の照射後試験用施設を確保するため、グローブボックス施設の予備的検討を行い、技術的成立性の見通しを得た。

論文

照射後試験技術の現状

米川 実; 相沢 静男; 近江 正男; 中川 哲也

UTNL-R-0471, p.5_6_1 - 5_6_7, 2009/03

JMTRや試験研究炉で中性子照射された原子炉燃料試料及び材料試料を試験するために、ホットラボで開発・整備された照射後試験装置の現状について紹介するものである。燃料試料の照射後試験技術では、(1)燃料ふるまいを明らかにするための熱電対再計装技術,(2)渦流探傷法による酸化膜厚さ測定,(3)燃料棒の寸法測定について報告する。また、材料試料の照射後試験技術では、(4)非接触で高精度の歪測定が可能なレーザマイクロゲージを採用した低サイクル疲労試験,(5)TIGによる非照射材-照射試験片の溶接及び試験片加工技術,(6)照射誘起応力腐食割れの機構解明に向けた試験について報告する。

論文

IASCC挙動解明のための照射後試験技術

田口 剛俊; 加藤 佳明; 高田 文樹; 近江 正男; 中川 哲也

UTNL-R-0471, p.5_7_1 - 5_7_8, 2009/03

軽水炉の高経年化に伴い、顕在化する可能性のある照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に関して、正確な挙動予測及び有効な対策技術の開発が確立していないため、IASCCの発生進展機構の究明を始めた。その一環として、これまでは実施されなかった中性子照射され高放射化した構造材の結晶方位解析を可能とした遠隔操作型結晶方位解析装置の整備及びデータ解析ソフトウェアの開発を行い、ホットセル内に装置を設置した。本報告は当該解析装置に供する試験試料の遠隔操作による最適な試料調製技術についてまとめたものである。これら解析装置の技術開発により、き裂が進展した粒界の粒界性格やき裂周辺の変形挙動を調べることが可能となり、軽水炉構造材料の高経年化対策におけるメカニズム解明に大きな貢献が期待できるとともに高速炉及び次世代炉の炉内構造物の劣化損傷現象をミクロな変形挙動の観点から機構論的に解明するための不可欠なツールとして期待できる。

論文

Current status and future plan of JMTR Hot Laboratory

川又 一夫; 中川 哲也; 近江 正男; 林 光二; 柴田 晃; 齋藤 順市; 新見 素二

JAEA-Conf 2008-011, p.78 - 86, 2009/01

ホットラボ施設(JMTR-HL)は、おもに材料試験炉(JMTR)で照射されたものを試験することを目的に1971年に設立された。JMTR-HLは、ホットセルがカナルによってJMTRの原子炉容器と接続され、カナルを通じて照射されたキャプセルや試料を容易に搬送できるという利点がある。JMTR-HLは、運転開始以降、約2,400体の照射キャプセルを取扱い、種々の照射後試験(PIE)が広範囲に実施されてきた。近年、幾つかの新技術、例えば、セル内での照射誘起応力腐食割れ(IASCC)試験,走査型電子顕微鏡(SEM)/電子後方散乱回折パターン(EBSD)の観察が、従来のPIEに加えられた。さらに、JMTR-HLでは、キャプセルの再組み立てのためにホットセル内で遠隔操作によるTIG溶接技術の開発を通して、JMTRの炉内IASCC試験計画を実現するために貢献した。JMTR-HLでは現在、約100GWD/tまでの高燃焼度燃料を取り扱うために施設の改造を計画している。

論文

Present activities of post irradiation examinations in the JMTR Hot Laboratory

柴田 晃; 近江 正男; 中川 哲也

JAEA-Conf 2008-010, p.54 - 66, 2008/12

材料試験炉に付随するホットラボ(JMTR-HL)はおもにJMTRで照射された試料を試験するために1971年に建設された。JMTR-HLは原子力燃料及び材料の研究開発のために3ラインのベータ$$gamma$$セルを有する。JMTR-HLはホットセルとJMTRが水カナルで接続されているという利点を有しており、これにより照射済みキャプセルや試験片を容易に輸送することができる。1971年よりJMTR-HLでは約2,400本の照射済みキャプセルが取り扱われ、種々の照射後試験(PIEs)が広く実施されている。本発表ではこのホットラボの概況,現在の組織,照射後試験の現状、及び100GWD/tを超える高燃焼度燃料の取り扱いのための施設変更計画について述べる。

論文

Joining techniques development for neutron irradiation tests and post irradiation examinations in JMTR-HL

田口 剛俊; 稲葉 良知; 川又 一夫; 中川 哲也; 土谷 邦彦

JAEA-Conf 2008-010, p.193 - 202, 2008/12

JMTRホットラボは、JMTRと直接カナルと繋がっているため、短い時間で効率的に照射された照射キャプセルをJMTRホットラボに移動できる。照射試験及び照射後試験技術開発の一環として、(1)FPガス圧力計・中心温度測定用熱電対を計装する再計装技術,(2)照射済の材料試料をキャプセルに封入して再度照射を行うための組立て技術,(3)特殊照射キャプセルのための異種接合材の開発,(4)照射済材料の溶接及び試験片加工技術などのさまざまな溶接技術開発を行った。本発表では、これらの溶接技術や開発中の照射後試験を紹介する。

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