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論文

Outline of Japan Atomic Energy Agency's Okuma Analysis and Research Center, 3; Laboratory-2

伊藤 正泰; 小川 美穂; 井上 利彦; 吉持 宏; 小山 真一; 小山 智造; 中山 真一

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 7 Pages, 2017/00

日本原子力研究開発機構大熊・分析研究センター第2棟は、燃料デブリの処理技術の技術開発に活用される予定である。具体的な分析内容とその重要性は、2016年度に専門家委員会で議論された。燃料デブリの回収と臨界管理に関するトピックを最も重要な内容としている。その結果、形状・サイズ測定、組成・核種分析、硬さ・靭性試験、線量率測定などの試験を行う装置を導入することが優先されることになった。また、試料は受入れ時、線量率(1Sv/h以上)が高いため、十分な放射線遮蔽能を有するホットセルが使用される。ホットセルでは、試料の切断や溶解などの前処理が行われる。処理された試料は、コンクリートセル,スチールセル,グローブボックス、およびフードで試験される。2017年度に第2棟の詳細設計を開始した。

論文

オーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による磁気特性変化に関する研究

根本 義之; 大石 誠; 伊藤 正泰; 加治 芳行; 欅田 理*

保全学, 14(4), p.83 - 90, 2016/01

これまで中性子照射したオーステナイトステンレス合金の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)感受性と、渦電流法,交流磁化法で測定した磁気データの間に相関性があることを報告してきた。この相関性のメカニズムを検討するため、本研究では当該試験片の微細組織観察を行い、結晶粒界に沿った強磁性のパーマロイ(FeNi$$_{3}$$)の生成を確認した。この結果から照射による磁気特性変化の原因は結晶粒界での照射誘起の磁性相生成によるものであり、IASCC感受性と磁気データの相関に関連しているものと考えられる。また高感度,高位置分解能の新規センサープローブの開発を行い、SUS304オーステナイトステンレス鋼照射材の磁気測定に適用した。SUS304の試験片には照射前からフェライト相が存在していたため、照射後の材料の磁気測定に悪影響を及ぼす可能性が懸念されたが、実験結果においては照射量に依存した磁気データの上昇が捉えられた。そのため本研究で開発した磁気測定の技術は照射前からフェライト相を含むオーステナイトステンレス鋼照射材にも適用可能であることが示されたと考えられる。

論文

オーステナイトステンレス鋼の中性子照射による磁気特性変化に関する研究

根本 義之; 大石 誠; 伊藤 正泰; 加治 芳行

日本保全学会第12回学術講演会要旨集, p.105 - 112, 2015/07

これまで原子炉構造材として使用されるオーステナイトステンレス鋼の中性子照射に基づく材料劣化をき裂等の発生以前の予兆段階で渦電流法、交流磁化法等の磁気的手法により検知する技術開発に関連した研究成果を報告してきた。SUS304等の材料では照射以前から材料中に存在するフェライト相等の磁性相からの磁気信号が、照射による磁気変化の検知を阻害する可能性が考えられるため、本研究では、SUS304照射材の磁気測定を行い、照射量に依存した磁気変化が検知可能であることを確認した。また粒界割れ等の材料劣化と磁気データの相関に関与すると考えられる、照射材の結晶粒界での磁性相生成を透過型電子顕微鏡観察により確認した。以上の成果を報告する。

論文

Current post irradiation examination techniques at the JMTR Hot laboratory

柴田 晃; 加藤 佳明; 大石 誠; 田口 剛俊; 伊藤 正泰; 米川 実; 川又 一夫

KAERI/GP-418/2015, p.151 - 165, 2015/05

JMTRは2006年に改修のため運転を停止し、その再稼働に向けた整備を2007年から行っている。再稼働後、JMTRホットラボでは様々な照射後試験を実施することが期待されている。本発表では、新しい試験装置の導入と、JMTRホットラボにおける照射後試験の現状について紹介する。(1)球状圧子を用いた超微小硬さ試験。有限要素法を援用した逆解析にて球状圧子を用いた荷重-深さ曲線から材料定数を同定することが可能である。ジルコニウム合金の酸化皮膜や照射済ステンレス鋼についてこの解析を行う予定である。(2)透過型電子顕微鏡(TEM)の整備。透過型電子顕微鏡は光学顕微鏡や通常のSEMに比べて非常に高い解像度の画像を見ることが可能である。JMTRホットラボでは、TEM装置(JEOL JEM-2800)を整備した。同顕微鏡の最大倍率150,000,000倍であり、また、この装置はパソコンとネットを使用し遠隔にて操作することが可能である。これにより、研究者は簡易に、被ばく量を低減してTEMを使用することが可能である。

論文

Evaluation of selected grades of beryllium metal as reflector materials for extended lifetime performance

Dorn, C. K.*; 土谷 邦彦; 竹本 紀之; 伊藤 正泰; 堀 順一*; Chekushina, L.*; 波多野 雄治*; Chakrov, P.*; 河村 弘

Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 9 Pages, 2013/10

JMTRは1968年に臨界に達して以来、世界でも有数の材料試験炉である。このJMTRでは、中性子反射体としてベリリウムが使用されており、S-200Fグレードのベリリウムが使用されている。JMTRの再稼働の一環として、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討を行っている。長寿命化の検討において、ベリリウムの化学的,核的及び照射特性を把握することが、ベリリウムの材質選定に必要不可欠である。本研究は、3種類の異なった金属ベリリウム(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、未照射における水中での腐食特性などの特性データを取得するとともに、金属ベリリウムの断面積測定カザフスタン共和国のWWR-K炉を用いた照射試験を実施し、生成されるトリチウムやヘリウムの放出挙動評価を行った。本発表では、長寿命化を目指した中性子反射体材料の特性試験結果及び今後の試験計画について報告する。

報告書

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成23年度活動報告

綿引 俊介; 花川 裕規; 今泉 友見; 永田 寛; 井手 広史; 小向 文作; 木村 伸明; 宮内 優; 伊藤 正泰; 西方 香緒里; et al.

JAEA-Technology 2013-021, 43 Pages, 2013/07

JAEA-Technology-2013-021.pdf:5.12MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により、その数は減少しているが、原子力発電の導入を計画している国では、原子力人材育成、科学技術の向上、産業利用、軽水炉の安全研究のために、試験研究炉の必要性が高まっている。日本原子力研究開発機構では、平成22年度より試験研究炉設計のための環境整備及び人材育成のため、汎用小型試験研究炉の検討を開始し、平成24年度までに概念検討を行う予定である。平成23年度は、汎用小型試験研究炉の炉心構成の検討、汎用性及び実用性の高い照射設備の検討及びMo製造のためのホットラボ設備の検討を実施した。その結果、炉心構成の検討結果として、照射物を考慮した原子炉の未臨界度及び連続運転時間について確認するとともに自動制御運転中における反応度外乱に対する原子炉の過渡応答について、定格出力運転中の汎用小型試験研究炉は、自動制御運転が十分に可能であることを確認できた。また、照射設備の検討としては、Mo-99のような短半減期ラジオアイソトープの効率的な大量生産の実現が期待できることを確認し、ホットラボ設備の検討においては、Mo製造,RI搬出等を考慮したうえで迅速に試料を配布できるセル・設備を考案した。

報告書

Preliminary accident analysis for a conceptual design of a 10 MW multi-purpose research reactor

Park, C.; 谷本 政隆; 今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 神永 雅紀

JAEA-Technology 2012-039, 87 Pages, 2013/01

JAEA-Technology-2012-039.pdf:3.55MB

本報告書は概念設計の段階にある10MW級の多目的研究炉(MRR)の設計実現性及び安全裕度の評価を行うため、流量喪失事故(LOFA)及び反応度事故(RIAs)時における燃料温度等の解析をRELAP5/MOD3コードを用いて実施した。この解析の結果、MRRの概念設計は安全裕度を持って実現可能であることが示された。また、同一事象に対し、研究炉の解析で広く用いられているPARET/ANLコードとEUREKA-2/RRコードを用いた適用性に関する比較評価を行い、これら3つの計算コードはある特定の条件下では若干異なる傾向を示したものの、解析全般に関しては、ほぼ同等の結果を得られることが示された。

論文

Basic study on surface chemical combination between beryllium metal and hydrogen isotope gas, 2

伊藤 正泰; 北岸 茂; 塙 善雄; 土谷 邦彦; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 長坂 琢也*; 菱沼 良光*

Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2011 - March 2012, P. 535, 2012/12

ベリリウムは、多くの材料試験炉において減速材や反射体として利用される一方、核融合炉では、プラズマ対向機器の保護壁や中性子増倍材として開発が進められている。このため、ベリリウムの純水やガス環境に対する相互作用(表面化学結合状態)や機械的性質,化学的性質などの特性を評価する必要がある。本研究では、純水下での長寿命化の検討のため3種類のベリリウム試料(S-200F, S-65H, I-220H)を作製し、腐食試験及び表面分析を実施した。その結果、それぞれのベリリウム試料において腐食試験による表面の変化が観察され、BeOの含有量や結晶粒径に影響していることがわかった。

論文

Neutron irradiation tests for beryllium material selection of neutron reflector in JMTR

土谷 邦彦; 伊藤 正泰; 北岸 茂; 遠藤 泰一; 斎藤 隆; 塙 善雄; Dorn, C. K.*

JAEA-Conf 2012-002, p.111 - 114, 2012/12

JMTRでは、中性子反射体としてベリリウムが使用されており、S-200Fグレードのベリリウムが使用されている。JMTRのベリリウム枠は、5年に1度交換されているため、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討が行われている。長寿命化の検討において、ベリリウムの物理的及び機械的特性が材質選定に影響される。このため、材料の純度,焼結方法,引張強度などの特性の異なった3種類の金属Be(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、JRR-3やJMTRでの照射試験の実施及び準備を行うとともに、特性試験技術の開発を行っている。本発表は、長寿命化を目指した中性子反射体材料の照射試験の状況や特性試験のための開発について報告する。

報告書

ベリリウム反射体要素欠陥評価法に関する検討

柴田 晃; 伊藤 正泰; 竹本 紀之; 中司 雅文*; 小原 浩史*; 児玉 光弘*; 谷本 政隆; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2011-034, 67 Pages, 2012/02

JAEA-Technology-2011-034.pdf:6.94MB

試験研究用原子炉では、中性子束を高めるために中性子反射体として金属ベリリウム等で製作される反射体要素が用いられている。この反射体要素を中性子照射下で用いた場合、ベリリウムと中性子との核反応により生成するヘリウムを原因とする体積膨張等による反射体要素の曲がりが発生し、数年間でベリリウム製反射体要素を交換する必要がある。本報告書は、中性子照射下における金属ベリリウムの特性の影響を解明するための照射後試験技術の確立のために、金属ベリリウムを用いて非破壊検査方法である電磁超音波共鳴法(E-MAT)による欠陥評価手法に関する調査及び予備試験結果をまとめたものである。

報告書

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成22年度活動報告(共同研究)

今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.

JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月$$sim$$平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。

論文

Basic study on surface chemical combination between beryllium metal and hydrogen isotope gas

土谷 邦彦; 北岸 茂; 伊藤 正泰; 塙 善雄; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 長坂 琢也*; 菱沼 良光*

Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2010 - March 2011, P. 545, 2011/11

核融合炉用固体増殖ブランケットでは、金属ベリリウム(Be)が中性子増倍材の第一候補であり、Be-水反応に対する検討が求められている。一方、材料試験炉(JMTR)には、中性子束を高めるために中性子反射体として金属ベリリウム枠が使用され、長寿命化の検討が行われている。本研究では、Be-水反応に対する相互作用(表面化学結合状態)を解明するために浸漬試験を行った。3種類の製造方法の異なった金属ベリリウム(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、浸漬試験後の金属ベリリウム表面はX線回折及びXPSにて結晶構造及び化学結合を分析した。その結果、3種類の金属ベリリウム表面にBe(OH)$$_{2}$$と考えられる白い反応物が生成していた。重量変化率の評価より、反応物の生成量はI-220Hが最も少なく、反応物の生成は製造方法やBeO含有量等に影響していることがわかった。

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

透過電子顕微鏡による金属ベリリウムの微細構造観察手法に関する検討

伊藤 正泰; 川又 一夫; 相沢 静男; 柴田 晃; 土谷 邦彦; 橘内 裕寿*; 児玉 光弘*

JAEA-Testing 2011-003, 22 Pages, 2011/06

JAEA-Testing-2011-003.pdf:9.16MB

材料試験炉JMTR(Japan Materials Testing Reactor)では、中性子反射体に金属ベリリウムを使用している。しかし、中性子照射下において機械的強度の低下及びスエリング(体積膨張)による曲がり等が発生するため定期的な交換が必要である。そこで、JMTRの稼働率向上及び放射性廃棄物低減の観点から長期使用が可能な材料を選定する必要がある。そのためには、金属ベリリウムの諸特性を詳細に評価することが重要である。本報告書は、金属ベリリウムの評価方法として検討されている透過電子顕微鏡における試料の作製方法の検討及び観察結果についてまとめたものである。

論文

金属ベリリウムの表面化学結合状態の解明

土谷 邦彦; 塙 善雄; 北岸 茂; 伊藤 正泰; 波多野 雄治*; 松山 政夫*

平成21年度富山大学共同利用・共同研究成果報告書, p.9 - 10, 2010/12

原子力機構のJMTRには、中性子反射体として金属ベリリウム(Be)枠が使用されている。金属Beは、中性子との核反応によりヘリウム(He)及びトリチチム(T)が生成するため、機械的強度の変化,スエリング(体積膨張)による曲りなどが起こり、Be枠は約5年ごとに交換されている。このため、JMTRの稼働率向上及び放射性廃棄物の低減の観点から、Be枠の長期使用を検討することが必要不可欠である。本報告書は、長寿命化のための材料選定に必要な金属Beの構造的特性及び水素同位体の表面化学結合状態を解明するための予備検討結果について記載したものである。

報告書

レーザー法による表面変位測定装置の特性評価

伊藤 正泰; 川又 一夫; 石塚 悦男

JAEA-Testing 2009-007, 16 Pages, 2010/03

JAEA-Testing-2009-007.pdf:10.26MB

表面変位計測装置は、レーザー変位センサを用いて、試料の表面状態を測定するものである。本装置をセル内において使用するには、使用環境を考慮した当該装置の特性を知ることが重要である。そのため、本報告書は、レーザー法による表面変位測定装置の特性評価についてまとめたものである。

論文

Progress in physics and technology developments for the modification of JT-60

玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.

Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:92.17(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。

論文

High performance tokamak experiments with a ferritic steel wall on JFT-2M

都筑 和泰; 木村 晴行; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 神谷 健作; 篠原 孝司; 小川 宏明; 星野 克道; Bakhtiari, M.; 河西 敏; et al.

Nuclear Fusion, 43(10), p.1288 - 1293, 2003/10

 被引用回数:34 パーセンタイル:24.53(Physics, Fluids & Plasmas)

JFT-2Mでは、原型炉のブランケット構造材料の候補である低放射化フェライト鋼とプラズマとの適合性を調べる実験を進めてきている。昨年度にはフェライト鋼内壁を真空容器内に全面的に設置する作業を行い、今年度より実験を開始している。プラズマ生成,制御は問題なく行われ、金属不純物の放出も検出限界以下であった。改善閉じ込め(Hモード)も実現され、そのしきいパワーもこれまでと同等であった。プラズマ安定性に関してもこれまでの所悪影響は観測されておらず、規格化$$beta$$が3を超える放電との共存性も示された。高速イオンのリップル損失に関しても顕著な低減が実証された。以上のように、フェライト鋼の悪影響は小さく、有望な結果を得ている。JFT-2Mでは、その他にも先進的、基礎的な研究を行っている。先進的粒子供給手法であるコンパクトトロイド(CT)入射実験においては、再現性よくプラズマ中へ入射が行われ、CT入射に伴う密度の急上昇が初めて明確に観測された。

論文

Objectives and design of the JT-60 superconducting tokamak

石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Chujo, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.

Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07

原型炉の経済性と環境適合性のさらなる向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉と同様に強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御を持ち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。JT-60の既存設備を最大限活用し、新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現を目指し、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という重要課題に取り組むことができるよう設計を行った。

論文

Objectives and design of the JT-60 superconducting tokamak

石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Cho, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.

Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07

 被引用回数:33 パーセンタイル:25.22(Physics, Fluids & Plasmas)

原型炉の実現に向けて経済性と環境適合性の向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉で想定されているように、強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御をもち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。既存のJT-60設備を最大限に生かし、原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現に向けて、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という克服すべき課題に取り組むための設計を行った。

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