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論文

JRR-4反射体要素の割れ事象の発生及び今後の保全

坂田 茉美; 八木 理公; 堀口 洋徳; 平根 伸彦

日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.275 - 278, 2009/08

JRR-4において、平成19年12月28日に、1体の反射体要素の溶接部に割れが確認された。このため、JRR-4では平成20年1月8日から予定していた運転を延期して、割れの原因調査を行った。割れの原因調査の進捗により、内蔵された黒鉛反射材が設計段階の予想を上回り膨張したことが、割れの主たる要因と推定されたため、割れの生じていない他の反射体要素について放射線透過試験を実施し、その結果を今後の反射体に関する保全に反映させることとした。本報告は、JRR-4反射体要素の割れ事象の原因調査と、今後の反射体要素における管理についてまとめたものである。

論文

Conceptual design of experimental equipment for large-diameter NTD-Si

八木 理公; 渡邊 雅範; 大山 光樹; 山本 和喜; 米田 政夫; 加島 洋一; 山下 清信

Applied Radiation and Isotopes, 67(7-8), p.1225 - 1229, 2009/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.41(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

Neutron Transmutation Doping Silicon (NTD-Si) is expected to save effectively the consumption energy when an Insulation Gate Bipolar Transistor (IGBT) with NTD-Si is applied to electrical inverter of hybrid car. Therefore, development of neutron irradiation technology for the large-diameter silicon up to 12 inches diameter will contribute greatly to increasing production of NTD-Si and cost reduction. In our development project, an irradiation-experimental equipment is designed by using the Monte Carlo neutron transportation calculation code (MCNP5) in order to improve the neutron flux distribution of the radial direction on 12 inches NTD-Si. As the results of the calculations, the neutron absorption reaction ratio of the circumference to the center was within 1.09 by use of the thermal neutron filter which covers the surface of the silicon ingot. The flatting effect of neutron flux distribution for the 12 inches diameter silicon will be confirmed experimentally by using the equipment, which will be installed in the Japan Research Reactor No.4 (JRR-4) in 2009.

報告書

JRR-3における12インチNTDシリコン照射方法の検討(受託研究)

米田 政夫; 山本 和喜; 八木 理公; 佐川 尚司

JAEA-Technology 2008-064, 77 Pages, 2008/10

JAEA-Technology-2008-064.pdf:6.7MB

現在、6インチNTDシリコンの生産が行われているJRR-3において、12インチNTDシリコンの均一な照射を行うための手法について、中性子輸送計算モンテカルロコードMVPを用いた検討を行った。12インチNTDシリコン照射では、6インチNTDシリコンと同じ照射方法では、径方向のドーピング分布の偏差は1.17となる。そこで、径方向に均一(偏差が1.10以下)なドーピングが得られるように熱中性子フィルターを使用することとした。検討の結果、厚さ2mmの天然ボロン濃度1.0%含有アルミニウムを用いることにより、径方向のドーピング分布の偏差が1.10以下となる見通しを得た。

報告書

JRR-4反射体要素黒鉛反射材の照射成長に関する調査

八木 理公; 堀口 洋徳; 横尾 健司; 大山 光樹; 楠 剛

JAEA-Technology 2008-072, 79 Pages, 2008/09

JAEA-Technology-2008-072.pdf:43.31MB

JRR-4において1体の反射体要素の溶接部に割れを確認した。調査の結果、反射体要素の割れの主たる要因は、要素内部の黒鉛反射材の膨張であり、膨張は高速中性子の低温照射によるものと考えられた。また、放射線透過試験の結果、割れを生じていない他の反射体要素についても黒鉛反射材が照射成長により膨張していることを確認した。JRR-4照射環境下における黒鉛IG-110の照射成長挙動を明確にするため、これまで使用してきた反射体要素を分解し、黒鉛反射材の外観観察及び寸法測定を行った。その結果、いずれの反射体要素においても黒鉛の寸法は高速中性子照射量の増大とともに大きくなることが確認できた。また、JRR-4環境下における照射成長係数(単位高速中性子照射量あたりの寸法変化率)は、高速中性子照射量2.5$$times$$10$$^{24}$$n/m$$^{2}$$以下において、最大7.13$$times$$10$$^{-25}$$%m$$^{2}$$/n,最低4.21$$times$$10$$^{-25}$$%m$$^{2}$$/n,平均5.71$$times$$10$$^{-25}$$%m$$^{2}$$/nであった。

報告書

JRR-4における12インチNTD-Si照射実験装置に関する概念設計(受託研究)

八木 理公; 渡邊 雅範; 大山 光樹; 米田 政夫; 山本 和喜; 加島 洋一

JAEA-Technology 2008-015, 91 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-015.pdf:22.92MB

最大12インチ径までの大口径シリコンの中性子照射技術を開発のため、中性子輸送計算モンテカルロ計算コードMCNP5を用いて12インチ径のNTD-Siの径方向の中性子束分布を改善する照射条件を解析的に見いだすことにより照射実験装置を設計し、JRR-4で照射実験を行う。これによって、照射装置の設計手法の妥当性を確証する。12インチNTD-Si照射実験装置は、炉心タンク外壁脇に設置し、中性子束の増大を目的とした反射体カバー内で直径12インチ,高さ60cmのシリコンを回転させることにより周方向に均一照射することとし、熱中性子フィルタを周囲に覆ったシリコンを回転させながら上下移動させるスルー法に関する均一照射条件を検討した。検討の結果、厚さ2mmの天然ボロン濃度1.5%含有アルミニウムを用いた熱中性子フィルタをシリコンに覆い、シリコン上下移動範囲を炉心中心-42$$sim$$+22cmにした場合、ダミー領域の上下10cmを除いて$$^{30}$$Si中性子吸収反応率の偏差が-3.2%$$sim$$5.3%、シリコン中心に対する外周の$$^{30}$$Si中性子吸収反応率の比(O/C比)が1.09となり、本実験装置における12インチNTD-Siの最適な均一照射条件を導くことができた。

報告書

研究用原子炉JRR-4を用いた運転実習及び原子炉物理実験

横尾 健司; 堀口 洋徳; 八木 理公; 永冨 英記; 山本 和喜; 笹島 文雄; 大山 光樹; 石黒 裕大; 佐々木 勉; 平根 伸彦; et al.

JAEA-Technology 2007-018, 104 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-018.pdf:5.92MB

JRR-4(Japan Research Reactor No.4)では、旧原子炉研修所における研修の一環として、1969年から原子炉運転実習を開始した。その後徐々に内容を拡充し、現在では原子炉の運転実習,制御棒校正実験,各種特性測定等を実施している。今日に至るまで延べ1700名を超える国内外の原子力技術者養成に貢献してきた。JRR-4はゼロ出力から定格出力である3500kWまで多岐に渡る実験が可能であるため、臨界実験装置で行われる臨界近接,制御棒校正,反応度測定といったゼロ出力近傍での実験に限らず、キセノン効果,温度効果,熱量測定による出力校正といった高出力運転が必要な実験にも対応することができる。本書はJRR-4において実習に用いている要領書を基本に、運転実習及び原子炉物理実験のテキストとしてとりまとめたものである。

報告書

JRR-4低濃縮ウランシリサイド燃料炉心の特性試験

平根 伸彦; 石黒 裕大; 永冨 英記; 横尾 健司; 堀口 洋徳; 根本 工; 山本 和喜; 八木 理公; 新井 信義; 渡辺 終吉; et al.

JAEA-Technology 2006-028, 115 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-028.pdf:7.96MB

JRR-4は、高濃縮ウラン板状燃料を用いた軽水減速・冷却スイミングプール型の研究用原子炉として、1965年から1996年まで運転した。その後、燃料の低濃縮ウランシリサイド化に伴う改造工事を1996年から1998年までの2年間かけて行い、改造後には各種特性試験を実施した。その結果、過剰反応度,原子炉停止余裕及び最大反応度付加率等が、原子炉設置許可申請書の核的制限値を満足していること等から、低濃縮ウランシリサイド化を適切に実施したことを確認した。さらに、運転に必要な核的特性,熱流動特性及び運転制御特性等のデータを取得した。本報告書はこれらの特性試験の結果及び特性試験以降に実施した試験の結果について報告する。なお、JRR-4の低濃縮ウランシリサイド燃料炉心による初臨界は1998年7月14日に達成し、1998年10月6日より施設共用運転を実施している。

論文

Estimation of reactor pool water temperature after shutdown in JRR-3M

八木 理公; 佐藤 貢; 掛札 和弘

JAERI-Conf 99-006, p.136 - 141, 1999/08

JRR-3M原子炉停止後の崩壊熱による原子炉プール水温度変化について評価を実施した。本研究は、原子炉停止後の炉心の崩壊熱、プール水面からの放熱、躯体からの放熱及びカナルへの伝熱等の熱収支によるエンタルピー増加量を評価することで、原子炉プール水温度変化を計算し、過去の運転データとの比較評価を試み、効率的な原子炉停止後冷却運転を図ろうとするものである。過去の運転データとの比較により、評価式を補正した結果、計算値と運転データは極めて良く一致した。

論文

蒸気爆発進展過程における膜沸騰の崩壊挙動に関する研究

八木 理公; 阿部 豊*; 安達 公道*; 杉本 純; 山野 憲洋

日本機械学会論文集,B, 65(636), p.245 - 251, 1999/08

蒸気爆発素過程における粗混合状態を模擬した鋼球表面上に形成させた膜沸騰に圧力波を加えることで膜沸騰崩壊挙動を観察した。結果として、炭素鋼及びステンレス鋼ともに圧力波が通過した直後、鋼球表面温度の降下が測定された。熱伝導計算により得られた熱流束の値より評価された蒸気膜厚は、温度降下時において減少した。これらの結果は何らかの形態で蒸気膜が不安定となり蒸気膜崩壊を引き起こした可能性を示唆するものである。また、圧力波が通過した直後の鋼球表面温度は温度降下の度合いに応じて、膜沸騰が崩壊しなかった実験結果、膜沸騰が崩壊した実験結果、膜沸騰が崩壊した後再発生した実験結果に分類できることを確認した。これらの結果から、本実験条件の範囲においては膜沸騰を崩壊させるのに必要となる圧力が鋼球の初期温度に強く依存することを確認した。

報告書

蒸気爆発進展過程における膜沸騰の崩壊挙動に関する研究

八木 理公*; 安部 豊*; 安達 公道*; 小林 朋能*; 山野 憲洋; 杉本 純

JAERI-Research 96-032, 152 Pages, 1996/06

JAERI-Research-96-032.pdf:4.05MB

熱的デトネーションモデルに基づく蒸気爆発進展過程の予備的シミュレーションを行った結果、膜沸騰を崩壊させるために必要となる蒸気爆発素過程の移行条件としての圧力条件が蒸気爆発発生の有無に極めて重大な影響を及ぼすことを明らかにした。そこで、高温の炭素鋼球またはステンレス鋼球表面上に膜沸騰を形成させ、圧力波による強制的な膜沸騰の崩壊挙動を観察し、膜沸騰崩壊条件に関する基礎的な実験を実施した。特にステンレス鋼球の実験の場合、鋼球表面温度は圧力波の通過により急激に降下し、圧力波が通過した直後の鋼球の表面温度変化から、膜沸騰の崩壊挙動が膜沸騰の非崩壊、崩壊、崩壊後再発生の3パターンに分類できることを確認した。また、本実験条件の範囲においては膜沸騰の崩壊させるのに必要となる圧力が鋼球の初期温度に強く依存することを確認した。

報告書

高温粒子表面における膜沸騰の崩壊条件に関する研究

八木 理公*; 阿部 豊*; 安達 公道*; 山野 憲洋; 杉本 純

JAERI-Research 94-041, 64 Pages, 1994/12

JAERI-Research-94-041.pdf:2.59MB

原子炉のシビアアクシデント時における蒸気爆発のメカニズムを解明する上で、粗混合状態での膜沸騰の連鎖的崩壊条件を明らかにすることが不可欠である。本研究においては、この条件を明らかにする第一段階として、粗混合状態において高温融体表面に形成される膜沸騰の崩壊過程を明らかにすることを目的とした。実験では、高温融体を模擬した鋼球を融点を越さない範囲で加熱した後、水に冠水させることで鋼球表面に膜沸騰を形成させ、そこに衝撃波を当て、その時の鋼球表面温度やその周囲の圧力の過渡変化を測定した。その結果、鋼球表面温度は初期の圧力ピークを境にして数回に分けて非連続的に降下し、その時の鋼球表面温度降下の度合は衝撃波圧力および初期鋼球表面温度の条件に応じて、大きく分けて3つのパターンに分けることができた。

口頭

JRR-4反射体要素の発熱評価

八木 理公; 加島 洋一; 永冨 英記; 渡辺 終吉

no journal, , 

JRR-4反射体要素の設計にあたり構造材の発熱密度を正確に把握するため、発熱密度についてモンテカルロ輸送計算コードMCNP5を用いて計算したが、計算精度を確認する必要があることから、計算値と$$gamma$$線吸収線量の測定値及び他コードとの比較を行った。比較の結果、発熱密度の計算値は精度よく評価できていることを確認した。

口頭

12インチNTD-Si照射実験装置に関する概念設計,1; 核解析による大口径NTD-Si均一照射条件の検討

八木 理公; 加島 洋一; 渡邊 雅範; 山本 和喜

no journal, , 

最大12インチ径までの大口径シリコンの中性子照射技術を開発のため、中性子輸送計算モンテカルロ計算コードMCNP5を用いて12インチ径のNTD-Siの径方向の中性子束分布を改善する照射条件を解析的に見いだすことにより照射実験装置を設計する。この設計手法の妥当性を確証するため、JRR-4で照射実験を行う。12インチNTD-Si照射実験装置は、炉心タンク外壁脇に設置し、中性子束の増大を目的とした反射体カバー内で直径12インチ,高さ60cmのシリコンを回転させることにより周方向に均一照射することとし、熱中性子フィルタを周囲に覆ったシリコンを回転させながら上下移動させるスルー法に関する均一照射条件を検討した。検討の結果、厚さ2mmの天然ボロン濃度1.5%含有アルミニウムを用いた熱中性子フィルタをシリコンに覆い、シリコン上下移動範囲を炉心中心-42$$sim$$+22cmにした場合、ダミー領域の上下10cmを除いて$$^{30}$$Si中性子吸収反応率の偏差が-3.2%$$sim$$+5.3%、シリコン中心に対する外周の$$^{30}$$Si中性子吸収反応率の比(O/C比)が1.09となり、目標値であるO/C比1.1を満足することができた。

口頭

12インチNTD-Si照射実験装置に関する概念設計,2; 12インチNTD-Si照射実験装置の機械設計

加島 洋一; 八木 理公; 渡邊 雅範; 山本 和喜

no journal, , 

最大12インチ径までの大口径NTD-Si(中性子核変換ドーピングSi)半導体の均一照射技術を開発するため、解析的に得られた均一照射条件の妥当性を確証することのできる照射実験装置をJRR-4に設置する。設置にあたってはさまざまな制約が生じるが、これらの制約を考慮して設計方針を設定し、照射実験装置の機械設計を行った。機械設計の結果、既存装置と干渉せず、解析で得られた照射条件を満足する照射実験装置を製作できる見通しが得られた。

口頭

大口径シリコン均一照射試験装置の設計

山本 和喜; 米田 政夫; 八木 理公; 渡邊 雅範; 佐川 尚司

no journal, , 

本研究は中性子核変換ドーピング(NTD)法による最大12インチ径までの大口径シリコン半導体の照射技術を開発し、高品位IGBTの低コスト化を促進させ、省エネ効果の高いハイブリット車の普及に貢献することを目標としている。12インチ径のNTD-Siの径方向の中性子束分布を均一化する照射条件を解析的に見いだし、この条件を実現するための照射実験装置を開発し、JRR-4(3.5MW)で照射実験を行う予定にしており、その概念設計が終了したので報告を行う。また、JRR-3(20MW)への12インチ径の照射装置の設置を検討し、JRR-3における照射条件についても解析的に見いだすことができたので、合わせて報告する。

口頭

JRR-4における12インチNTD-Si照射実験装置に関する詳細設計

渡邊 雅範; 八木 理公; 山本 和喜; 楠 剛

no journal, , 

最大12インチ径までの大口径NTD-Si(中性子核変換ドーピング)半導体の照射技術を開発するため、解析により得られた均一照射条件を確証するための照射実験装置をJRR-4に設置する。これまで実施した概念設計に、耐熱,耐圧及び耐震強度を考慮し、照射実験装置の形状及び材料の仕様並びにシリコンインゴットの仕様を決定した。これらの仕様を用いた核解析を行った結果、照射ホルダーの形状変更によりシリコン上下面からの中性子流入割合が減少したため、概念設計時に設定した天然ボロン含有率1.5wt%の熱中性子フィルタでは、シリコン中心に対する外周の$$^{30}$$Si中性子吸収反応率の比(O/C比)が均一照射条件の1.1以下を達成できないことから、天然ボロン含有率2wt%の熱中性子フィルタを採用することとした。

口頭

Irradiation growth of graphite in reflector elements of JRR-4

堀口 洋徳; 柴田 大受; 八木 理公; 横尾 健司; 大山 光樹; 楠 剛

no journal, , 

研究用原子炉JRR-4は、医療照射(ホウ素中性子捕捉療法),原子力技術者の教育訓練,放射化分析及びその他多くの研究に利用されている。黒鉛反射材を内包する反射体要素のアルミニウム被覆材の溶接部に割れが発見されたため、調査を行い、原因が黒鉛の照射によると推定される成長であることがわかった。他の反射体要素に対して放射線透過試験(RT)を行った結果、すべての黒鉛に成長を確認した。黒鉛の照射量と成長量の関係を明らかにするため、使用履歴の異なる13体の反射体要素を解体し、黒鉛反射材の寸法測定を行った。その結果、黒鉛の温度が200$$^{circ}$$C以下と推定されるJRR-4の使用環境では、黒鉛の成長は、高速中性子照射量の増加とともに大きくなることを明らかにし、黒鉛の寸法変化率を評価した。

口頭

JRR-4反射体要素における黒鉛反射材の照射成長,1; 容器溶接部損傷に関する原因調査

坂田 茉美; 大山 光樹; 八木 理公; 笹島 文雄

no journal, , 

研究用原子炉であるJRR-4は、軽水を減速材及び冷却材に使用した最大出力3,500kWの原子炉である。JRR-4の炉心は、燃料要素の周囲に反射体要素を配置した構成となっている。このうち、黒鉛反射材を内蔵した反射体要素の1体(SD-86-04)の吊手と被覆材ケースの溶接部に割れが確認されたことから、その原因を調査するため、外観観察,寸法測定及び破断部観察を行った。その結果、損傷の主たる原因は、反射体要素に内蔵された黒鉛反射材の高速中性子照射による照射成長により、被覆材ケースに応力がかかり、溶接部において延性破断が発生したものと判断した。

口頭

JRR-4反射体要素における黒鉛反射材の照射成長,2; 黒鉛の照射成長に関する調査

横尾 健司; 八木 理公; 堀口 洋徳; 大山 光樹; 楠 剛

no journal, , 

研究炉JRR-4における黒鉛反射材の成長は中性子の照射による効果と推定した。JRR-4のような低温使用環境下における黒鉛IG-110の照射成長挙動を明確にするため、これまで使用してきた反射体要素を分解し、黒鉛反射材の寸法測定を行うことにより、照射成長と高速中性子照射量の関係について調査した。その結果、いずれの反射体要素においても、黒鉛反射材の幅は高速中性子照射量の増大とともに大きくなることが確認された。黒鉛反射材の寸法変化率は、被覆材ケース寸法以下では高速中性子照射量の増大とともに線形的に大きくなるが、ケース寸法を超えて全長が成長したものは黒鉛の寸法変化率と高速中性子照射量の関係にバラツキが多かった。この原因として、黒鉛反射材と被覆材ケースが接触することにより、黒鉛の寸法変化が抑制されたものと考えられる。

口頭

JRR-4反射体要素の容器溶接部損傷に関する原因調査

佐々木 勉; 八木 理公; 大山 光樹

no journal, , 

研究用原子炉JRR-4において、1体の反射体要素の溶接部に割れが確認された。このため、割れの原因調査を行うとともに使用していた他の反射体要素についても点検を行った。割れの原因調査の過程で内蔵された黒鉛反射材の膨張が割れの主たる要因と推定されたため、継続使用を予定していた他の反射体要素について外観検査による点検の他に放射線透過試験を実施した。これらの調査の結果、問題の黒鉛反射材を含め、すべての黒鉛反射材が膨張していることがわかった。一方、反射体要素内部への水の浸入はなく、被覆材ケースの溶接部の施工不良はなかった。そのため、反射体要素の溶接部に割れが生じた原因は、黒鉛反射材の高速中性子照射による照射成長により、被覆材ケースに応力がかかり、溶接部において延性破断が発生したものと推定した。

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