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報告書

トリチウムを含んだ照射試験体のJMTR炉心からの取出試験

冨田 健司; 土谷 邦彦; 小沼 勇一; 井上 修一; 渡邊 浩之; 斎藤 隆; 菊地 泰二; 林 君夫; 北島 敏雄

JAEA-Technology 2008-036, 61 Pages, 2008/06

JAEA-Technology-2008-036.pdf:7.47MB

材料試験炉(JMTR)を照射場として、トリチウム増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球充填体を装荷した照射試験体を用いた第2期照射試験(ORIENT-II,JMTRキャプセル名:99M-54J)の終了に伴い、JMTR炉心からの照射試験体の取出方法の検討及び取出試験を行った。まず、照射試験体,スイープガス配管,接続箱・保護管等に残留するトリチウムの除去試験を行うとともに、微小球を充填した充填体の配管からのトリチウム漏洩を防止するための閉止栓の溶封試験を行った。次に、得られた試験結果に基づき、照射試験体の取出方案を策定し、試験体の取出試験を行った。本報告書は、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射試験体の取出しに備えて行った、トリチウム除去に関する特性試験及び閉止栓の溶封試験結果、並びに、照射試験体の取出し試験及びそこから得られた知見についてまとめたものである。

報告書

JMTRを用いた$$^{99}$$Mo製造設備の概念検討

飯村 光一; 細川 甚作; 菅野 勝; 北島 敏雄; 中川 哲也; 坂本 太一; 堀 直彦; 河村 弘

JAEA-Technology 2008-035, 47 Pages, 2008/06

JAEA-Technology-2008-035.pdf:7.91MB

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、2011年度に材料試験炉(JMTR)を再稼働させる予定で改修計画が進められている。再稼働後におけるJMTRの有効利用の一環として、放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられているテクネチウム-99m($$^{rm 99m}$$Tc)の親核種であるモリブデン-99($$^{99}$$Mo)の製造が計画されている。$$^{99}$$Moは、その供給をすべて輸入に依存している状況にあることから、産業界と共同で$$^{99}$$Moの一部国産化を目指すものである。本報告書では、$$^{99}$$Moの製造に必要な照射装置の選定,構成及び照射後工程において製品化のために必要な装置等の技術的な検討並びに製造にかかわるコスト面の検討結果について述べる。

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,1; 概念検討及び基本設計

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 小高 英男; 勝山 幸三; 北島 敏雄; 高橋 孝三; 土谷 邦彦; 中道 勝; et al.

JAEA-Technology 2008-010, 68 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-010.pdf:11.31MB

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、核融合炉用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。本報告書は、炉内機能試験の準備として材料試験炉(JMTR)で照射試験を行った照射キャプセルの解体プロセスの概念検討及び基本設計について述べるものである。本設計においては、照射キャプセルはバンドソー(帯のこぎり)で切断され、放出されたトリチウムは、パージガス系によって安全に回収され、固化されて放射性廃棄物となる。さらに、事故時にトリチウムが解体装置外へ放出される可能性があることに対する安全対策として、解体装置を覆うインナーボックスを採用することにより、通常のトリチウム透過性材料を用いた既存のホットセル(ベータ・$$gamma$$セル)を、大きな改造を行うことなく使用できる見通しを得た。以上により、トリチウムを含有する照射済みJMTRキャプセルについて、本解体プロセスが実現可能であることを示した。

報告書

Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射済試験体のJMTR炉心からの取出方法に関する検討

池島 義昭; 石田 卓也*; 土谷 邦彦; 冨田 健司; 海老沢 博幸; 馬籠 博克; 中道 勝*; 北島 敏雄; 河村 弘

JAERI-Tech 2005-005, 37 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2005-005.pdf:7.59MB

JMTRを照射場として、トリチウム増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球充填体を装荷した照射試験体を用いた第1期照射試験(ORIENT-I,JMTRキャプセル名:96M-37J)の終了に伴い、JMTR炉心からの照射済試験体の取出方法の検討及び取出試験を行った。本報告書は、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射済試験体の取出しに備えて行った、トリチウム除去及びトリチウム脱離に関する特性試験及び作業者の内部被ばくに関する試験前評価の結果、並びに、照射済試験体の取出し実績及びそこから得られた知見についてまとめたものである。

報告書

JMTR計測用配管水漏れ対策報告書

伊藤 治彦; 本間 建三; 板橋 行夫; 田畑 俊夫; 明石 一朝; 稲場 幸夫; 熊原 肇; 高橋 邦裕; 北島 敏雄; 横内 猪一郎

JAERI-Review 2003-024, 76 Pages, 2003/10

JAERI-Review-2003-024.pdf:8.35MB

JMTRでは、平成14年12月6日に原子炉一次冷却系がある部屋の漏水検知器が作動したため、ITVで漏水の観察を続けたが、12月10日になって計測用配管からの漏水を発見して原子炉を手動で停止した。本計画外停止に関しては「JMTR計測用配管水漏れ調査委員会」において、漏水発生の原因と対策のほか、漏水検知器の作動から原子炉の手動停止に至る4日間の安全管理に関する問題指摘とその対策の検討を行った。その後、委員会報告を受け、水漏れ発生箇所の修復と類似箇所への水平展開を図るとともに、原子炉施設の安全運転のために必要な設備の改善と運転手引きの改善,教育訓練,情報の共有化,品質保証活動の充実など、具体策を実施した。本報告書は、これらの対策の実施結果についてまとめたものである。

論文

Development of new technique for temperature control of irradioation capsules

菅野 勝; 北島 敏雄; 本間 建三

KAERI/GP-195/2002, p.71 - 75, 2002/00

最近の照射試験では、原子炉材料の照射損傷機構の詳細な解明を目的として、原子炉起動・停止時などの過渡状態においても常に試料を一定温度に保つことによって温度変動の影響(低温照射効果)を除いた照射試験が要求されている。JMTRでは、照射キャプセルの温度制御に関して、従来の手動操作で行っていた制御方式を改良し、ガス層圧力調節系に、原子炉出力信号でガス層の圧力を調整する先行温度制御回路を組込み、ヒータ出力のフィードバック制御と併用して試料温度を制御する新たな方式を開発することで一定温度制御の自動制御システムを構築した。

論文

キャプセル照射温度自動制御装置の整備

北島 敏雄; 阿部 新一; 高橋 澄; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 岡田 祐次; 小宅 希育*

UTNL-R-0404, p.6_1 - 6_9, 2001/00

研究の進展に伴い、近年のキャプセル照射試験では照射環境の重要性が注目されている。中でも、試料の温度は照射損傷評価上重要な因子であることから、原子炉運転中常に一定温度を保つ試験や試料温度をサイクリックに変化させる試験が増加し、温度制御精度の向上も求められている。しかし、従来の装置でこのような試験を行うには手動操作に頼らざるを得ず、対応困難な状況であった。JMTRでは、これらの照射要求に答えるべく平成11年度から新たなキャプセル温度制御装置の開発を進めてきた。本装置は、JMTR第135サイクルに実施した性能試験で所定の性能が発揮できることを確認した後、JMTR第136サイクルから実用運転を開始した。本発表は、新たに製作したキャプセル照射温度自動制御装置の概要と性能試験の結果等について報告するものである。

報告書

OGL-1第13次~第15次燃料体の照射試験

林 君夫; 沢 和弘; 白鳥 徹雄; 菊地 啓修; 福田 幸朔; 北島 敏雄; 伊藤 忠春; 藁谷 兵太

JAERI-Research 2000-001, p.116 - 0, 2000/01

JAERI-Research-2000-001.pdf:21.78MB

JMTRに設置された高温・高圧の炉内ガスループOGL-1において照射した第13次~第15次燃料体の製造、照射及び照射後試験の結果をまとめた。第13次、第15次燃料はHTTR用初装荷仕様燃料であり、前者は製造時破損率を大幅に低下させた高品質燃料、後者はHTTR初装荷燃料と同一の製造装置で製造した燃料である。両者とも、照射中のFPガス放出率、照射後試験結果とも極めて良好であった。第14次燃料は高燃焼度用改良燃料の試作品であり、過渡的昇温後の約1500$$^{circ}C$$照射中にFPガスのスパイク的放出が検出された。全体としては、第13次~第15次燃料体のいずれについても、照射中のFPガス放出率、照射後の被覆燃料粒子貫通破損率とも、HTTR初装荷燃料の設計における基準値に比べて十分低い値であり、良好な照射健全性が確認された。

報告書

OGL-1第6次$$sim$$第12次燃料体の照射試験

林 君夫; 湊 和生; 小林 紀昭; 菊地 啓修; 福田 幸朔; 菊池 輝男; 猿田 徹; 北島 敏雄

JAERI-Research 94-017, 250 Pages, 1994/10

JAERI-Research-94-017.pdf:17.08MB

本報告書は、JMTRに設置した炉内ガスループOGL-1で照射した第6次~第12次燃料体の製造、照射および照射後試験の結果をまとめたものである。第6次~第8次燃料体は、小規模被覆装置で製造した燃料を用いたものであり、FPガス放出率($$^{88}$$KrのR/B)は1$$times$$10$$^{-6}$$以下の良好なレベルであった。一方、第9次~第12次燃料体では、建設中のHTTR用量産試作燃料を用いた。第9次燃料体では、$$^{88}$$KrのR/Bは1.5$$times$$10$$^{-5}$$と比較的高く、被覆層に種々の欠陥が認められた。その後、製造時の被覆燃料粒子の貫通破損率の低下に伴って、$$^{88}$$KrのR/Bは2$$times$$10$$^{-6}$$まで低下した。以下の照射試験を通じて、種々の条件下におけるHTTR用燃料の照射挙動についての知見を蓄積すると共に、燃料の量産製造技術の基盤の構築と、量産試作燃料の照射健全性の実証を行った。

論文

高放射化機器類処理・処分用切断装置の開発

飯村 勝道; 北島 敏雄; 細川 甚作; 阿部 新一; 高橋 澄; 小川 光弘; 岩井 孝

デコミッショニング技報, (10), p.42 - 48, 1994/06

JMTRでは、高放射化されたループ照射設備の使用済炉内管を水中で切断する装置を開発し、性能や安全性を確認した。この装置は、多重構造管の切断を目的としたもので、放電方式を採用することで水中切断を可能にした。また、各種フィルターなどを組み合わせ、水の精製に努めた。ここでは、今回開発した水中放電切断装置の概要、性能及び供用中の原子炉施設内における使用済炉内管の切断した経験について紹介する。

論文

On-line leak detection method for OWL-1 loop by ARX modeling using dewpoint signals

尾熊 律雄; 林 光二; 北島 敏雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(10), p.756 - 765, 1981/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ARXモデルをもとにした同定手法を応用してJMTR,OWL-1ループキュービクルにおける露点計記録データの解析をおこなった。本研究の主たる目的はキュービクル換気システムの給排気露点間の動特性を実験的に明らかにし、これによって得られた情報をOWL-1ループの漏水監視システムに取入れた場合の有効性を評価することにある。データ解析の結果、同定されたモデルを用いることにより漏水検出に対して非常に感度の高い情報が得られることが示された。

報告書

OWL-1 キュービクルにおける露点計記録データの統計的解析と冷却水漏洩早期検出への応用

尾熊 律雄; 林 光二; 北島 敏雄

JAERI-M 9237, 23 Pages, 1980/12

JAERI-M-9237.pdf:1.47MB

統計的解析手法を用いて、JMTRのOWL-1ループキュービクルに対する給排気露点記録データの解析をおこなった。本研究の主たる目的は給排気露点間の動特性関係を実験的に明らかにし、これによって得られた情報をOWL-1ループの漏水監視システムに取入れた場合の有効性を評価することにある。データ解析の結果、・給排気露点間の動特性は約10分の時定数を持つ速いモードと数時間程度の時定数を持つ遅いモードの2つの特性からなる。・ループからの漏水が無い正常な条件下において、約2cycle/hour以下の排気露点の変動は大半給気露点の変動によってもたらされたものである。等が示された。上記の解析結果にもとづき、OWL-1ループシステムに対するリークモニター開発の一試みとして簡単なディジタルフィルターを設計した。

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