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報告書

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

論文

Remote maintenance technology for a large scale hot laboratory

坂本 直樹; 吉川 勝則; 櫛田 尚也; 勝山 幸三; 永峯 剛

Proceedings of 46th Annual Meeting of "Hot Laboratories and Remote Handling" Working Group (HOTLAB 2009) (CD-ROM), 5 Pages, 2009/09

日本原子力研究開発機構の照射燃料集合体試験施設(Fuels Monitoring Facility:以下「FMF」)は、高速実験炉「常陽」など高速炉で照射したプルトニウム含有燃料集合体の照射後試験を行うための施設として1978年にホットインした。FMFは、使用済燃料を集合体単位で取扱うために、高い遮へい性能のあるホットセルを有するだけでなく、大型のホットセル(試験セル)を設置している。そして、この試験セル内は、集合体や燃料ピンの解体時に試験試料の酸化等の影響をなくすため、常時、窒素ガス雰囲気になっていることが特徴である。一方、試験セル内に設置されている機器は、経年劣化に加えて高放射線による劣化が著しいため、性能を維持するためには定期的なメンテナンスが必要である。しかし、被ばくの観点から作業員がセル内で作業することは困難であるため、セル外から遠隔でメンテナンスできるように設計されている。本報では、セル内クレーン設備を中心としたFMFの遠隔保守技術の有効性と、この約30年間に渡る遠隔保守の実績について報告する。

論文

遠隔保守技術の大型ホットラボへの適用

坂本 直樹; 吉川 勝則; 櫛田 尚也; 中村 保雄; 助川 清志*

日本保全学会第5回学術講演会要旨集, p.226 - 230, 2008/07

宇宙開発分野,海洋技術開発分野などでは、作業環境の特殊性から、遠隔操作技術や遠隔保守技術の開発が不可欠となっている。放射性物質を取扱う施設(ホットラボ)においても、高放射線,封じ込め等特有な環境の中での作業となることから、遠隔保守技術の開発は極めて重要である。特に高速炉で使用したプルトニウムを含有した燃料(集合体)を取扱う施設では、放射線を遮へいしつつ、密封性を確保した大型のセルを配置する必要がある。この大型セルでは、鉛ガラス窓を介したマニプレータによる遠隔操作によりさまざまな試験を実施している。さらにセル内には、試験機のほか、重量物の移送を行うインセルクレーン,試験機などの機器の操作や保守を行うためのパワーマニプレータが備え付けられており、これらの設備においても故障等を想定した遠隔保守技術が取り入れられている。本報では、インセルクレーン,パワーマニプレータを中心とした大型ホットラボにおける遠隔保守技術の概要,操業開始から30年間に渡る運転保守管理の実績に基づく保全方法の確立について述べる。

報告書

高速実験炉「常陽」材料照射用実験装置2号機(MARICO-2)・再組立技術の確立

阿部 和幸; 小林 孝*; 梶間 久司*; 吉川 勝則; 永峯 剛; 中村 保雄

JAEA-Technology 2008-008, 53 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-008.pdf:19.28MB

高速実験炉「常陽」材料照射用実験装置2号機(MARICO-2: Material Testing Rig with Temperature Control)はODSフェライト鋼など高速炉用燃料被覆管材として有望な材料の継続照射試験を行うためのものであり、コンクリート等による十分な放射線遮蔽能力を有するセル内にて再組立を行う必要があった。しかし、全長約11mと長尺の装置であること,遠隔操作による六角管の溶接が必要であることなどから従来のFMFにおける再組立技術が適用できない。そこで、MARICO-2再組立のための装置の整備、及び遠隔操作による再組立手順を確立した。

報告書

「常陽」MK-II A型特殊燃料集合体(PFD010)の照射後試験 燃料要素の破壊試験

吉川 勝則*; 桑島 幸夫*; 横内 洋二*

PNC-TN9410 90-193, 1 Pages, 1990/12

PNC-TN9410-90-193.pdf:0.66MB

「常陽」MK-IIA型特殊燃料集合体PFA010(100MW第5サイクル$$sim$$第8サイクル,集合体平均燃焼度約38,100MWd/tは「もんじゅ」仕様燃料要素の高線出力挙動の把握,FCCI低減を目的として照射したTiコーティングピンの燃料挙動のCPトラップ材の炉内環境下における特性を把握するため照射後試験に供されたものである。照射燃料試験室(AGS)では,4本の燃料ピンを対象に被覆管硬さ,燃焼率,X線回折,融点測定試験を実施した。主な結果を以下にまとめて示す。1)被覆管硬さは,照射前に比べ燃料カラム下端側で硬化しており,上端側で同程度の硬さであった。2) 中心ピンの燃料カラム中心位置での燃焼率は,4.63atom%(42,100MWd/t)であった。3) X線回析測定によるO/Mは,通常ピン-1.995,1.996Tiコーティングピン-1.986であった。通常ピンとTiコーティングのピンO/M比の違いから,TiコーティングピンのTiの酸素ゲッタ作用が僅にあると思われる。4) CPトラップ材のX線定性分析からNiメッキ表面はNiとMnの固溶体を形成していると考えられるが,これらの物質の同定までには致らなかった。5) 燃料融点は,Tiコーティングピン2703°C,通常ピン2659°C及び2700°Cであった。

報告書

「常陽」MK-2B型特殊燃料集合体(PFB020)の照射後試験 燃料要素の破壊試験

吉川 勝則*

PNC-TN9410 90-186, 0 Pages, 1990/03

PNC-TN9410-90-186.pdf:0.65MB

「常陽」MK-2B型特殊燃料集合体PFBO20(集合体平均燃焼度約48.300MWD/T)は、「もんじゅ」初装荷(低燃焼度炉心、平均燃焼度:約55.000MWD/T、ペレット最高燃焼度:約8.6000MWD/T)の燃料ピン照射挙動を把握するため照射後試験に供されたものである。照射燃料試験室(AGS)では、3本の燃料ピンを対象に、被覆管硬さ、被覆管密度及び燃焼率測定試験を実施した。結果を以下に纏めて示す。(1)被覆管の硬さは、照射範囲で最大約12%の硬化が認められた。また、MK-1とMK-2の照射温度依存性を比較すると、MK-1シリーズは、照射温度が約525$$^{circ}C$$で加工硬化の回復が見られるのに対して、MK-2においては、照射温度が約580$$^{circ}C$$前後においても加工硬化の回復点が見られなかった。(2)被覆管の密度に有意な変化は認められず、スウェリングの発生は認められなかった。(3)燃焼率は、A101ピン6.42ATOM%、A106ピン6.19ATOM%であり、これら実測は、計算値より4%$$sim$$5%低かった。

報告書

「常陽」MK-II炉心燃料集合体(PFD001)の照射後試験; 燃料要素の破壊試験

小部 昭*; 立花 利道; 谷 賢*; 滑川 卓志; 桑島 幸夫*; 吉川 勝則*; 川澄 清一*

PNC-TN9410 88-200, 1 Pages, 1988/06

PNC-TN9410-88-200.pdf:4.3MB

「常陽」MK-2炉心燃料集合体PFD001(集合体平均燃焼度は約31,300MWd/t)は、MK-2初装荷燃料集合体のうちで3番目に照射後試験に供されたものである。照射燃料試験室(AGS)では、1)MK-2炉心燃料の照射挙動の把握及び2)燃料ピンの健全性の確認を目的として7本の燃料ピンを対象に金相試験(燃料組織及び被覆管組織観察)、被覆管硬さ測定、被覆管密度測定及び燃焼率測定を実施した。その結果を以下にまとめて示す。(1)燃料組織は、中心部より中心空孔、柱状晶領域、ガスバブル領域、高密度化領域及び不変化領域が観察された。(2)残留ギャップ幅は、170$$mu$$mから21$$mu$$mまで減少していた。(3)FCCIは、全面腐食が観察され、最大約20$$mu$$mであった。(4)軸方向部の被覆管内面で炭化物析出が多かった。(5)被覆管周方向硬さ値分布(実測値)は、ESPRIT-Jコードより算出した冷却材温度分布から予測される硬さ値分布とは必ずしも一致していなかった。(6)被覆管のスエリングは、認められなかった。(7)燃焼率のピン軸方向分布は、実測値とESPRIT-J計算値とは良く一致していた。

報告書

「常陽」MK-II炉心燃料集合体(PFD029)の照射後試験; 燃料要素の破壊試験

小部 昭*; 立花 利道; 谷 賢*; 滑川 卓志; 桑島 幸夫*; 吉川 勝則*; 橋口 正弘*

PNC-TN9410 88-185, 1 Pages, 1988/01

PNC-TN9410-88-185.pdf:13.27MB

「常陽」MK-2炉心燃料集合体PFD029(集合体平均燃焼度は約43,700MWd/t)は、MK-2初装荷炉心燃料集合体のうちで最高燃焼度に達したものである。照射燃料試験室(AGS)では、1)MK-2炉心燃料の照射挙動の把握、及び2)燃料ピンの健全性の確認を目的として3本の燃料ピンを対象に、金相試験(燃料組織観察及び被覆管組織観察)、被覆管硬さ測定、被覆管密度測定、及び燃焼率測定を実施した。その結果をまとめて以下に示す。(1)燃料組織は、中心部よりガスバブル領域、高密度化領域、及び不変化領域が観察された。(2)残留ギャップ幅は、製造時の170$$mu$$mから35$$mu$$mまで減少していた。(3)FCCIは、全面腐食が観察され、最大約11$$mu$$mであった。(4)軸方向上部の被覆管内面近傍には炭化物析出がかなり多かった。(5)被覆管の硬さは、軸方向下端側で硬化しており、上端側で照射前と同程度であった。(6)被覆管のスエリングは、認められなかった。(7)燃焼率のピン軸方向分布及び集合体内径方向分布に関して実測値とESPRIT-J計算値が良く一致していた。

報告書

「常陽」MK-I炉心燃料集合体(PPJX12)の照射後試験; 燃料要素の破壊試験

滑川 卓志; 山内 勘; 立花 利道; 小部 昭*; 大久保 忠文*; 桑島 幸夫三次*; 吉川 勝則*

PNC-TN9410 87-198, 1 Pages, 1987/02

PNC-TN9410-87-198.pdf:10.49MB

「常陽」MK-1炉心燃料集合体PPJX12(集合体平均燃焼度約38,900MWD/MTM)は、「常陽」MK-1炉心の高燃焼集合体であるとともに、高速炉燃料集合体の水プール保管技術のR&Dの一環として、ナトリウム洗浄不足状態で水プール保管試験に供されたものである。照射燃料試験室(AGS)では、1)高燃焼度集合体の照射挙動データの充実、2)水プール保管が被覆管に与える影響を調べることを目的として、6本の燃料ピンを対象に、金相試験(燃料組織及び被覆管組織観察)、被覆管硬さ測定、被覆管密度測定、及び燃焼率測定を実施した。その結果、以下の内容を確認した。(1)燃料組織は、コア燃料部の軸方向全域でペレット中央部にガスバブル領域が観察された。これにより軸方向上部及び下部の燃料温度が計算値より約300$$^{circ}C$$高かったものと推定される。(2)FCCIは、粒界腐食が観察され最大12$$mu$$mであった。(3)軸方向上部の被覆管内面組織は鋭敏化が進んでいる。(4)被覆管外表面の組織には異常がなく、水中長期保管の影響は見られなかった。(5)被覆管の硬さ変化は、軸方向中央部が一番効果しており、上端部では照射前と同程度の値になっていた。また温度と硬さ変化の関係では、照射温度上昇に伴ない変化量は直線的に減少し、メーカ間の差はない。(6)被覆管密度変化は、最大で0.24%の増加を示していた。(7)燃焼率の実測値は、コア燃料部で4$$sim$$14%JYHIST計算値より大きな値を示した。(8)燃焼率の径方向分布については、実測値はJYHIST計算値の分布に比べて、緩やかな減衰曲線となっている。

報告書

「常陽」MK-I炉心燃料集合体(PPJD2S,PPJD2Y)の照射後試験; 燃料要素の破壊試験

三次 岳志*; 山内 勘; 立花 利道; 滑川 卓志; 小部 昭*; 桑島 幸夫*; 吉川 勝則*

PNC-TN9410 87-196, 1 Pages, 1987/02

PNC-TN9410-87-196.pdf:3.56MB

高速実験炉「常陽」MK-1炉心集合体PPJD2S(平均燃焼度35,000MWD/MTM)及びPPJD2Y(同30,400MWD/MTM)の照射後試験(破壊試験)を実施した。両集合体は炉心径方向での照射挙動の把握を目的として照射後試験に供された、炉心位置(000)から最外列ブランケット部(8D1)まで直列に装荷さていた一連の集合体のうちの2体である。PPJD2Sは炉心位置(2D1)で、PPJD2Yは同じく(3D1)で50MW出力上昇サイクルから75MW第6サイクルまで照射されたものである。本試験では両集合体からそれぞれ3本のピンを選択し、金相試験(燃料組織観察)及び燃焼率測定を行った。得られた結果を以下に記す。(1)両集合体とも中心ピンの軸方向中央部ではガスバブル領域、高密度化領域、不変化領域の3領域が観察され、PPJD2Sではガスバブル領域でクラックヒーリングが認められた。(2)FCCIは観察されなかった。(3)両集合体中心ピンの軸方向中央位置における燃焼率測定値はPPJD2Sで4.62atm%(44,400MWD/MTM)、PPJD2Yでは4.01atm%(38

報告書

「常陽」MK-I炉心燃料集合体(PPJD2P)の照射後試験; 燃料要素の破壊試験

吉川 勝則*; 立花 利道; 山内 勘

PNC-TN9410 87-195, 1 Pages, 1987/02

PNC-TN9410-87-195.pdf:1.46MB

「常陽」MK-1炉心燃料集合体PPJD2Pは、制御棒に隣接して照射された集合体であり、集合体平均燃焼度は約35,000MWD/MTMである。燃料の照射挙動に及ぼす制御棒隣接効果を把握するため、中心ピンと制御棒隣接ピンの2本の燃料ピンを選んで照射後試験を実施した。燃焼率測定試験から以下のことを確認した。(1)集合体中心位置ピンの燃料カラム中央位置での燃焼率は、4.87atom%(燃焼度46,800MWD/MTM)であった。(2)燃焼率の実測値は、JYHISTコード計算値より約10%高い値(中心ピン軸方向中央部比較)を示した。(3)燃焼率のピン軸方向分布は、実測値、JYHISTコード計算値及び$$gamma$$スキャン分布ともほぼ一致していた。(4)集合体径方向の燃焼分布(コア燃料)では、制御棒隣接ピン上部において中心部や下部に比べ、制御棒の隣接効果により燃焼が抑制されていると推定される。

報告書

新型転換炉「ふげん」用燃料下部端栓溶接部エックス線透過検査基礎実験報告

三浦 信; 円道 正三*; 吉川 勝則*; 石橋 藤雄*; 坂田 弘美*; 本橋 幸一*; 大森 拓郎

PNC-TN841 77-31, 31 Pages, 1977/06

PNC-TN841-77-31.pdf:0.74MB

「ふげん」プルトニウム燃料用下部端栓溶接部のX線透過検査は微小欠陥を検出し,判定するため,特に撮影条件およびフィルムの処理条件など適正に設定,管理しなければならない。これらの諸条件を満す良質なフィルム像質を得るためX線透過検査を撮形系,観察系に分類して,各々分野毎にその要因を追求し,一応の成果が得られたので,その結果をまとめ報告する。

報告書

IAEA試験後"ふげん"新燃料輸送容器模擬燃料集合体解体試験検査

三浦 信; 大森 拓郎; 生田目 和夫*; 円道 正三*; 沼田 和男*; 吉川 勝則*; 安藤 久隆*; 滝 清隆*

PNC-TN841 77-13, 109 Pages, 1977/04

PNC-TN841-77-13.pdf:17.97MB

IAEA試験後輸送容器本体とその中に収納されていた模擬燃料集合体の解体検査を行ない,その変形状況を調べた。その結果,模擬燃料集合体は,若干形状変化が認められたが破損は認められなかった。また,輸送用器は,耐熱材(バーミキュライト)部の所定肉厚を保持していた。

論文

Melting temperature and thermal conductivty of lrradiated (U.Pu) O2 Fuel

山本 一也; 廣沢 孝志; 吉川 勝則; 両角 勝文; 野村 茂雄

ANS/ENS 1992 International Conference, , 

「常陽」,Phenix等で照射したMOX燃料の融点および熱伝導率を測定,評価した。融点については,その測定精度が$$pm$$10°Cまで改善された結果,燃焼初期からほぼ直線的に10GWd/t当り5.5°Cの割合で低下することが分った(従来は50GWd/tあるいは80GWd/tまでは実験誤差の範囲内で融点の低下は認められないと報告されていた)。またこの融点低下の原因は燃料中のFPの蓄積である可能性が高いことが分った。 一方,熱伝導率については,35GWd/tまでの燃焼度範囲では,実験誤差の範囲内にすべてのデ-タがあり,明らかな燃焼度効果は見出すことはできなかった。

口頭

寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,2; 実炉組合照射(JRR-3$$Leftrightarrow$$常陽)及びホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)作業の計画と実施

松井 義典; 鍋谷 栄昭; 楠 剛; 高橋 広幸; 相沢 雅夫; 仲田 祐仁; 沼田 正美; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 伊藤 和寛; et al.

no journal, , 

「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」の研究の中で、研究炉「JRR-3」及び高速実験炉「常陽」の両炉を用いて、各原子炉の特徴を活かした単独照射材及び相互の組合せ照射材を得るため、東海,大洗のホット試験施設を含めた計画及びH18年度の実施分について報告する。

口頭

照射後試験施設等の安全評価と運転管理,3; 大型照射後試験施設の遠隔保守技術

坂本 直樹; 吉川 勝則; 櫛田 尚也; 永峯 剛; 助川 清志*

no journal, , 

照射後試験施設は、放射能の高い使用済燃料などの放射性物質を扱うため、放射線の遮へい性と気密性を有するホットセル内に照射後試験のためのさまざまな試験機器が設置されている。特に、高速炉で照射したプルトニウム含有燃料集合体を扱う照射燃料集合体試験施設(FMF)はより高い遮へい性能を求められるとともに、集合体単位で取扱うため大型のホットセルとなっていることが特徴である。ホットセル内に設置されたさまざまな試験機器の保守を作業員がホットセル内に入域しなくても行えるように、FMFでは各機器をパワーマニプレータやインセルクレーン等を用いて遠隔操作で作業員が直接保守作業を行えるホットリペア室に移動させ、保守を行う独自の遠隔保守システムを開発した。ホット運転開始以来30年以上が経過し、経年化を考慮した運転管理や機器の保守を要する時期にあるが、開発した遠隔保守システムにより照射後試験機能や施設・設備の運転は適切に維持されており、遠隔保守技術の有効性を実証した。本報では、重さ1.5tonもある部材切断機の遠隔保守の経験やホットセル内機器の経年化対策の実績等について報告する。

口頭

長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,2; 実炉組合照射(JRR-3$$Leftrightarrow$$常陽)及びホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)作業の報告

松井 義典; 高橋 広幸; 市瀬 健一; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 岩松 重美; 米川 実; 伊藤 和寛; 山本 雅也; 曽我 知則; et al.

no journal, , 

平成18年度から文部科学省の受託事業として「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」を実施している。この研究開発において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な照射材を高速炉の常陽と研究炉のJRR-3との相互組合せ照射により、約2年間の短期間で取得した。この常陽及びJRR-3の照射を実施するにあたり、日本原子力研究開発機構の大洗研究開発センター及び原子力科学研究所の各原子炉施設及び各ホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)を利用する全体計画,各施設作業及び照射結果等について報告する。

口頭

長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,3; WASTEFを利用したJRR-3再照射用キャプセルの組立・解体技術

宇佐美 浩二; 市瀬 健一; 沼田 正美; 遠藤 慎也; 小野澤 淳; 高橋 広幸; 菊地 泰二; 石川 和義; 吉川 勝則; 仲田 祐仁; et al.

no journal, , 

「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に必要な常陽-JRR-3組合せ照射試料を取得するため、ホット試験施設(WASTEF:$$underline{Wa}$$ste $$underline{S}$$afety $$underline{Te}$$sting $$underline{F}$$acility)を利用したJRR-3再照射用キャプセルの組立技術を開発し、世界初の実炉組合せ照射を可能とした。

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