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報告書

高温工学試験研究炉における航空機落下確率に関する評価

小野 正人; 塙 善雄; 園部 博; 西村 嵐; 菅谷 直人; 飯垣 和彦

JAEA-Technology 2020-010, 14 Pages, 2020/09

JAEA-Technology-2020-010.pdf:1.74MB

平成25年12月18日に施行された「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」の適合性確認のために、高温工学試験研究炉における航空機落下確率を評価した。評価は、「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」を参考にして、原子炉建家, 使用済燃料貯蔵建家及び冷却塔を標的として実施した。その結果、落下確率は5.98$$times$$10$$^{-8}$$(回/年)であり、基準である10$$^{-7}$$(回/炉・年)を下回り、防護設計が不要であることを確認した。さらに、落下確率の大きい事故については、事故件数の増加を仮定して評価を行い、評価基準に対する裕度を確認した。

報告書

JMTRタンクヤード・コンクリート壁面の補修工法の妥当性確認試験

菅谷 直人; 岡田 祐次; 西村 嵐; 園部 博; 木村 伸明; 木村 明博; 塙 善雄; 根本 浩喜

JAEA-Testing 2020-004, 67 Pages, 2020/08

JAEA-Testing-2020-004.pdf:8.17MB

材料試験炉(JMTR)では、2014年度に液体廃棄物の廃棄設備であるタンクヤードにおいて、廃液配管及び廃液タンクからの放射性廃液の漏えい事象が発生した。本事象に対応するため、2016$$sim$$2019年度にかけてタンクヤード内の廃液タンク, 廃液配管等の取替え工事を行った。一方、本取替え工事において、廃液配管等の支持構造物である大型サポート(架構造型サポート)の据付け時にタンクヤード躯体コンクリート壁面に複数のひび割れが発生した。このため、ひび割れが発生したコンクリート壁面の補修が必要となった。特に、架構造型サポートを固定する一部の基礎ボルト(あと施工接着系アンカーボルト)周辺部では、隆起を伴うひび割れ(コーン状破壊)が観測された。コンクリート壁のコーン状破壊部における補修工法は規格化されているが、補修後にあと施工接着系アンカーボルトを打設するための妥当性を確認する強度基準は存在しなかった。本報告書は、コンクリート壁面のコーン状破壊部の補修工法として断面修復工法の選定及びあと施工接着系アンカーボルトの強度基準の設定をし、タンクヤードと同類の鉄筋コンクリート造である既設建家を用いて、コーン状破壊部を模擬し、選定した断面修復工法により補修した壁面にあと施工接着系アンカーボルトを打設後、あと施工接着系アンカーボルトの引張試験を行い、設定した強度基準との比較により、補修工法の妥当性評価についてまとめたものである。この試験結果から、本補修工法による、タンクヤード躯体コンクリート壁面におけるコーン状破壊部の補修に資した。

報告書

試験研究炉における一次冷却水中へのトリチウム放出源に関する検討; JMTR, JRR-3M及びJRR-4運転データから評価したトリチウム放出率

石塚 悦男; 本橋 純; 塙 善雄; 米田 政夫; 綿引 俊介; Mukanova, A.*; Kenzhina, I. E.*; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2014-025, 77 Pages, 2014/08

JAEA-Technology-2014-025.pdf:43.46MB

JMTRやJRR-3では、原子炉の運転に伴って一次冷却水中のトリチウム濃度が高くなることが明らかになっている。本報告書では、これらのトリチウム放出源を明らかにするため、JMTR, JRR-3M及びJRR-4の各運転サイクルにおけるトリチウム放出率を実測値から評価した。この結果、炉心構成材にベリリウムを使用していないJRR-4のトリチウム放出率は8Bq/Wd以下であり、運転に伴うトリチウム濃度の上昇は認められなかった。これに対して、炉心構成材にベリリウムを使用しているJMTR及びJRR-3Mでは、トリチウム放出率がそれぞれ約60$$sim$$140及び約10$$sim$$95Bq/Wdで運転に伴ってトリチウム濃度が上昇すること、ベリリウム製炉心構成材を新規製作品と交換するとトリチウム放出率が一時的に低下し、その後、運転サイクルとともに増加する傾向が見られた。

論文

改修後のJMTRの運転訓練について

亀山 恭彦; 尾上 龍次; 塙 善雄; 根本 宣昭

UTNL-R-0483, p.10_6_1 - 10_6_6, 2013/03

JMTRは、平成18年8月で一旦運転を終了し、平成19年度から平成22年度までの4年間で改修を実施し、平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震後の建家の補修も完了し、現在、再稼働に向けた準備を進めている。原子炉施設の改修においては、再稼働後20年間の運転を考慮し、経年化安全確保上の判断基準(機器の経年変化、安全機能の重要度、保守経験等)、稼働率向上の判断基準(交換部品の調達性等)の観点から、原子炉本体の炉心、計測制御系統施設、原子炉冷却系統施設、その他の主要な事項、気体廃棄物の廃棄施設の非常用排気設備、制御設備、液体廃棄物の廃棄設備、電源設備、純水製造設備、ボイラ設備、冷凍機等の更新を行った。この改修において、計測制御系統施設(プロセス計装、核計装)の操作方法が変わった。そのため、更新後の原子炉運転操作について、これまで通りのプロセス計装の監視を行いつつ、原子炉の臨界近接、出力上昇等の操作を安全かつ確実に行うための方法について検討し、その検討結果に基づき運転マニュアルを策定し、運転訓練を実施してきた。本報告では、原子炉の改修により変更となった原子炉運転操作の方法について、運転マニュアル作成上の留意点、運転訓練の実施により確認した課題とその対応等についてまとめた。

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

ベリリウム枠及び$$gamma$$線遮へい板の製作及び交換作業

綿引 俊介; 塙 善雄; 浅野 典一; 檜山 和久; 伊藤 祥人; 坪井 一明; 深作 秋富

JAEA-Review 2012-013, 92 Pages, 2012/03

JAEA-Review-2012-013.pdf:6.74MB

今回の交換作業は、JMTRの更新計画によりベリリウム枠の曲がり量が許容限界に近づいているため更新した。また、$$gamma$$線遮へい板は今後の運転予定期間を考慮し、予防保全として更新した。ベリリウム枠及び$$gamma$$線遮へい板の製作は、発注から完成するまでに約2年を費やし、平成22年2月に製作が終了した。また、交換作業は、平成22年1月から約5か月かけて行った。本報告書は、ベリリウム枠及び$$gamma$$線遮へい板の製作及び交換作業について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

研究用照射済ベリリウム試料の外国輸送(受託研究)

谷本 政隆; 田口 剛俊; 岡田 学; 塙 善雄; 土谷 邦彦; 池田 昌之*; 藤本 洋一*; Kotov, V.*; Kenzhin, E.*; Kenzhin, Y.*

JAEA-Technology 2011-001, 39 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2011-001.pdf:4.15MB

中性子照射されたベリリウムを処理して再利用することは、資源の有効利用,核不拡散体制の強化などのために行うべき課題である。そこで、現在実施されているJMTRの改修・再稼働の一環として、処理処分方法の検討されており、ベリリウムリサイクルに関する実証試験を国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトがカザフスタン共和国の国立原子力センター原子力研究所(NNC-IAE)と行っている。本報告書は、国際協力ISTCプロジェクトに基づき、研究用照射済ベリリウム試料を原子力機構からカザフスタン共和国のNNC-IAEに外国輸送するための輸送方法の検討を行い、実際に行った照射済ベリリウム試料の輸送結果を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

JMTR二次冷却系統の健全性調査; 配管及び冷却塔の健全性調査

綿引 俊介; 浅野 典一; 塙 善雄; 五来 滋; 西山 裕; 坪井 一明

JAEA-Review 2010-019, 65 Pages, 2010/07

JAEA-Review-2010-019.pdf:7.25MB

JMTR再稼働後の二次冷却系統の長期使用を確実なものにするため、2008年度(平成20年度)から開始したJMTR原子炉施設の二次冷却系統の更新工事に先立ち、二次冷却系配管及び二次冷却系冷却塔について健全性調査を実施した。その結果、二次冷却系配管の配管内面ライニングにクラック、ふくれ、剥離を確認し、また、二次冷却系冷却塔上部の木部について腐朽及び干割れを確認した。今回の調査結果を受けて、一部補修を要する部分が確認されたため、予防保全の観点から補修を行った。

報告書

Manufacturing of neutron reflector frame for JMTR

塙 善雄; 坪井 一明; 内田 宗範*; 鈴木 健*; 高橋 邦裕

JAEA-Technology 2009-078, 18 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-078.pdf:11.35MB

JMTRでは、中性子反射体枠としてベリリウムが使用されている。ベリリウム枠は、JMTR炉心部に3セクション(北,東及び西)で配置され、各セクションは7段のベリリウムブロックから構成されている。各ブロックはアルミニウム製ジョイントで結合され、キャプセルやベリリウムプラグが枠内側に装荷されている。1968年に初臨界を達成してから、これまでに6回ベリリウム枠が取り替えられ、現在、7番目のベリリウム枠を製作している。交換は、2010年春に計画されている。ベリリウム枠の設計では、スウェリングによる曲がりを少なくするように変更され、寿命が改善された。製作手順は、品質を保証するために厳しく制御されている。スウェリングと放射化を最小限にするために化学組成を指定しなければならない。ベリリウムはとても脆いので、機械加工手順は注意深く制御されている。また、ベリリウムは毒性の材料なので、製作環境の制御も重要である。

報告書

JMTRのコンクリート構造物,冷却設備及びユーティリティ設備等の健全性調査概要

海老沢 博幸; 花川 裕規; 浅野 典一; 楠 秀彦; 箭内 智博; 佐藤 信一; 宮内 優; 大戸 勤; 木村 正; 川俣 貴則; et al.

JAEA-Technology 2009-030, 165 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-030.pdf:69.18MB

2007年度から開始するJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、「継続使用する設備・機器」の健全性調査を実施した。調査範囲は、原子炉建家を筆頭に、排気筒,一次冷却系の塔槽類,カナルエキスパンドジョイント,UCL高架水槽,二次系冷却塔及び配管,非常用発電機等、多岐にわたった。その結果、一部補修を要する部分が確認され補修を行ったが、今後の長期保全計画に沿った保守管理を行うことで、十分な安全確保と長期使用に耐えうることが確認された。原子炉更新課は、以上の健全性調査の結果を踏まえて改修工事を進めている。

報告書

炉プール・ダイヤフラムシールの健全性調査

井手 広史; 作田 善幸; 塙 善雄; 辻 智之; 坪井 一明; 長尾 美春; 宮澤 正孝

JAEA-Technology 2009-019, 28 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-019.pdf:41.1MB

JMTR原子炉本体は、原子炉圧力容器,炉心及び炉プールから構成され、JMTR原子炉プール最下部には原子炉プール水の漏えいを防止するとともに、原子炉圧力容器内の圧力及び温度変化による圧力容器自体の伸縮を吸収するためのステンレス鋼製ダイヤフラムシール(外径2.6m,内径2m,厚さ1.5mm)が設置されている。JMTRの改修に先立ち、ダイヤフラムシールの健全性を確認するため、水中カメラ付き堆積物回収装置を開発し、外観検査を行った。外観検査の結果、有害な傷,錆びは確認されず、ダイヤフラムシールの健全性が確認できた。今後も本装置によって定期的に点検を行うことで、その健全性の維持に努める。

論文

ベリリウム製中性子反射体の製作と管理

塙 善雄; 田口 剛俊; 北岸 茂; 坪井 一明; 土谷 邦彦

UTNL-R-0471, p.5_2_1 - 5_2_8, 2009/03

原子力機構の材料試験炉(JMTR)には、中性子反射体としてベリリウム枠(以下、「Be枠」という。)が装荷されている。このBe枠は、東枠,西枠及び北枠からなり、それぞれ垂直方向に7段に積まれ、ベリリウム反射体要素と組合せて燃料領域で発生する中性子を効果的に反射・減速するためのものである。一方、Be枠は、その燃料領域側と反射体領域側及び垂直方向の高速中性子の照射量に差が生じる。このため、内部に蓄積するヘリウムによるスエリングが不均一となり変形(燃料領域側に湾曲)が進み、やがてBe枠照射孔内に装荷されたキャプセルの冷却条件の悪化と各炉心要素のハンドリングに支障をきたすことになる。これらの悪影響を未然に防ぐため、Be枠の変形(曲がり)量を定期的に測定し、交換時期(以下、「寿命」という)の把握に努めている。Be枠の交換は、JMTRの運転開始から5回行われた。交換作業は、1か月以上の期間を要するため、JMTRの運転計画と寿命とを勘案しながら定期自主検査期間内に交換作業を実施している。なお、交換後の照射済Be枠は、廃棄処理が難しく、JMTRカナル内で水中保管されているのが現状である。本報告は、JMTRで実使用されているBe枠の製作,交換作業,管理及び長寿命化と使用済Be再処理に関する技術開発の課題についてまとめたものである。

論文

Preliminary irradiation test for new material selection on lifetime extension of beryllium reflector

田口 剛俊; 相沢 静男; 塙 善雄; 北岸 茂; 土谷 邦彦

JAEA-Conf 2008-010, p.343 - 352, 2008/12

ベリリウムは、中性子吸収断面積が小さく、散乱断面積が大きいため、試験研究炉用の中性子反射体及び減速材として利用されている。JMTRに用いられているベリリウム枠は、中性子照射によりベリリウム内にトリチウム及びヘリウムボイドが発生することにより変形するため、一定期間ごとに交換する必要があり、JMTRの初臨界からこれまでの約40年間に5回の交換が行われる。現在、約2トンの使用済のベリリウム枠がJMTRのカナル内に保管されている。このため、ベリリウム枠の長寿命化のための開発の一環として、JMTRにおいて2種類の金属ベリリウム(S-200F及びS-65C)の予備照射試験を行った。本セミナーでは、照射キャプセルの設計・製作、インナキャプセル中のトリチウムを除去するための開封装置及び照射後の曲りを測定するための高精度寸法測定装置の開発、照射済試料の照射後試験結果について発表する。

論文

Refurbishment status on reactor facilities of JMTR

竹本 紀之; 塙 善雄; 五来 滋; 深作 秋富; 宮澤 正孝; 新見 素二

JAEA-Conf 2008-010, p.97 - 105, 2008/12

原子力機構は、JMTRを原子力の基盤技術を支える原子炉と位置づけ、2011年度から再稼働することを目指し、2007年度から改修に着手することを決定した。そこで、2007年度から4年間で原子炉機器の更新を実施し、2011年度から再稼動させるために原子炉機器の更新計画を策定し、現在、改修工事を実施している。本報では、継続使用する機器の選定基準及びその概要についてまとめるとともに、更新工事の工程の基本的な考え方についてまとめた。

報告書

中性子反射体用ベリリウムの長寿命化に関する予備検討,2; 高精度寸法測定法の開発

田口 剛俊; 塙 善雄; 綿引 俊介; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2008-041, 23 Pages, 2008/06

JAEA-Technology-2008-041.pdf:3.76MB

ベリリウムは、中性子捕獲断面積が非常に小さく、散乱断面積が大きいため、試験研究炉の中性子反射体及び減速材として利用されている。日本原子力研究開発機構が所有する材料試験炉(JMTR)の中性子反射体(ベリリウム枠やベリリウム反射体)として使用されているが、ベリリウム枠に関しては、一定期間ごとに交換する必要がある。このため、ベリリウム反射体の長寿命化のための開発として、金属ベリリウムの予備照射試験を行った。照射試験の終了後、曲がり測定試験片を用いた金属ベリリウム試料の寸法変化を測定した。本報告書は、予備照射試験における照射後試験の一環として開発した高精度寸法測定装置の開発とその結果についてまとめたものである。

報告書

中性子反射体用ベリリウムの長寿命化に関する予備検討,1; 中性子照射キャプセル及びキャプセル開封装置の製作

塙 善雄; 田口 剛俊; 坪井 一明; 斎藤 隆; 石川 和義; 綿引 俊介; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2008-039, 53 Pages, 2008/06

JAEA-Technology-2008-039.pdf:6.18MB

ベリリウムは、中性子捕獲断面積が非常に小さく、散乱断面積が大きいため、試験研究炉の中性子反射体及び減速材として利用されており、材料試験炉(JMTR)の中性子反射体として使用されているベリリウム枠は、S-200Fの金属ベリリウムである。このベリリウム枠は、一定期間ごとに交換する必要があり、JMTRの改修のために停止された165サイクルまでの運転期間のうち、5回の交換が行われた。このため、ベリリウム枠の長寿命化のための開発として、金属ベリリウムの予備照射試験をJMTRを用いて行った。本照射試験では、異なった2種類の金属ベリリウム(S-200F及びS-65C)を準備し、材質の違いによる照射効果を調べた。本報告書は、照射キャプセルの設計製作及びインナーキャプセル中にあるトリチウムを除去するための開封装置の設計製作についてまとめたものである。

報告書

JMTR二次冷却系配管の健全性調査

塙 善雄; 出雲 寛互; 深作 秋富; 長尾 美春; 河村 弘

JAEA-Review 2008-023, 55 Pages, 2008/06

JAEA-Review-2008-023.pdf:5.63MB

2008年度から開始されるJMTRの二次冷却系統の更新工事に先立ち、JMTR再稼動後の二次冷却系統の長期使用を確実なものにするため、二次冷却系配管の健全性調査を実施した。その結果、二次冷却系配管の配管内面のライニングには、クラック、ふくれ、剥離が確認されていたが、二次冷却配管に腐食はほとんど発生していなかったことを確認した。JMTR再稼動後の使用に関しては、JMTR改修期間中に配管内面ライニングを補修しておくことが必要であり、また、補修後もライニングの健全性を定期的に点検する必要がある。

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