検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 32 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Overview of Department of Hot Laboratories

市橋 芳徳; 石本 清

JAERI-M 93-016, p.58 - 63, 1993/02

本ペーパーにおいて、ホット試験室の概要を紹介する。内容として、組織、各施設(ホットラボ、燃料試験施設、WASTEF施設)の設置の経緯と役割、運転予算、将来業務等を紹介する。

論文

Verification of fission product release model from High Temperature Engineering Test Reactor fuel

沢 和弘; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 市橋 芳徳

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.842 - 850, 1992/09

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体は、燃料棒と六角柱状の黒鉛ブロックから構成される。燃料棒は、被覆燃料粒子と黒鉛粉末からなる燃料コンパクト及び黒鉛スリーブで構成される。燃料は、低濃縮二酸化ウランの燃料核を、内側から低密度熱分解炭素(PyC),高密度PyC層、炭化ケイ素層、高密度PyC層で被覆した被覆燃料粒子である。HTTR燃料体から放出される核分裂生成物の量を評価するために、解析モデルを開発した。希ガス及びヨウ素の放出割合は、破損燃料粒子照射試験で得られた$$^{88}$$Krの放出データを基に計算する。金属性核分裂生成物の燃料核、被覆層、燃料コンパクト、黒鉛スリーブ中の移行は、拡散過程としてモデル化している。これらの解析モデルの妥当性を示すために、炉内試験において測定された放出割合と計算値の比較を行った。その結果、これらのモデルはHTTR燃料に十分適用できることが分かった。

報告書

Experimental data report for test TS-1; Reactivity initiated accident test in NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 山原 武; 市橋 芳徳; 菊池 輝男

JAERI-M 91-217, 76 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-217.pdf:4.58MB

本報告書は、1989年10月に実施した照射済BWR燃料を用いた最初の反応度事故模擬実験であるTS-1について、実験データをまとめたものである。TS-1実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3GWd/tであった。NSRRにおける照射実験は、新たに開発した専用の2重カプセルを用い、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量61cal/g・fuel(ピークエンタルピ55cal/g・fuel)を与えた。その結果、燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、燃料燃焼度の測定結果、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。

論文

原子炉の中で使用されたOリングの劣化と余寿命

伊藤 政幸; 池島 義昭; 白石 忠男; 佐藤 隆一; 田中 勲; 市橋 芳徳

マテリアルライフ, 4(1), p.37 - 43, 1992/01

大洗研究所の材料試験炉のインパイルループ(OWL-2)と原子炉圧力容器との間のシールのために13年間使用されていたシリコーンOリング(全部で3ヶ所)の劣化の程度を評価するために、機械的性質を測定した。Oリングが受けた線量を遮蔽計算コードQAD-CGを用いて計算し、一番高い位置で3.46kGyを得た。運転中の温度についても解析コードを用いて計算し、50$$^{circ}$$Cと推定された。Oリングが受けた摺動は原子炉圧力容器とOWL-2の材料の熱膨張係数から算出し、最大5.3mmと推定された。老化に寄与する最大の因子は放射線と考えられるので、同じタイプのOリングについて時間短縮照射を行い、機械的性質を測定した。破断伸びが50%に達する時点を寿命と仮定し、余寿命を推定すると26年となった。材料をEPDMとした場合には、同じ時間加速照射した物性値から寿命はシリコーンゴムの3倍と推定された。

論文

Restoration phenomena of Ti-Ni shape memory alloys in a neutron irradiation environment

星屋 泰二; 島川 聡司; 市橋 芳徳; 西川 雅弘*

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.1070 - 1074, 1992/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:33.58(Materials Science, Multidisciplinary)

TiNi形状記憶合金の形状記憶特性を利用した原子力関連機器分野への応用開発が進められているが、形状記憶合金に及ぼす中性子照射の影響については明らかではない。照射環境下におけるTiNi形状記憶合金の使用条件を見出すため、3種類のTiNi形状記憶合金を様々な中性子フルエンス条件下で照射し、照射後等温・等時焼鈍後の電気抵抗測定を実施して、変態特性を調べた。さらに照射後の変形挙動を明らかにするために低温引張試験を行った。照射温度が520Kの場合、損傷量にかかわらずM$$_{s}$$温度の変化は小さく、未照射材のM$$_{s}$$温度に殆ど一致した。また323Kで照射すると、M$$_{s}$$温度は急激に低下したが照射後に523Kで焼鈍すると、照射前の変態温度に回復した。この回復温度は極めて低いHomologous温度(T/Tm;Tm融点)0.33に相当する。これら形状記憶合金特有の照射効果は照射下の規則-不規則変態に関する検討結果によって説明出来る。

報告書

高温ガス炉の事故時の核分裂生成物離脱割合評価

沢 和弘; 伊藤 治彦; 松本 実喜夫*; 遠藤 泰一; 塩沢 周策; 市橋 芳徳

JAERI-M 91-207, 34 Pages, 1991/12

JAERI-M-91-207.pdf:0.93MB

高温ガス炉の減圧事故時における沈着核分裂生成物(FP)の離脱割合の評価方法を検討するために、離脱実験を行った。実験の特徴は以下のとおりである。(1)大口径破断を想定した場合にも実験結果を適用できるように、実験範囲を高いガス流速まで広げた。(2)高温ガス炉の1次系の状態を模擬したOGL-1を用いて、実際にFPを沈着させて試料を作成した。(3)離脱機構を総合的に検討するため、ガス流速の上昇による離脱実験(ブローダウン試験)に加えて、拭取り試験、温水洗浄及び化学リーチング試験も実施した。本報は、実験に基づき、高温ガス炉の事故時のFP離脱割合の評価方法を検討したもので、高温工学試験研究炉の安全評価における離脱割合評価方法も併せて示した。

論文

Ti-Ni形状記憶合金の変態特性および機械的特性に及ぼす中性子照射の影響

星屋 泰二; 田昭 治*; 伊藤 治彦; 高村 三郎; 市橋 芳徳

日本金属学会誌, 55(10), p.1054 - 1062, 1991/10

中性子照射後(照射温度323K、速中性子照射フルエンス8$$times$$10$$^{23}$$m$$^{-2}$$)の等原子比TiNi系形状記憶合金の変態特性、変形挙動及び硬度特性を遠隔操作型の電気抵抗測定装置・引張試験装置・硬度試験装置を用いて調べた。その結果、TiNi系合金のマルテンサイト変態開始温度(M$$_{S}$$)は照射によって100K近傍まで低下し、その低下量は200K以上であった。一方、R相変態開始温度(T$$_{R}$$)は照射前のそれと比較すると1Kから7K低温側に変化した。また、室温における破断応力及び破断歪(弾性歪を含む)は各々1300~1700MPa及び6~8%であった。さらに、引張試験において5%もの負荷歪が消失する特異な弾性挙動を見出した。TiNi系合金の中性子照射によって形成された原子変位は照射誘起不規則化を引き起こし、変態特性及び変形挙動に大きな影響を及ぼす。一方、523K、600s以上の照射後焼鈍によって規則化を促進して、損傷回復が起こる。

論文

原子炉開発に貢献する燃料・材料照射試験

市橋 芳徳

エネルギーレビュー, 11(10), p.11 - 15, 1991/09

JMTRで現在進めている照射試験及び将来の照射試験として検討している項目から、次の4つを選んで概要をまとめた。(1)発電用軽水炉燃料の出力急昇試験、(2)発電用軽水炉の炉心構造材の照射試験、(3)高温ガス炉用燃料・材料の照射試験、(4)核融合炉ブランケット材の照射試験。なお、本原稿は、(株)エネルギーレビューセンターより原研が依頼を受け、「原研における研究炉利用研究の現状」をまとめる際の第2章の原稿である。

論文

研究炉利用研究の現状

高橋 秀武; 市橋 芳徳; 星 三千男; 舩橋 達; 鶴野 晃; 古平 恒夫

エネルギーレビュー, 11(10), p.4 - 30, 1991/09

原研における研究炉を利用した研究の現状を概説した。第1章では、原研研究炉の利用の概要を述べ、第2章においては主にJMTRを利用した燃料・材料試験について紹介した。第3章では、中性子照射による核変化の利用と題し、放射化分析とRI生産について記している。第4章においては、物質の構造を探る中性子利用として中性子散乱及びラジオグラフィーに関して紹介し、第5章では、研究炉利用の将来を展望している。

論文

Fast neutron irradiation of Ti-Ni shape memory alloys

星屋 泰二; 島川 聡司; 市橋 芳徳; 西川 雅弘*; 渡辺 健二*

Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.1119 - 1122, 1991/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:17.29(Materials Science, Multidisciplinary)

形状記憶合金は遠隔操作を用いた要素迅速交換技術に極めて有用であるが、実用上最も問題となる高速中性子照射挙動については明らかではない。高速中性子炉JMTR及び14MeV中性子源オクタビアンにおいてTiNi形状記憶合金の照射実験を実施した結果、中性子照射による特異な照射挙動、(1)電気抵抗の負の温度依存性(2)5%までの回復弾性歪(3)高破断応力及び(4)損傷回復挙動の存在が明らかになった。この損傷回復はT/T$$_{m}$$=0.33(T$$_{m}$$:融点、T=523k)という極めて低い温度で生ずる。この現象を利用すれば、照射環境温度を制御することにより照射損傷の影響を最小限に抑制することが可能となる。規則構造を有するTiNi形状記憶合金は変位損傷、変位損傷率や照射温度など中性子照射環境因子に対して、速応答性であると同時に高感受性でもあるため、耐照射型機能材料となり得る可能性を有している。

論文

Analytical method of fractional release of fission products from fuel elements of HTTR

沢 和弘; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 市橋 芳徳

Proc. of the Behaviour of Gas Cooled Reactor Fuel Under Accident Conditions, p.55 - 61, 1991/00

HTTR燃料体からの核分裂生成物の放出量を計算する手法を開発した。希ガス及びよう素の放出は、スィープガスキャプセル照射試験で得られた$$^{88}$$Krの(R/B)値に基づき計算する。金属性核分裂生成物の放出は、時間依存の拡散及び吸着をモデル化して計算する。これらの計算モデルについて、JMTRで実施されたキャプセル照射試験及びOGL-1燃料体照射試験結果を用いて検証計算を行なった。その結果、計算モデルが妥当であることが示された。

報告書

原子炉におけるシリコンゴム製Oリングの放射線劣化の評価

池島 義昭; 伊藤 政幸; 白石 忠男; 佐藤 隆一; 田中 勲; 市橋 芳徳

JAERI-M 90-216, 40 Pages, 1990/12

JAERI-M-90-216.pdf:1.36MB

放射線環境下で、しかも実機状態で長時間にわたって使用した有機材製Oリングの機械的性質に関して評価したデータは稀少なものである。シリコンゴム製Oリングは、常に透過放射線に曝されるJMTRの原子炉圧力容器内においてシール材として13年間にわたって使用され、その間に約3.46kGyの吸収線量を受けたものである。本報告は、実機状態で長期間にわたって使用したOリングとガンマ線を使って加速照射したものについて、長期使用が及ぼす機械的性質への影響を評価したものである。実機のような使用環境ではシリコンゴム製Oリングは吸収線量にして約300kGyに達するまで使用可能であり、同Oリングの使用寿命は40年と推定される。新OWL-2炉内管用として採用したEPDM製Oリングは、シリコンゴムに較べて耐放射線に優れており、使用寿命は約3倍となる。

報告書

Study on thermal performance calculation of vertical gravity-assisted heat pipes for irradiation capsules

M.Li*; 伊藤 治彦; 白石 忠男; 斎藤 隆; 雨澤 博男; 板橋 行夫; 市橋 芳徳

JAERI-M 90-190, 35 Pages, 1990/11

JAERI-M-90-190.pdf:0.92MB

キャプセルでの照射試験において、低温・均一温度照射を実現するために、JMTRのキャプセルにヒートパイプを利用することを計画している。そのためには比較的低温(100~300$$^{circ}$$C)で作動し、小径で高熱流束が得られるヒートパイプが必要である。本報告書は、このような条件に適合するヒートパイプの構造をサーベイし、その性能を知るための計算評価をまとめたものである。本計算評価は、軽水炉で最も使用し易い、水を作動液としたヒートパイプについて行なった。計算の結果、作動温度が200$$^{circ}$$C以上では、溝付ウイックを有するヒートパイプ又はウイック無しのヒートパイプが、高熱流束を得るためには適切であり、作動温度が120$$^{circ}$$C以下の場合、金網ウイック付きのヒートパイプが優れていることが分かった。

論文

Safety aspects required to the in-pile irradiation facilities attached to the JMTR

市橋 芳徳; 二村 嘉明

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.509 - 515, 1990/09

本論文では、標記会合の趣旨に沿って、JMTRに設置されているOGL-1及びOSF-1を中心に、設置時の安全審査の手続きを具体的にまとめた。安全審査として、申請者の組織内部の審査から監督官庁での一次審査及び専門家集団による第二次審査までの仕組みの概略を述べ、ダブルチェックシステムであることに言及した。更に国の行う定期検査、設置者が申請する設計及び工事の方法と国の認可についても言及した。なお、論文の前半は、JMTRの経過と現状について紹介し、炉の利用状況を説明した。

論文

JMTRにおける燃料照射試験の現状

市橋 芳徳

核燃料, (13), p.19 - 20, 1990/05

JMTRの設置の目的及び現状の照射試験利用者について概略を述べ、照射設備ごとの燃料照射試験の現状を概説した。この場合の照射設備の区分は、ループ照射設備、水力ラビット照射設備、出力急昇試験設備、キャプセル照射設備である。照射技術開発の現状についても言及した。特に熱電対の再計装技術、ヒートパイプの炉内使用技術などを挙げた。最後に、将来計画としてPWR燃料出力急昇試験設備の設置を検討している旨言及した。

論文

査察ゴール及び手続き

市橋 芳徳

保障措置用語の概念の解説, p.78 - 86, 1990/00

添付の依頼状に基づき核物質管理センターニュースに投稿した原稿を見直して再度投稿するものである。わが国における国内保障措置及び国際保障措置の中で査察がどのように位置付けられ、その実態が何であるかを概略解説した内容となっている。特に国内法に規定された査察手続き、日本/IAEA保障措置協定で規定している査察目標と手続きについて解説した。

論文

Restoration phenomena of neutron-irradiated Ti-Ni shape memory alloys

星屋 泰二; 高田 文樹; 市橋 芳徳; H.R.Pak*

Mater. Sci. Eng., A, 130, p.185 - 191, 1990/00

TiNi形状記憶合金の形状記憶特性を利用した原子力関連機器分野への応用開発が進められている。照射環境下におけるTiNi形状記憶合金の使用条件を見出すため、3種類のTiNi形状記憶合金を様々な中性子フルエンス条件下で照射して、照射後等温・等時焼鈍後の電気抵抗測定を実施した。523Kで焼鈍すると、照射材の電気抵抗温度依存性は、未照射材のそれと殆ど同じになる。この温度は極めて低いHomologous温度(T/T$$_{m}$$;T$$_{m}$$融点)0.33に相当する。これら照射材から得られた結果を照射によって生成される損傷と照射後焼鈍によって起こる構造変化の観点から説明した。

報告書

遠隔操作型電気抵抗測定装置の開発

星屋 泰二; 高田 文樹; 木崎 實; 田昭 治*; 須藤 健次; 坂倉 敦; 市橋 芳徳

JAERI-M 89-205, 68 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-205.pdf:1.8MB

相変態材料に関する照射後物性データは、相変態挙動研究に必要な遠隔操作型温度可変式物性測定装置が開発されていないため殆ど報告されていない。このため形状記憶合金特有の形状特性と密接に関連する照射後変態特性変化を解明する目的で、温度可変式の遠隔操作型電気抵抗測定装置を初めて開発した。更にその装置を用いた形状記憶合金の照射後等時焼鈍実験及び等温焼鈍実験(照射後試験)を実施した。その結果、本装置に用いた単純試料駆動方式による温度制御方法はガンマ線感受性の高い半導体や温度センサーを使用しないため操作性及び信頼性の点からも遠隔操作型物性測定装置に最適であり、他の遠隔操作型装置への応用も可能であることが判明した。遠隔操作型電気抵抗測定装置は照射後の物性測定を行ううえで簡便な実験手段であり、構造敏感(structure sensitive)であるため中性子照射感受性の高い相変態材料の研究に有用である。

論文

Restoration effects of shape memory alloys in a neutron irradiation environment

星屋 泰二; 高田 文樹; 西川 雅弘*; 渡辺 健二*; 市橋 芳徳

Proc. Int. Workshop on Intelligent Materials, p.283 - 288, 1989/03

Ti-Ni形状記憶合金は形状記憶効果や擬弾性と呼ばれる特異な効果を有するため、実用的な見地からも注目されている。これらの特性を利用すれば、中性子照射環境において、中性子壁負荷の大きな材料の交換・補修という原子力工学分野に不可欠な要素迅速交換技術へも適用可能であるため、炉設計や遠隔補修の立場からも本材料実用化の意義は極めて大きい。しかしながら、実用化のための基礎データとなるTi-Ni形状記憶合金の照射挙動については殆ど明らかにされていない。本報告では、中性子照射Ti-Ni形状記憶合金の(1)電気抵抗の負の温度依存性、(2)異常な弾性挙動、(3)高歪形態の母相、(4)損傷回復効果の原因について調べた。

論文

Effects of neutron irradiation induced disordering and post-annealing on the deformation behavior in Ti-Ni shape memory alloys

星屋 泰二; 田昭 治*; 市橋 芳徳

Proc. of MRS Int. Meeting on Advanced Materials, Vol. 9, p.225 - 230, 1989/00

TiNi形状記憶合金の変形挙動に及ぼす中性子照射誘起不規則化及び照射後焼鈍処理の影響を調べるため、JMTRにおいてTiNi合金の照射実験ならびに照射後焼鈍実験を行った。(照射条件; $$Phi$$f:8$$times$$10$$^{2"}$$3$$^{/}$$m$$^{2}$$、~323K、等温・等時焼鈍条件; 473~673K、0.6~3.6ks)以下の実験結果が得られた。

32 件中 1件目~20件目を表示