検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 14 件中 1件目~14件目を表示
  • 1

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

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。

報告書

JRR-3Mでの岩石型プルトニウム燃料の照射試験

山田 忠則; 相沢 雅夫; 白数 訓子

JAERI-Tech 97-072, 32 Pages, 1998/01

JAERI-Tech-97-072.pdf:1.22MB

JRR-3Mのベリリウム反射体領域の垂直照射孔において、岩石型プルトニウム燃料試料の照射試験を原子炉運転4サイクル(平成7年1月23日~10月13日)に亘って行った。岩石型プルトニウム燃料試料は、トリア系化合物及びジルコニア系化合物をそれぞれディスク状に加圧成形し燃料ピンに収めてある。それぞれの燃料ピンは、キャプセル内に3段に分けて配置した。各段の目標試料温度を600$$^{circ}$$C(上段)、800$$^{circ}$$C(下段)、1000$$^{circ}$$C(中段)となるように設計した。実際の照射試験では、原子炉出力20MWにおいて中段部の試料温度を1000$$^{circ}$$Cに制御した。本報告書は、照射キャプセルの設計・製作及び照射試験の結果得られた試料の照射温度、中性子束に関する測定データをまとめたものである。

報告書

ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の中線出力、第2回; 照射及び照射後試験

岩井 孝; 笹山 龍雄; 前多 厚*; 相沢 作衛; 川崎 公靖; 相沢 雅夫; 半田 宗男

JAERI-M 89-186, 101 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-186.pdf:5.22MB

化学量論組成の異なるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料、(U,Pu)C$$_{1.0}$$及び(U,Pu)C$$_{1.1}$$を充填した2本の太径燃料ピン(外径9.4mm、長さ170mm)を1体のキャプセルに組み込んでJRR-2で、線出力640W/cmで1.5at%燃焼度まで照射した。東海研燃料試験施設で実施した照射後試験では、低密度(83~84%T.D.)の燃料ペレットを用い、低燃焼度であったため、燃料ピンの寸法変化は観察されなかった。FPガス放出率は2本の燃料ピンとも約9%であり、ペレットの開気孔率と関連していた。燃料ペレット中の気孔の数が中心部では大幅に減少した。被覆材の内面腐食は、(U,Pu)C$$_{1.1}$$燃料ピンで観察され、燃料の炭素ポテンシャルに依存していた。$$gamma$$線スキャニングにより、Csの一部が燃料ペレットから温度の低いプレナム部へ移行していることが確認される。

報告書

ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の低線出力(第1回)使用者及び照射後試験

前多 厚; 笹山 龍雄; 岩井 孝; 相沢 作衛; 大和田 功; 相沢 雅夫; 大道 敏彦; 半田 宗男

JAERI-M 88-219, 110 Pages, 1988/11

JAERI-M-88-219.pdf:5.81MB

本報告書は、ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の第1回照射及び照射後試験についてまとめたものである。化学量論組成の異なる混合炭化物燃料ペレットを充填した2本の燃料ピンをキャプセル(ICF-37H)に組み込み、JRR2で照射した。照射後試験は燃料試験施設において実施され、非破壊検査は不活性ガス雰囲気に置換可能な$$alpha$$$$gamma$$セルで行われた。照射後試験では、燃料ピンの寸法変化、FPガス放出率及び成分組織、気孔分布、フートラジオグラフ、金相をはじめ、多くの検査が行われ、混合炭化物燃料の使用者挙動について多くの知見を得るとともに、1at.%燃焼度までの照射健全性を実証することができた。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop, phase two A, part 3, chapter VIII; Blanket and first wall

小林 武司*; 飯田 浩正; 阿部 忠*; 安達 潤一*; 相沢 雅夫; 海老沢 克之*; 藤井 政治*; 深谷 清; 福原 昌志*; 福原 由雄*; et al.

JAERI-M 87-219, 336 Pages, 1988/01

JAERI-M-87-219.pdf:8.39MB

この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3の日本の報告書の第VIII章(ブランケット/第一壁)に相当するものである。ここではトリチウム増殖ブランケット、第一壁、ダイバータ板、遮蔽体設計に係わる技術的重要検討課題の検討結果及びこれらに係わる新データベースについて述べてある。データベースとしてはセラミック増殖材、高熱負荷材、高熱負荷試験結果及び製作試験結果が含まれている。ブランケット概念の選定に当たっては幅広いスコーピング・スタディを実施し、その結果、優れたトリチウム増殖性能とトリチウム放出挙動よりLi$$_{2}$$Oを増殖材とする概念を標準案に採用した。第一壁に関しては、弾塑性破壊力学による寿命評価を行なうと共にアーマ無し概念とアーマ付き概念の構造検討を行なった。現在の不確かなディスラプション条件を考慮して修理交換が容易な部分的保護リミッタを第一案として提案した。ダイバータ板アーマ材は優れた熱衝撃特性と低スパッタリング特性よりタングステンを採用した。遮蔽検討としては鋼材及びタングステンについて内側遮蔽層を出来るだけ薄くするための最適化の検討を行なった。

報告書

トリチウム増殖材照射下トリチウム放出試験; VOM-21H,22H用試験装置と安全評価

倉沢 利昌; 竹下 英文; 吉田 浩; 相沢 雅夫; 大野 英雄; 三村 謙; 梅井 弘; 渡辺 斉

JAERI-M 86-129, 26 Pages, 1986/09

JAERI-M-86-129.pdf:0.77MB

核融合炉工学の研究開発の上で、トリチウム増殖材からのトリチウム放出特性の研究は特に急がなければならない課題である。トリチウム放出挙動は実験系内の不純物水分や酸素量によって大きな影響を受ける事が明かになってきている。そのためトリチウム測定試験装置の性能が試験の成功・不成功を決める要因になる。従って、試験装置の設計方針および構成機器の選択が非常に重要である。本報告では、これまでの経験を踏まえて、トリチウム試験装置(2号機・3号機)を設計製作した時の設計方針、設計図面等の試料をまとめた。また、照射に先立って実施された研究炉管理部内キャプセル安全審査に準備した核熱評価、安全評価、安全対策の資料も併せて記述した。

論文

The time dependence of in-situ tritium release from lithium oxide and lithium aluminate(VOM-22H experiment)

倉沢 利昌; 渡辺 斉; Hollenberg, G. W.*; 石井 慶信; 西村 昭彦; 吉田 浩; 成瀬 雄二; 相沢 雅夫; 大野 英雄; 小西 哲之

J.Nucl.Mater., 141-143, p.265 - 270, 1986/00

 被引用回数:30 パーセンタイル:6.72

固体増殖材からのトリチウム放出は照射試料の置かれた環境やトリチウム測定装置の性能によって正確に測定できるかどうかが左右される。特にLi$$_{2}$$Oの場合には前回実験のVOM-15Hの結果からもスイープガス中の水分濃度に強く影響されることがわかっている。したがってVOM-22Hでは装置の改良を行った。特にトリチウムの還元については固体電解質セルの採用により応答性をよくした特長をもつ。本実験では試料温度を変えた時のトリチウム放出の時間依存性を調べた。その結果低い温度ではトリチウム放出は拡散のみに支配されていることが明らかになった。一方、より高温で変化の早い場合には電離箱等による遅れ時間を補正してやることが必要であることがわかった。 Li$$_{2}$$OとLiAlO$$_{2}$$のトリチウム放出を比較した時、同じ大きさの結晶程度をもつ試料では約300$$^{circ}$$C低い温度でLi$$_{2}$$Oからのトリチウム放出がおこることが明らかになった。これはLi$$_{2}$$Oがトリチウム増殖材として優秀であることを明確にしている。

報告書

酸化リチウムの照射下トリチウム放出試験; スイープガス・キャプセルの核・熱評価

倉沢 利昌; 吉田 浩; 渡辺 斉; 宮内 武次郎; 竹下 英文; 三村 謙; 金田 義朗; 相沢 雅夫; 笹島 文雄; 梅井 弘

JAERI-M 84-013, 47 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-013.pdf:1.44MB

核融合炉のトリチウム増殖ブランケットへの適用をめざしたセラミックス系リチウム化合物(Li$$_{2}$$O、LiAlO$$_{2}$$、Li$$_{2}$$SiO$$_{3}$$、Li$$_{2}$$ZrO$$_{3}$$など)の研究が、材料開発及びブランケット設計の両面から進められている。特に、日・米・欧の各国では、ブランケット操作条件を考慮したトリチウム放出特性、材料健全性、核・熱特性に関する試験研究の必要性が強調されている。本研究は、「酸化リチウム高照射試験」の一環として計画し実施したものであり、原子炉による熱中性子照射下のLi$$_{2}$$Oペレットのトリチウム放出特性を調べることを主眼としている。照射試験は、JRR-2の垂直照射孔(熱料領域VT-10、$$Phi$$th=1.0$$times$$10$$^{1}$$$$^{4}$$,$$Phi$$f=1.0$$times$$10$$^{1}$$$$^{2}$$n/cm$$^{2}$$・sec)において約1000時間(4サイクル)に互って行った。本報告書は、Li$$_{2}$$Oペレット(6.66g)を装荷したスイープガス・キャプセルにおける$$^{6}$$Li(n、d)$$^{3}$$H、$$^{7}$$Li(n、nd)$$^{3}$$Hの反応率及び温度分布並びにペレット中不純物に基づく誘導放射能について検討・評価したものである。

報告書

照射用ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピンの製作

半田 宗男; 大道 敏彦; 福島 奨*; 笹山 龍雄; 鈴木 康文; 前多 厚; 荒井 康夫; 岩井 孝; 相沢 雅夫; 金田 義朗; et al.

JAERI-M 83-206, 34 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-206.pdf:1.28MB

高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の健全性を評価するために、58年度にJRR-2で照射する2本のヘリウムボンド炭化物燃料ピンを製作した。燃料としては、化学量論組成及び超化学量論組成の炭化物ペレットを用いた。本報告書では、炭素熱還元法による炭化物燃料の製造から316ステンレス鋼被覆管へのペレットの封入までの過程と、ペレット及びピンに関する各種試験について記述する。

報告書

酸化リチウム高照射試験(1)計画と安全評価

渡辺 斉; 倉沢 利昌; 竹下 英文; 高橋 正; 谷藤 隆昭; 宮内 武次郎; 一色 正彦; 金田 義朗; 相沢 雅夫; 梅井 弘

JAERI-M 82-136, 27 Pages, 1982/10

JAERI-M-82-136.pdf:0.8MB

トリチウムの放出挙動・回収の研究はトリチウム技術開発において極めて重要な課題のである。しかしながら、これまでの研究は主として低照射量(1$$times$$10$$^{1}$$$$^{8}$$n/cm$$^{2}$$程度)の照射後焼純法によるものであり、トリチウム放出挙動に関して十分なデータとは言えない。本試験は実効中性子フルエンス5.5$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$までの照射量に対するトリチウム放出率、HTO/HT組成比をin-situ測定によって、またトリチウム残存量を照射後試験によって明らかにするものである。本報告書には試験内容、照射条件、試験方法及び安全評価のためのトリチウム生成量、漏洩量、解体作業及び異常時対策について記述した。また、照射キャブセルの構造、安全解析についても記述した。

報告書

PCMI実験用キャプセル(76F-1A,2Aおよび3A)の設計,製作および照射

中田 宏勝; 相沢 雅夫

JAERI-M 8837, 84 Pages, 1980/05

JAERI-M-8837.pdf:6.66MB

軽水炉燃料ピンのペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に関する知見を得るため、3本の特殊仕様燃料ピンを1本づつ同一構造のキャプセル(76F-1A,76F-2A,および76F-3A)に封入してJMTRで照射した。キャプセルには燃料ピンの照射中変形を阻害せず被覆管の温度を低く保つためNaKを熱媒体として使用するとともに、燃料ピンの発熱量を正確に測定するため燃料ピン周囲に電気ヒーターを巻きつけ計算によらず熱媒体温度と発熱量の関係を求め得るようにした。この結果、照射中の最高発熱量は76F-1Aキャプセルの場合で342w/cm、76F-2Aの場合で386w/cm、更に76F-3Aキャプセルの場合で397w/cmであることがわかった。本報告では、これらキャプセルの設計、製作、および検査、発熱量の測定法を確認するために行った実験の結果などとともに、キャプセルの発熱量を含む照射履歴についてのべる。

口頭

水冷却炉における制御照射の現状と課題

楠 剛; 松井 義典; 笹島 文雄; 高橋 広幸; 相沢 雅夫

no journal, , 

日本原子力研究開発機構には、軽水減速冷却型の照射利用に供している代表的な原子炉として汎用材料試験炉JMTR及び多目的研究炉JRR-3がある。JMTRは、これまでに、計装付き燃料棒に対する出力急昇試験,高温高圧条件での照射き裂進展試験等、さまざまな制御照射を行ってきた。JRR-3は中性子ビーム利用実験に活用されるとともに、材料照射,放射化分析,RI製造,半導体製造等に利用され、計装キャプセルを用いた温度制御下での材料照射,試料回転により均質性を高めた高品位半導体製造等を行ってきた。JRR-3では、今後、大口径試料の均一照射技術等の検討を行う。

口頭

反応度事故時における高燃焼度燃料の挙動,2; 被覆管における水素化物析出状態がPCMI破損に及ぼす影響

杉山 智之; 梅田 幹; 笹島 栄夫; 宇田川 豊; 更田 豊志; 相沢 雅夫

no journal, , 

NSRR実験により、我が国の現行の安全基準に定められたPCMI(燃料被覆管機械的相互作用)破損しきい値が約80GWd/tという高い燃焼度域においても適切な安全余裕を有すること、また、PCMI破損に至る燃料エンタルピを決定する主要因が、被覆管に析出する水素化物の量及びその形態であることを明らかにした。

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。

14 件中 1件目~14件目を表示
  • 1