検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 34 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

国内における照射試験用金属燃料ピンの製造技術基盤の確立

菊地 啓修; 中村 勤也*; 岩井 孝; 中島 邦久; 荒井 康夫; 尾形 孝成*

日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.323 - 331, 2011/12

原子力機構大洗研究開発センターの燃料研究棟に、国内で初めてとなる照射試験用U-Pu-Zr金属燃料ピン製造のための装置を整備し、製造技術基盤を確立した。新規に射出鋳造装置及びナトリウムボンディング装置を格納した高純度Arガス雰囲気グローブボックスを整備したほか、燃料研究棟に既存の設備群を金属燃料ピン製造目的に利用した。本技術資料では装置整備に加えて、酸化物を原料とした燃料母合金の調製,金属燃料スラグの製造,燃料ピン端栓溶接、及びナトリウムボンディングの技術確立について記載した。これらの技術は、原子力機構と電力中央研究所との共同研究で計画されている、高速実験炉「常陽」照射試験用燃料製造のほか、高速炉用金属燃料に関する基盤研究用の試料製造にも利用される。

論文

高速実験炉「常陽」照射試験用金属燃料要素の製造

中村 勤也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 荒井 康夫; 魚住 浩一*; 土方 孝敏*; 小山 正史*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.245 - 256, 2011/12

「常陽」での照射試験を目的として、金属ウラン,ウラン-プルトニウム合金及び金属ジルコニウムを原料に、U-20Pu-10Zr燃料スラグを射出鋳造法により製造した。いずれの燃料スラグも表面は滑らかであり、合金組成,密度,長さ,直径,不純物濃度も製造仕様を満足した。製造した燃料スラグを、熱ボンド材,熱遮へい体及び要素反射体とともに下部端栓付被覆管に充填してTIG溶接を行い、ナトリウムボンド型金属燃料要素6本を組み立てた。これらの燃料要素は、今後B型照射燃料集合体に組み立てられた後、「常陽」に装荷されて国内で初めてとなる金属燃料の照射試験が実施される予定である。

論文

Fabrication of U-Pu-Zr metallic fuel elements for irradiation test at Joyo

中村 勤也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 荒井 康夫; 小山 正史*; 板垣 亘; 曽我 知則; et al.

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12

電力中央研究所と原子力機構の共同研究の下で、国内では初めてとなる照射試験用のNaボンド型U-Pu-Zr金属燃料要素を製造した。高速実験炉「常陽」での照射試験は、被覆管最高温度が873K以上の条件における燃料挙動とステンレス鋼被覆管の内面腐食の評価を目的としている。燃料要素1本あたり200mmのU-20wt%-10wt%Zr金属燃料スラグは、U金属,U-Pu合金及びZr金属を原料に用いて、射出鋳造法により製造した。この金属燃料スラグを、ボンドNa及び熱遮へい体や要素反射体などの部材とともに被覆管に挿入したうえで、上下端栓を溶接することにより燃料要素を組立てた。引続きNaボンディングにより、ボンド材のNaを、金属燃料スラグと被覆管の空隙に充填した。製造した6本の金属燃料要素は、検査により製造仕様を満足していることを確認した後、「常陽」の照射装置組立検査施設に運搬された。

報告書

プルトニウム取扱用グローブボックス702-Dの解体撤去作業

菊地 啓修; 岩井 孝; 荒井 康夫

JAEA-Technology 2009-055, 35 Pages, 2009/11

JAEA-Technology-2009-055.pdf:8.29MB

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(旧日本原子力研究所大洗研究所)の燃料研究棟107号室(XMA室)に設置されていた電子線分析装置用のプルトニウム取扱用グローブボックス702-Dは、設置後約30年間使用してきた。老朽化した電子線分析装置を更新するために、当グローブボックスを解体・撤去した。本報告書は、グローブボックス解体撤去作業における、技術的知見,評価及び作業内容をまとめたものである。

報告書

「常陽」照射試験用金属燃料要素の溶接試験; 予備試験及び溶接施行試験(共同研究)

菊地 啓修; 中村 勤也*; 岩井 孝; 荒井 康夫

JAEA-Technology 2009-049, 22 Pages, 2009/10

JAEA-Technology-2009-049.pdf:13.99MB

日本原子力研究開発機構と(財)電力中央研究所との共同研究の下で、金属燃料の高速実験炉「常陽」照射試験計画が進められている。「常陽」照射試験を行うため、国内で初めてU-Pu-Zr金属燃料を充填した燃料要素6本を大洗研究開発センターの燃料研究棟において製造することとなった。燃料要素に用いられる被覆管及び端栓材は、高強度フェライト/マルテンサイト鋼である。「常陽」照射試験用金属燃料要素の製造に向けて、被覆管-端栓の溶接予備試験を行い、引続き予備試験結果に基づき溶接条件を設定し、溶接施行試験を行った。その結果、すべての検査項目について判定条件を満足し、溶接条件の妥当性が確認された。

論文

燃料研究棟におけるグローブボックスの解体撤去作業

岩井 孝; 菊地 啓修; 荒井 康夫

デコミッショニング技報, (36), p.54 - 63, 2007/10

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(旧日本原子力研究所大洗研究所)の燃料研究棟101号室(調製室)に設置されていた金相観察用のグローブボックス121-D及び122-Dの2台は、設置後約30年近く使用してきた。新しい研究テーマに着手するにあたり、同スペースに新たな研究設備を装備したグローブボックスの設置を計画し、当グローブボックスを解体撤去することとした。本報告は、グローブボックス解体撤去作業における、技術的知見,評価及び作業内容をまとめたものである。

報告書

JMTR照射イナートマトリクス窒化物燃料の照射後試験

岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 本田 順一; 畠山 祐一; 小野 勝人; 松井 寛樹; 荒井 康夫

JAEA-Research 2007-026, 75 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-026.pdf:13.6MB

マイナーアクチノイドをプルトニウムで模擬し、ZrN及びTiNを母材としたイナートマトリクス窒化物ペレットを燃料ピンに封入したうえで、01F-51Aキャプセルに組み込み、JMTRで照射した。(Zr,Pu)N及び(TiN,PuN)ペレットの平均線出力及び燃焼度は、それぞれ、408W/cm, 約30000MWd/t(Zr+Pu)(約132000MWd/t-Pu)並びに355W/cm, 約38000MWd/t(Ti+Pu)(約153000MWd/t-Pu)に達した。照射キャプセルを燃料試験施設に搬入して、非破壊及び破壊試験を実施した。照射後の燃料ピンに有害な欠陥はなく、健全性が確認された。FPガス放出率は約1.6%と極めて低い値であった。ステンレス鋼被覆管内面に有意な腐食は観察されなかった。

報告書

グローブボックス121-D及び122-Dの解体撤去作業

岩井 孝; 菊地 啓修; 荒井 康夫

JAEA-Technology 2006-009, 31 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-009.pdf:4.61MB

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(旧日本原子力研究所大洗研究所)の燃料研究棟101号室(調製室)に設置されていた金相観察用のグローブボックス121-D及び122-Dの2台は、設置後27年間使用してきた。新しい研究テーマに着手するにあたり、同スペースに新たな研究設備を装備したグローブボックスの設置を計画し、当グローブボックスを解体撤去することとした。本報告書は、グローブボックス解体撤去作業における、技術的知見,評価及び作業内容をまとめたものである。

報告書

JMTR照射用イナートマトリックス含有窒化物燃料ピンの製作

中島 邦久; 岩井 孝; 菊地 啓修; 芹澤 弘幸; 荒井 康夫

JAERI-Research 2005-027, 42 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-027.pdf:4.15MB

マイナーアクチノイド核変換用窒化物燃料の照射挙動把握に資するため、ZrNやTiNのようなイナート(不活性)マトリックスを含有し、マイナーアクチノイドをプルトニウムで模擬したJMTR照射試験用燃料ピンを製作した。本報告書では、燃料ペレットの製造と確性試験結果並びに燃料ピンの製作について記述する。イナートマトリックス含有窒化物燃料ピンの照射は、2002年5月から2004年11月まで計11サイクル行われ、無事に終了した。

報告書

超ウラン元素仕様高温音速弾性率測定装置及び円筒形試料成型機の製作及び性能試験

芹澤 弘幸; 菊地 啓修; 岩井 孝; 荒井 康夫; 黒澤 誠; 三村 英明; 阿部 治郎

JAERI-Tech 2005-039, 23 Pages, 2005/07

JAERI-Tech-2005-039.pdf:2.89MB

プルトニウム等超ウラン元素を含むセラミックス燃料及び合金燃料の高温における機械的性質に関する研究を実施するため、高温音速弾性率測定装置及び円筒形試料成型機並びに高温音速弾性率測定装置格納用グローブボックス(711-DGB)を製作した。セラミックス試料の加工を前提とした円筒形試料成型機は、大洗研究所燃料研究棟101号室既設のグローブボックス(142-D)内に設置した。高温音速弾性率測定装置は、超音波センサ,加熱装置,循環式冷却装置,空冷用エアーコンプレッサ,真空排気系及びガス供給系並びに制御用コンピュータから構成され、超音波のパルサ/レシーバー及びアンプは、制御用コンピューターに内蔵されている。グローブボックス内に敷設するため市販品を改造し、超ウラン元素化合物の使用を前提として、試料の小型化を検討するとともに安全機構を付加した。高温音速弾性率測定装置の最高使用温度は、1500$$^{circ}$$Cである。装置本体及びグローブボックスは、それぞれ装置の性能及び安全性試験を実施した。

報告書

高速炉用炭・窒化物燃料の照射後試験; 燃料ピンの破壊試験(共同研究)

岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 長島 久雄; 木村 康彦; 松井 寛樹; 荒井 康夫

JAERI-Research 2002-038, 69 Pages, 2003/01

JAERI-Research-2002-038.pdf:12.46MB

原研-サイクル機構共同研究として、ウラン・プルトニウム混合炭・窒化物燃料ピンを原研で作成し、高速実験炉「常陽」で照射試験を実施した。照射後試験のうちサイクル機構で実施した非破壊試験及び窒化物燃料ピンの破壊試験の結果については、既に報告されている。本報告書は、原研で実施した炭化物燃料及び窒化物燃料ピンの破壊試験の結果をまとめたものである。

報告書

JMTR照射ウラン・プルトニウム混合窒化物燃料の照射後試験; 89F-3Aキャプセル

岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 木村 康彦; 長島 久雄; 関田 憲昭; 荒井 康夫

JAERI-Research 2000-010, p.110 - 0, 2000/03

JAERI-Research-2000-010.pdf:20.61MB

ウラン・プルトニウム混合窒化物ペレットを充填した外径9.4mmのヘリウムボンド型燃料ピン2本を、89F-3Aキャプセルに組み込み、JMTRにおいて最高線出力73kW/mの条件で燃焼度5.5%FIMAまで照射した。約5ヶ月間冷却した後、照射キャプセルを東海研の燃料試験施設へ搬入して、計37項目の非破壊及び破壊試験を実施した。照射後の燃料ピンに有害な欠陥はなく、健全であった。FPガス放出率は約2~3%と極めて低い値であるとともに、燃料ピンの外径増加率は最大でも約0.4%に留まるという結果を得た。また、ステンレス鋼被覆管内面に有意な腐食は観察されなかった。

報告書

JTMR照射混合窒化物燃料におけるアクチノイド及び核分裂生成物の挙動; 88F-5Aキャプセル

岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 木村 康彦; 金井塚 文雄; 関田 憲昭; 荒井 康夫

JAERI-Research 2000-009, p.36 - 0, 2000/03

JAERI-Research-2000-009.pdf:6.16MB

JMTRにおいて最高燃焼度4.1%FIMAまで照射したウラン・プルトニウム混合窒化物燃料中のウラン、プルトニウム及び核分裂生成物の微視的な挙動を調べた。燃料ペレットのX線回折では、燃料マトリクスの格子定数が、照射前に比べて0.1~0.3%増加していたが、おもに自己照射損傷の蓄積によるものと考えられる。アクチノイド及び核分裂生成物のペレット内の分布は、おおむねペレット内での熱中性子束に依存していたが、Pdについては数$$mu$$m程度の析出が観察された。燃料と被覆管の境界に、プルトニウムとニッケルを含む介在物が観察され、若干の化学的相互作用が生じた可能性が示唆された。

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。

論文

Radiation damage in UO$$_{2}$$ bombarded with iodine and nickel ions at energies around 100 MeV

林 君夫; 菊地 啓修; 福田 幸朔

Advances in Science and Technology, 24, p.439 - 446, 1999/00

軽水炉燃料の高燃焼度時の組織変化(リム効果)に関連して、UO$$_{2}$$を核分裂片に相当するエネルギーのヨウ素及びニッケルイオンで照射した。核的及び電子的エネルギー付与の深さ方向分布をSRIM-96コードで計算した。異なったイオン種について、X線回折法で求めた表面における格子定数変化は、核的エネルギー付与のみを考慮したdpaの計算値によって妥当なスケーリングを行うことができた。しかし同時に、そのスケーリング結果は、電子的エネルギー付与による欠陥生成が付加的に生じていることを示唆した。

報告書

高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発; 被覆層破損率の低減化

湊 和生; 菊地 啓修; 飛田 勉*; 福田 幸朔; 吉牟田 秀治*; 鈴木 信幸*; 富本 浩*; 西村 一久*; 小田 耕史*

JAERI-Research 98-070, 25 Pages, 1998/11

JAERI-Research-98-070.pdf:2.18MB

高温ガス炉の安全性の確保・向上を目指して、被覆層破損率が極めて低い、高品質の燃料を製造するために、高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発を行った。この報告書は、その成果の総まとめである。まず、被覆工程及び燃料コンパクト製造工程における被覆層の破損発生機構を解明した。その結果に基づいて、破損発生原因を取り除くために、被覆工程においては、粒子の流動状態を適切に制御するとともに、被覆工程の途中で粒子の取り出し・装荷を行わない連続被覆法を実用化した。燃料コンパクト製造工程においては、オーバーコートした粒子の成型温度及び成型速度を最適化した。これらの技術開発により、燃料の品質は飛躍的に向上した。

報告書

超ウラン元素用高温X線回折装置の製作と性能試験(共同研究)

荒井 康夫; 中島 邦久; 芹澤 弘幸; 菊地 啓修; 鈴木 康文; 井上 正*

JAERI-Tech 98-022, 21 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-022.pdf:1.07MB

超ウラン元素化合物や合金の高温物性や相状態に関する研究を行う目的で製作した高温X線回折装置について記述したものである。高温X線回折装置は、X線発生装置、ゴニオメーター、X線計数装置、試料高温装置、冷却水送水装置、真空排気系、ガス供給系、ワークステーション及び格納用グローブボックスから構成される。また、装置の据え付け終了後に行った各種性能試験の結果についても述べた。

論文

Improvements in quality of as-manufactured fuels for high-temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 菊地 啓修; 飛田 勉*; 福田 幸朔; 金子 光信*; 鈴木 信幸*; 吉牟田 秀治*; 富本 浩*

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(3), p.325 - 333, 1997/03

 被引用回数:14 パーセンタイル:24.61(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉用燃料の製造時の被覆層破損率を低減するために、被覆工程及び燃料コンパクト製造工程における被覆燃料粒子の被覆層の破損機構を明らかにした。その結果をもとに、被覆工程では、粒子の流動状態を適切に制御するとともに、被覆の途中段階で粒子の取り出し及び装荷を行わない工程に改めた。燃料コンパクトの製造工程では、オーバーコート粒子をプレス成型する際の温度及び速度の条件を最適化した。これらの燃料製造工程の改良により、燃料の品質は、著しく向上した。

論文

Radiation damage of UO$$_{2}$$ by high-energy heavy ions

林 君夫; 菊地 啓修; 福田 幸朔

Journal of Nuclear Materials, 248, p.191 - 195, 1997/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:28.85

軽水炉燃料の高燃焼度照射時に観察されるリム効果は、低温領域における核分裂片損傷効果によるものと考えられている。この照射損傷プロセスを解明するため、原研タンデム加速器で高エネルギーの重イオンをUO$$_{2}$$に照射して、表面構造変化(SEM)および格子定数変化(X線回折)を調べた。100MeVヨウ素イオン照射では、製造時の気孔の消滅、溶融に似た状態が観察された。100MeVのヨウ素とニッケルの照射効果を比較すると、核的エネルギー付与のみから求めたdpaで規格化した格子定数変化率は、表面での電子的エネルギー付与がより大きいヨウ素イオン照射のほうが大きかった。そのほか、表面での格子定数変化率の入射イオンエネルギー依存性などにおいても、電子的エネルギー付与による格子欠陥生成を示唆する結果が得られた。

報告書

Preirradiation characterization of HTGR fuel for HRB-22 capsule irradiation test; JAERI/USDOE collaborative irradiation test for HTGR fuel

湊 和生; 菊地 啓修; 沢 和弘; 飛田 勉; 福田 幸朔

JAERI-Tech 95-056, 45 Pages, 1996/01

JAERI-Tech-95-056.pdf:3.02MB

高温ガス炉燃料の日米共同照射試験として、原研で開発を進めている燃料コンパクトを米国オークリッジ国立研究所のHFIRで照射し、引き続き照射後試験を同所で実施することが計画された。本報告書は、日米共同HRB-22キャプセル照射試験用の原研燃料の製造プロセス及び照射前特性評価試験について記述したものである。この照射試験用の燃料コンパクトには、被覆燃料粒子のほかに、発熱量の調整のために模擬粒子が含まれていた。照射前特性評価試験は、被覆燃料粒子、模擬粒子及び燃料コンパクトを対象とし、不純物、寸法、密度、露出ウラン率、SiC層破損率などを測定した。また、光学顕微鏡、X線ラジオグラフィ及び走査電子顕微鏡により、燃料を観察した。その結果、これらの燃料コンパクトは、照射試料として適していること及び高い品質であることが明らかになった。

34 件中 1件目~20件目を表示