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論文

Experimental study of the effect of radiation exposure to concrete

藤原 一成*; 伊東 賢伸*; 笹沼 美和*; 田中 英朗*; 広谷 浄*; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; 雨澤 博男*

Transactions of 20th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-20) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/08

現在国内では、原子力発電所の高経年化に対する関心が高まっている。しかしながら、原子力発電所を構成するコンクリートに及ぼす放射線照射の影響については、研究例や実測例が非常に少ないのが現状である。そこで、放射線照射がコンクリートの基本的な材料特性に及ぼす影響を確認するため、JMTRにおいてコンクリート試験体への照射試験を行った。JMTRでの照射試験では、照射中のコンクリート試験体の温度は原子力発電所の設計規定値である65$$^{circ}$$C以下を満足し、高速中性子照射量は、代表的BWR型原子力発電所の原子炉圧力容器外側における60年相当の照射量を十分に超える12$$times$$10$$^{18}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$0.1MeV)を与えることができた。照射後のコンクリート試験体を用いた圧縮強度試験の結果、基本的な環境で養生したコンクリート試験体とほぼ同等の圧縮強度が得られた。また、試験体の水分量を測定した結果、結合水量に照射前後で変化は見られなかった。以上より、本実験における照射量の範囲では、放射線照射がコンクリートの基本的な材料特性に大きな影響を及ぼさないことを確認した。

報告書

核燃料取扱主任者試験問題・解答例集,1999$$sim$$2003年

谷内 茂康; 佐藤 忠; 須賀 新一*; 小室 雄一; 内田 正明; 中島 邦久; 中村 仁一; 雨澤 博男; 大村 英昭*; 湊 和生; et al.

JAERI-Review 2003-025, 162 Pages, 2003/09

JAERI-Review-2003-025.pdf:5.96MB

国家資格試験として実施されている核燃料取扱主任者試験問題(第31回$$sim$$35回,1999$$sim$$2003年)の解答例集である。解答例によって、簡単な解説あるいは参考文献を付記した。

論文

Neutron irradiation effect on the mechanical properties of type 316L SS welded joint

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 中平 昌隆

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1573 - 1577, 2002/12

 パーセンタイル:100

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット,ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。本研究では実機への適用が検討されているSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)について、JMTRを用いた中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える中性子照射の影響を調べた。その結果、母材、TIG及びEB溶接継ぎ手については0.2~0.5dpaの照射後も十分健全性は保たれていた。しかしTIG+MAG溶接継ぎ手はシャルピー衝撃値等が極めて低く、実機への適用は困難であると考えられる。

論文

Design, fabrication and irradiation experience of actinide-hydride fuel capsule in the JMTR

小森 芳廣; 雨澤 博男; 小向 文作; 鳴井 実*; 小無 健司*

KAERI/GP-195/2002, p.3 - 10, 2002/00

アクチニド水素化物燃料は高レベル廃棄物に含まれる長寿命アクチニドの核変換への応用を目的に研究されており、初めての照射試験がJMTRにて実施された。本報告ではこの照射試験のためのキャプセルの設計,製作及び照射結果についてまとめた。U/Th/Zr/Hの複合組成を有する燃料ペレットは合金化,水素化の過程を経て製作されたが、寸法誤差は予想範囲内であった。燃料ペレットからの水素の解離を防ぐため、照射温度は燃料ペレット表面で873K以下になるよう設計した。燃料ペレットはJMTRにて2サイクル照射され、測定された照射温度は設計値と良く一致した。また、燃料ペレットの燃焼度は0.2%FIMAに達した。

報告書

ITER真空隔壁用SUS316L溶接継ぎ手の機械的特性,2; 中性子照射試験及び照射後試験

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 小泉 興一

JAERI-Tech 2001-035, 81 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-035.pdf:18.91MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット、ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。しかし二重壁という特殊な構造のため、健全性の評価にあたっては従来の規格・基準が適用できない部分がある。原研では、このような特殊な構造に適用できる設計の基準案の整備とそれを裏付ける技術データの取得作業を行っている。本報告書ではそれらの中の一つである、溶接継ぎ手の中性子照射効果を明らかにするため、JMTRを用いてSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)の中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える照射の影響を調べた。

報告書

アルミニウム被覆カドミウム薄肉円筒中性子吸収体の製作

武山 友憲; 千葉 雅昭; 磯崎 太*; 雨澤 博男; 板橋 行夫; 菊地 泰二; 小田部 芳清*; 平田 雄二*; 高 勇; 大場 敏弘

JAERI-Tech 2001-024, 32 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-024.pdf:4.41MB

中性子スペクトル調整型キャプセルの製作にあたり、試料に高速中性子のみを照射する目的で、熱中性子吸収材であるカドミウムのアルミニウム被覆密封薄肉円筒を製作した。核設計、熱設計上からの要求は、カドミウムの肉厚5.5mm,内径23mm,全長750mm,アルミニウム被覆肉厚0.7mmであり、カドミウムの表面に酸化膜があってはならない、アルミニウム被覆は全面においてカドミウムと密着していることであった。この仕様を満足するため鋳造によって製作した。酸化を防止するためとカドミウムは特定化学物質であるため、真空溶液鋳造装置を製作して鋳造を行った。

論文

In-pile and post-irradiation creep of type 304 stainless steel under different neutron spectra

倉田 有司; 板橋 行夫; 三村 英明*; 菊地 泰二; 雨澤 博男; 島川 聡司; 辻 宏和; 新藤 雅美

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.386 - 390, 2000/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:64.09

ひずみのその場測定を行う照射下単軸クリープ試験によれば、クリープ変形の過程を詳細に調べることができる。タイプ304ステンレス鋼を用いて、異なる中性子スペクトルのもとで、照射下及び照射後クリープ試験を行った。照射後クリープ試験では、JMTRの通常スペクトル、高熱中性子スペクトル、熱中性子シールドスペクトルのもとで、はじき出し損傷率は約2dpa、ヘリウム生成量はそれぞれ、3appm,15appm,1appmまで550$$^{circ}C$$で照射した後、550$$^{circ}C$$でクリープ試験を行った。照射下クリープ試験は、高熱中性子スペクトル及び熱中性子シールドスペクトルのもとで、550$$^{circ}C$$で実施した。中性子スペクトルの違いは、照射後クリープ特性には、ほとんど影響が認められなかった。これに対し、照射下クリープ挙動には、明らかな中性子スペクトル効果が認められ、高熱中性子スペクトルのもとでクリープ変形が加速された。

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。

報告書

JMTR炉心構造材のサーベランス・テスト

武田 卓士; 雨澤 博男; 飛田 健治

JAERI-M 86-007, 62 Pages, 1986/02

JAERI-M-86-007.pdf:3.74MB

1966年以来実施してきたJMTR炉心構造材のサーベランス・テストがほぼ終了した。計画されたキャプセルは、継続照射中のベリリウム試料組込の1本を除き、全て炉心からJMTRホットラボに移され、照射後試験が実施された。得られたデータは、炉心要素等の供用期間中の健全性を保つ為の計画である「JMTR炉心要素管理計画」に反映される。JMTRのサーベランス・テストでは、高中性子束の環境下におかれる各種材料、反射体として使用されるベリリウム、中性子吸収体として使用されるハフニゥム、吸収体ローラのバネ等に試用される17-4PH、格子板に試用されているSUS304について実施した。得られた結果を本報告書に示す。

口頭

高速炉用水素化物中性子吸収材の開発,3; 照射試験研究

相沢 静男; 雨澤 博男*; 三瓶 真一; 土屋 文*; 鳴井 実*; 小無 健司*

no journal, , 

原子炉炉心での水素化物の使用実績は、GA社のTRIGA炉を除くと数が少ない。特に、公開された照射試験データはほとんどなく水素化物中性子吸収材の開発には、照射試験データの蓄積が大きな課題である。本発表では、水素化物中性子吸収材の照射試験(現在「常陽」で実施中)に先立って行われたアクチノイド水素化物のJMTRでの照射試験についてレビューし今後の水素化物の照射挙動解析に資する。JMTR照射試験では、照射用キャプセル設計及び製作を行い、照射用アクチノイド水素化物ペレットを用い日本原子力研究開発機構材料試験炉(JMTR)にて低燃焼度及び高燃焼度の2回の照射を実施した。照射終了後、JMTRホットラボ施設にて、非破壊試験として外観検査,X線透過試験,寸法測定,渦流探傷試験,$$gamma$$スキャン測定を行い、その後にFPガスパンクチャ試験を実施した。破壊試験は、試料切断・調整後、密度測定,金相試験,硬さ試験,SEM及びEPMA観察を実施した。さらに、X線回折試験及び熱拡散率測定の試験も実施した。本報では、照射用キャプセルの設計・製作,照射試験及び照射後試験の概要,結果について述べる。

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