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三瓶 真一; ホット試験施設管理部
JAEA-Review 2007-059, 111 Pages, 2008/02
JAEA-Review-2007-059.pdf:33.33MB
本報告書は、平成18年度のホット試験施設管理部の各施設(燃料試験施設,WASTEF,ホットラボ等)の運転管理についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の燃料要素の破壊試験及び燃料集合体の再組立を実施した。また高燃焼度燃料の中間貯蔵時の審査指針・技術基準策定に資するための試験として、被覆管の機械特性試験を実施した。WASTEFでは、材料研究関連で原子炉構造材料の高温高圧水中複合環境下での低歪速度試験及び単軸定荷重引張試験,高性能燃料被覆管の応力腐食割れ試験等、燃料研究関連では、NSRRパルス照射燃料の発熱量測定を実施した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づきスチール用鉛セルについて、内装機器の撤去及びセル内除染を実施した。また、平成19年度にホットラボを未照射核燃料物質一括管理施設として供用を開始するため、貯蔵室の改修工事に着手した。その他、プルトニウム研究1棟,第2研究棟,第4研究棟,JRR-3実験利用棟(第2棟),ウラン濃縮研究棟,高度環境分析研究棟,環境シミュレーション試験棟及び核燃料倉庫の計11施設について施設管理を実施した。
三瓶 真一
JAEA-Review 2007-006, 89 Pages, 2007/03
JAEA-Review-2007-006.pdf:5.62MB
本報告書は、平成17年度のホット試験施設管理部の活動について燃料試験施設,WASTEF,ホットラボ等の施設の運転管理についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の燃料要素破壊試験及び集合体部材の非破壊・破壊試験,高燃焼度燃料の中間貯蔵時の審査指針・技術基準策定に資するための試験として、次年度に実施予定の水素再配向試験に供する燃料要素の非破壊試験を実施した。WASTEFで、材料研究関連で原子炉構造材料の高圧水中複合環境下低歪速度試験及び単軸定荷重引張試験,高性能燃料被覆管の応力腐食割れ試験等、燃料研究関連では、実用燃料の燃焼度測定,NSRRパルス照射燃料の発熱量測定を実施した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づき平成18年度以降に解体予定のSEセル,ウランマグノックス用鉛セルについて、内装機器の撤去及びセル内除染を実施した。また、平成19年度にホットラボを未照射核物質保管管理施設として共用を開始する、設備の詳細設計及び核燃料物質の遮へい評価等を行った。
14 PWR type fuel rod prior to pulse irradiation in NSRR柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 藤城 俊夫; 三瓶 真一; 二瓶 康夫; 三村 英明; 大枝 悦郎; 山原 武; 森本 研次*
JAERI-M 91-218, 199 Pages, 1992/01
美浜2号機にて使用した1414PWR型燃料棒に対し、原研ホット試験室にてパルス前の照射後試験を実施した。これは商用炉供用期間末期の燃料性能に関するデータを手得する目的で実施されたものである。得られた非破壊及び破壊試験データをとりまとめ、本報告書に収録した。反応度事故(RIA)に係る安全性研究の観点から、当該燃料棒は本試験後に短尺化され、原研原子炉安全性研究炉(NSRR)にてパルス照射に供試された。収録したデータは、予備照射した燃料棒のRIA破損に関するメカニズム究明にとって将来とも重要なものになると思われる。
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,
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。
佐藤 篤司; 椎名 秀徳; 片岡 健太郎*; 大友 進*; 垣内 一雄*; 大平 幸一*; 板垣 登*; 神永 敬久; 木村 康彦; 鈴木 和博; et al.
no journal, ,
Oxide thickness measurements of irradiated fuel rods by eddy current test (ECT) method are generally applied for Post Irradiation Examination. But the oxide thickness of BWR type spent fuel rod by ECT is thicker than that by metallography because of the crud deposited on the fuel rod surface. Normally, the hard crud is not so thick, but the hard crud has magnetic property, and this property causes systematic error on oxide thickness measurement by Estate new crud removal technique which could remove the hard crud without removing oxide layer has been developed.