Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
小野 正人; 塙 善雄; 園部 博; 西村 嵐; 菅谷 直人; 飯垣 和彦
JAEA-Technology 2020-010, 14 Pages, 2020/09
JAEA-Technology-2020-010.pdf:1.74MB
平成25年12月18日に施行された「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」の適合性確認のために、高温工学試験研究炉における航空機落下確率を評価した。評価は、「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」を参考にして、原子炉建家, 使用済燃料貯蔵建家及び冷却塔を標的として実施した。その結果、落下確率は5.98
10
(回/年)であり、基準である10
(回/炉・年)を下回り、防護設計が不要であることを確認した。さらに、落下確率の大きい事故については、事故件数の増加を仮定して評価を行い、評価基準に対する裕度を確認した。
冨樫 喜博; 宮内 正勝; 園部 保; 新妻 泰; 中島 隆幸; 芳賀 孝久*; 田上 隆広; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; et al.
JAERI-Tech 2000-032, p.25 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-032.pdf:1.45MB
燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFに設置された定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)の運転にあたっては、燃料として用いるウラン硝酸溶液に関する分析が不可欠であり、平成10年度では、ウラン溶液燃料の調製のための分析並びにSTACY及びTRACYの臨界実験終了後のウラン溶液の性状分析を行った。さらに、核燃料物質の計量管理のため、ダンプ槽に貯蔵してあるウラン溶液の分析等を実施した。平成10年度における分析サンプル総数は297件に達した。本報告書は、平成10年度に実施した分析業務についてまとめたものである。
宮内 正勝; 岡本 久人; 深谷 洋行; 坂爪 克則; 薗田 暁; 中尾 智春; 久保田 政敏; 新妻 泰; 園部 保; 岡崎 修二
JAERI-Tech 96-007, 98 Pages, 1996/02
NUCEFに設置されている臨界実験装置(STACY、TRACY)、核燃料調整設備等に係る実験解析分析、核燃料物質の使用に伴う計量管理分析及び設備の安全運転のための工程管理分析を行う分析設備を完成させた。分析設備は、各設備からの分析試料を分析室(I)に搬送するための「気送設備」、グローブボックス間の分析試料、廃液等の密度測定、試料の希釈・分析等を行う「前処理装置」、ウラン・プルトニウム、同位体組成、硝酸、放射能濃度等の「分析機器」、分析試料残液、廃液等を管理する「後処理装置」等から構成されている。本書は、分析設備の設計条件、構成、機器仕様等について詳細にまとめたものである。
安達 武雄; 中原 嘉則; 河野 信昭; 郡司 勝文; 鈴木 敏夫; 園部 保; 大貫 守; 加藤 金治; 立川 圓造; 井上 伸*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(10), p.1119 - 1129, 1994/10
被引用回数：8 パーセンタイル：60.22(Nuclear Science & Technology)ガドリ入り燃料から切り出された5個のグラム量使用済燃料試片の破壊分析を行い、アクチノイド及びFP核種を定量した。これらの分析値を用いて核設計コード(CASMO)と燃焼計算コード(ORIGEN-2)の両計算値の精度評価を行った。主要核分裂性核種(
U,
Pu,
Pu)についてのCASMOの計算値は、約3%以内と実測値に非常に良く一致した。一方OROGEN-2の計算値は、UO
燃料に対して約5%、GdO
-UO燃料に対して約12%といずれも低い値を示した。この12%の過小評価は、ORIGEN-2の計算では、Gdの効果を考慮していないためであると考えられる。その他のマイナーアクチノイドについては、両計算コード間に大差はなく10%前後であったが試験間での変動が大きかった。FPについては、
Eu及び
Sbが非常に大きなくい違いを示した。
芝 清之; 塚田 隆; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 野沢 幸男; 高橋 五志生; 糸永 文雄; et al.
JAERI-M 92-166, 27 Pages, 1992/11
平成3年度に原研及び動燃による共同研究として開始した「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、東海研ホットラボにおいて実施した電気化学的腐食試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れの研究を行っている。照射腐食割れの発生機構を研究するには、照射材の応力腐食割れ試験とともに耐食性に対する照射の影響について調べることが必要である。本研究では、高速実験炉「常陽」において710
n/cm
まで照射された燃料集合体ラッパー管材を試料として、遠隔操作型電気化学測定装置により、電気化学的再活性化(EPR)試験及び過不働態電位域において定電位電解試験を実施した。これらの試験の結果として、原子炉中性子照射に起因すると考えられる耐食性の劣化が検知された。
塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 薄井 洸; 近江 正男; 後藤 一郎; 加藤 佳明; 中川 哲也; 川又 一夫; 田山 義伸; et al.
JAERI-M 92-165, 41 Pages, 1992/11
原研及び動燃による共同研究「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、高速炉「常陽」で使用済みのラッパー管を供試材として行った、水中応力腐食割れ性評価試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れ研究を行っており、一方動燃では燃料集合体の照射後水中裸貯蔵に関連して水環境下での照射後ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)感受性評価が課題となっている。本研究では、照射量810n/cm(=約40dpa)のラッパー管より試験片を製作し、溶存酸素32ppmの純水中で60
C、200C、300Cにおいて低歪速度引張試験を実施した。その結果、60Cでは完全な延性破断を確認したが、300Cの水中では破断面の一部に粒界破面が観察された。これらの結果から、高速炉照射したステンレス鋼は、常温においてはSCC感受性を示さないが、高温水中においてはSCC感受性を持つようになると考えられる。
林 正太郎; 大西 紘一; 和田 光二; 園部 次男; 和田 幸男; 曽根 徹
PNC TN841 85-32, 31 Pages, 1985/06
CPF施設における高速燃料リサイクル試験工程中の溶解液及びオフガスの洗浄液中のトリチウム濃度分析法を確立する。 概要 高速炉燃料中に含まれるトリチウムは,リサイクル工程中の各ラインに,HT,T2,HTO,T2Oの形態で存在していると考えられる。これら各工程の溶液中に存在するトリチウムの存在比率と蒸気となって蒸発する蒸気中に含まれるトリチウムの存在比は,ほとんど変化しないという考えに基づいて検討を行った。方法としては,試料の水蒸気を吸着剤に捕集し,吸着剤から水分を分離回収し,一定量分取して,液体シンチレーションカウンターで測定し,溶液中のトリチウム濃度を求める。
高津 英幸; 山本 正弘; 清水 正亜; 鈴木 和夫*; 園部 正*; 林 雄造*; 水野 源一郎*
JAERI-M 84-034, 54 Pages, 1984/03
JT-60真空容器のポートに用いられる3種類の溶接ベローズには、機械的、真空および熱的に非常に厳しい性能が要求されているため、これらに関して7項目にわたる形式試験を実施し、実機への適用性を検討した。形式試験の結果、主に下記3項目の結論が得られた。(1)ばね定数および応力測定試験では、実測値と計算値が良い一致を示し、評価式の妥当性が示された。(2)ヘリウム・リーク試験および放出ガス速度測定試験では、いずれも保証値を下回る良好な結果が得られ、十分な真空性能を有する事が示された。(3)熱サイクル、寿命および耐圧試験の結果はいずれも異常がなく、十分な熱的および機械的性能を有している事が示された。
高津 英幸; 山本 正弘; 清水 正亜; 鈴木 和夫*; 園部 正*; 林 雄造*; 水野 源一郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(5), p.341 - 355, 1984/00
被引用回数：4 パーセンタイル：45.52(Nuclear Science & Technology)核融合装置のポートへの適用を目的として、溶接ベローズの捩り疲労強度を実験的に評価した。溶接ベローズは微小な捩り角を与える事により容易に座屈を起こしスパイラル状の大変形を呈する事、溶接ベローズは捩り荷重を与えても容易に破壊には至らず、従来信じられて来た以上に疲労寿命を有する事が実験により明らかとなった。捩り荷重が作用している状態の溶接ベローズの応力評価に関しては、座屈が生じない場合は剪断応力評価式、座屈する場合には軸方向曲げ応力評価式を提唱し、高サイクル疲労領域では前者、低サイクル疲労領域では後者が疲労データとよく合致する事が判った。本応力評価式をJT-60真空容器のポート用溶接ベローズに適用した結果、設計荷重に対する健全性が示された。
大西 紘一; 園部 次男; 岡本 文敏; 加藤木 賢; 和田 光二; 大内 隆雄*; 石井 清登*; 鈴木 真司*; 柴 正憲*
PNC TN853 83-02, 187 Pages, 1983/08
分析準備作業の経過から現分析設備,装置及び分析内容と分析実施状況等についてのまとめと,現在CPF分析にて使用している分析装置,器具等に関する詳細仕様について取りまとめたものである。
高津 英幸; 山本 正弘; 清水 正亜; 鈴木 和夫*; 園部 正*; 林 雄造*; 水野 源一郎*
JAERI-M 82-205, 42 Pages, 1982/12
JT-60真空容器のポートに用いられる溶接ベローズの強度評価を、捩り負荷に対する評価を中心にまとめた。溶接ベローズには、真空容器と外部固定系との相対変位による強制変位、真空力及び捩り電磁力が作用する。前二者による発生応力はKellogg社の提唱する評価式に従った。後者に対する応力は、捩り負荷の下での溶接ベローズの挙動を実験的に調べた結果をもとに座屈しない場合の勢断応力評価式と座屈する場合の軸方向曲げ応力簡易評価式の二式を定め両者で評価を行った。疲労評価は、実機と同一材料で作られた溶接ベローズを用いて疲労試験を行い設計疲労曲線を定め、応力評価式にて算出された公称応力をあてはめる事で寿命予測を行った。本手法によりJT-60実機に用いられる三種の溶接ベローズの強度評価を行った結果、いずれも設計荷重の範囲内での健全性が確認された。
