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中川 哲也; 佐藤 均; 坂倉 敦
デコミッショニング技報, (3), p.45 - 51, 1991/02
JMTRホットラボでは運転開始以来、原子炉の定期点検時期に合わせて年1回ホットセル内の放射性汚染除去作業を行っており、その目的は本体施設及び内装試験機器類の性能維持のための点検、保守とセル内汚染の蓄積抑制である。本投稿ではホットセル内の汚染核種、汚染レベル等の状況と従来行ってきた除染方法に更に塗膜剥離材を用いた方法を併用した、作業の改良点について述べ、被ばく量、廃棄物の低減化について記載した。
桜井 文雄; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 小向 文作; 安藤 弘栄; 中田 宏勝; 坂倉 敦; 新保 利定; 斎藤 実; 二村 嘉明
Proc. on 12th Int. Meeting,Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, p.269 - 280, 1991/00
材料試験炉部では、JMTRのLEU化に係る安全審査のための準備作業の一環として、LEUシリサイド燃料に関する各種の試験・開発を進めている。この内、今回は、可燃性吸収体Cdワイヤ入りLEU炉心の核計算法の開発、LEU燃料要素の活動試験及びLEUシリサイド燃料のFP放出実験について報告する。
岩井 孝; 清水 道雄; 中川 哲也; 相沢 静男; 宮田 精一; 川又 一夫; 小向 文作; 齋藤 順市; 板橋 行夫; 酒井 陽之; et al.
JAERI-M 90-027, 28 Pages, 1990/02
JMTR燃料の濃縮度低減化計画に際し、低濃縮ウラン(LEU)燃料の安全評価に資するため、高温時(600
Cから1100C)における核分裂生成物(FP)の放出率測定装置を開発し本試験を行った。試料は、JMTRにて1サイクル(燃焼度約22%
U)照射したLEUの分散型シリサイド燃料と中濃縮ウラン(MEU)の分散型アルミナイド燃料である。試験は、照射終了後10日から90日の間に行い、試料を600Cから1100Cまで100Cステップで加熱し、各温度において放出される
Kr、
Xe、
I、
Cs、
Ra、
Te等のFPの放出量をキャリアガスに乾燥空気を使用して測定した。試験の結果、各試料においてKr、Xe、I、TeはU-Al合金燃料についてG.W.Parker等の行った試料結果よりやや低い放出率を示した。しかし1個のシリサイド燃料においてCs、Ruが、またアルミナイド燃料においてCsがやや高い放出率を示した。
星屋 泰二; 高田 文樹; 木崎 實; 田昭 治*; 須藤 健次; 坂倉 敦; 市橋 芳徳
JAERI-M 89-205, 68 Pages, 1989/12
相変態材料に関する照射後物性データは、相変態挙動研究に必要な遠隔操作型温度可変式物性測定装置が開発されていないため殆ど報告されていない。このため形状記憶合金特有の形状特性と密接に関連する照射後変態特性変化を解明する目的で、温度可変式の遠隔操作型電気抵抗測定装置を初めて開発した。更にその装置を用いた形状記憶合金の照射後等時焼鈍実験及び等温焼鈍実験(照射後試験)を実施した。その結果、本装置に用いた単純試料駆動方式による温度制御方法はガンマ線感受性の高い半導体や温度センサーを使用しないため操作性及び信頼性の点からも遠隔操作型物性測定装置に最適であり、他の遠隔操作型装置への応用も可能であることが判明した。遠隔操作型電気抵抗測定装置は照射後の物性測定を行ううえで簡便な実験手段であり、構造敏感(structure sensitive)であるため中性子照射感受性の高い相変態材料の研究に有用である。
坂倉 敦; 酒井 陽之; 山本 章
原子力工業, 34(7), p.68 - 73, 1988/07
JMTRホットラボにおける最近の照射後試験技術を紹介するため、照射後試験の概要を述べ、次に新しい話題として、主に材料試験についてPCI-SCC試験、電気抵抗測定、計装シャルピー衝撃試験、破壊靱性試験およびX線マイクロアナライザーをトピックス的に解説した。
坂倉 敦; 酒井 陽之; 山本 章
原子力工業, 34(4), p.50 - 55, 1988/00
最近の照射後試験技術を紹介するため、最初のJMTRホットラボにおける照射後試験の概要を述べ、次に新しい話題として、キャプセル再組立技術、渦電流試験技術、燃料棒寸法測定技術、ギャップ測定技術について解説した。
岩井 孝; 相沢 静男; 宮田 精一; 酒井 陽之; 坂倉 敦
JAERI-M 86-126, 26 Pages, 1986/08
OECDハルデンプロジェクトにより第2回過電流探傷ラウンドロビンが計画され、JMTRホットラボもこの計画に参加した。ハルデンプロジェクトが準備した試料は、2本のPWRタイプのジルカロイ被覆管であり、1本は 内面及び外面欠陥、貫通ホ-ル、リッジ等の人工欠陥を加工したキャリブレ-ション用であり、もう1本は、欠陥の数および位置等が秘密の疲労クラックを加工した試験用である。試験の結果、キャリブレ-ション用試料に於いては、ハルデンプロジェクトの情報と一致する7ケの欠陥を検出し、試験用試料においては、13ケの欠陥を検出し、各欠陥の位置および大きさ等のついて評価することが出来た。
坂倉 敦; 八巻 治恵; 岩本 多實
Proc.30th Conf.Remote Systems Technology 1982,Vol.2, p.3 - 9, 1982/00
1979年12月に運転を開始した原研の実用燃料の照射後試験施設は5,600m
の延床面積をもち、プール、
セルライン、
セルラインの主試験施設と関連の施設からなっている。照射後試験は(1)集合体外観検査、寸法測定、解体、(2)燃料棒外観検査、寸法測定、スキャンニング、X線検査、渦流探傷、(3)パンクチュア、ガス分析、リーク検査、(4)金相試験、微小スキャン、EPMA、(5)被覆の強度試験、硬さ測定など一連の非破壊および破壊試験が行なわれている。現在までにPWR,BWR燃料の各試験により多くのデータが取得されて来た。また試験の実施によって各種試験装置、試験技術、施設の有効性の確証が行なわれ所期の目的を果していることが裏付けられた。本論文は燃料試験施設およびここで行なわれている照射後試験の技術を代表的なデータと共にとりまとめたものである。
坂倉 敦; 八巻 治恵; 岩本 多實
Proc.30th Conf.Remote Systems Technology l982,Vol.2, p.10 - 15, 1982/00
原研の燃料試験施設は1972年12月から実用燃料を受入れ照射後試験を開始した。PWR,BWR,ATR各燃料の集合体、燃料棒、燃料ペレット、被覆管および集合体構成部材について広範囲な試験が行なわれている。長さ4m、重さ700Kgの燃料集合体のハンドリングおよび各種試験は形状、発熱、放射能など集合体特有の性状に起因する諸問題を解決しなければならない。燃料試験施設ではこれらを解決するためホットセルを大型にすると共に集合体、燃料棒をたて型で取扱い、徐熱のため強制冷却システムを付加し又遮蔽には補償材を付加し放射線漏洩の防止を図った。燃料集合体のハンドリングおよび各試験はこの施設で着実に実施されており、今日まで行なってきたPWR,BWR燃料の照射後試験によりこの適切さが確認された。本論文は燃料集合体を中心とした照射後試験技術をホットセル施設と共に紹介したものである。
礒 康彦; 坂倉 敦
Nucl.Eng.Des., 3(1), p.105 - 116, 1966/00
被引用回数：1抄録なし
