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佐藤 猛; 武藤 重男; 秋山 聖光; 青木 一史; 岡本 明子; 川上 剛; 久米 伸英; 中西 千佳; 小家 雅博; 川又 宏之; et al.
JAEA-Review 2014-048, 69 Pages, 2015/02
JAEA-Review-2014-048.pdf:13.91MB
日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、原子力機構の防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成25年度においては、原子力機構の年度計画に基づき、以下の業務を推進した。(1)国, 地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動、(2)国, 地方公共団体等の原子力防災関係者の人材育成及び研修・訓練、(3)原子力防災に係る調査・研究の実施及び情報発信、(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災に係る国際貢献。また、指定公共機関としてこれまでに培った経験及び福島事故への初動時からの対応等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、支援・研修センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに重点的に取り組んだ。
佐藤 猛; 武藤 重男; 奥野 浩; 片桐 裕実; 秋山 聖光; 岡本 明子; 小家 雅博; 池田 武司; 根本内 利正; 斉藤 徹; et al.
JAEA-Review 2013-046, 65 Pages, 2014/02
JAEA-Review-2013-046.pdf:11.18MB
原子力機構は、指定公共機関として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成24年度においては、上記業務を継続して実施するとともに、国の原子力防災体制の抜本的見直しに対し、これまでに培った経験及び東京電力福島第一原子力発電所事故への対応を通じた教訓等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、当センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに取り組んだ。なお、福島事故への対応については、人的・技術的な支援活動の主たる拠点が福島技術本部に移行することとなったため、平成24年9月をもって終了した。
石塚 悦男; 北岸 茂; 青山 征司; 川又 一夫; 長尾 美春; 石原 正博; 河村 弘
Proceedings of 1st Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2011), p.111 - 115, 2011/02
Because of the lack of engineers for construction of global nuclear power plant, the nuclear Human Resource Development (HRD) is addressed one of urgent issues. In this situation, the JMTR is expected the role of HRD by a research and On-Job-Training (OJT) from the Japanese user and government. Overall research and OJT are possible because the JMTR is one of the largest testing reactor in Asia, and is connected to JMTR Hot-laboratory. HRD programs by research and OJT are customized for each person, and are available through the visiting researcher program of JAEA, the MEXT nuclear researchers exchange program, the nuclear HRD initiative program sponsored by the MEXT, etc.. From the viewpoints of encouragement of the study on nuclear science/technology and establishment of the friendly relations between Asian countries and Japan, the training program of Asian university students will start from 2011 F.Y. in the JAEA. This program will be supported by Nuclear Human Resource Development Center, Neutron Irradiation and Testing Reactor Center, etc. in JAEA. About 15 students will be accepted in every year.
川又 伸弘; 宮越 博幸; 上出 英樹
JNC TN9400 2004-047, 99 Pages, 2004/08
JNC-TN9400-2004-047.pdf:8.02MB
高速炉の燃料集合体におけるサブチャンネル間クロスフローに伴う混合現象に対して、ナトリウム伝熱流動実験を実施した。炉心の高燃焼度化に伴う燃料ピンの変形は集合体内の流れに影響を及ぼすと考えられ、その熱流動特性を考慮するときの要素としてサブチャンネルを横切るクロスフローが挙げられる。このようなクロスフローを形成させる目的で、ワイヤー巻きの37本ピン模擬燃料集合体に閉塞物を組みこんだ。クロスフローの中に置かれた1本のピンのみが加熱された条件で、その周囲の温度を測定した。これにより、クロスフローが混合特性に及ぼす影響を明らかにした。サブチャンネル解析コードASFREを実験解析に適用した。ASFREは多次元で運動量式を解き、また、ワイヤースペーサーに対する分布抵抗モデルが組み込まれている。 試験および解析から、次の知見が得られた。1)}測定された軸方向温度分布は、閉塞物側からの低温度流体のクロスフローによって、加熱ピン廻りのナトリウム温度が低下することを示した。また、ワイヤースペーサーが存在するサブチャンネルにおいてローカルな温度上昇を生ずることが分かった。2)}ASFREコードは、クロスフローによる温度低下を模擬し、軸方向温度分布の形状は測定データと良く一致した。3)}ワイヤー部分における局所ピークは、ASFREコードによって模擬されたが、ピークの値は実験に比べ低い値であった。クロスフローを伴った混合現象に対する実験的なデータベースがナトリウム冷却高速炉の集合体に対して得られ、ASFREコードがこのような混合特性を評価する上で高い適用性を有することを明らかにした。
上出 英樹; 宮越 博幸; 川又 伸弘; 大島 宏之
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 49199 Pages, 2004/04
変形集合体内の流れの特徴としてピンを横切る方向の流れ(クロスフロー)による混合特性を37ピン集合体ナトリウム試験により、クロスフローの強さをパラメータに評価した。サブチャンネル解析コードASFRにより、クロスフローを伴う場合の混合特性がよく予測できることを明らかにした。
奥 達雄*; 車田 亮*; 中田 昌幸*; 武田 和孝*; 川又 清弘*; 荒井 長利; 石原 正博
Proceedings of 24th Biennial Conference on Carbon (CARBON '99), p.574 - 575, 1999/07
炭素繊維複合材料について、機械的特性の照射効果を調べるために、TIARAを用いて175MeVのエネルギーでアルゴンイオン照射を行い、照射後ダイナミック硬さを調べた。照射後試験の結果ヤング率及び強度との相関が良いとされるB及びDパラメータに照射による増加が認められ、照射による硬化が確認された。また、これらのパラメータは、損傷が最大となる領域(表面から約50
m; 損傷は0.15dpa)からの影響を受けるため、押し込み荷重を変化させることにより増加量に変化が認められた。さらに、定性的評価ではあるが、ダイナミック硬さを計測する方法は炭素繊維材料の照射損傷の程度を調べるために有効であることがわかった。なお、本研究は「炭素繊維複合材料の照射損傷の評価」に関する茨城大学との共同研究として実施したものである。
佐藤 寿人; 川又 博; 蛭町 秀; 廣田 栄雄; 磯前 裕一*
PNC TN8410 91-237, 31 Pages, 1991/09
プルトニウム燃料施設では、プルトニウムの環境への影響の評価のため、排気口出口での核燃料物質の年間放出量を算出する必要があるが、この計算過程で、移行率を用いる。しかし、この移行率のバックデータについては、各施設の運転実績からのデータがあるのみでグローブボックス内での移行率試験は行われていなかったため、PuO2粉末を収納する粉末容器の開口面積、グローブボックスの換気回数をパラメータとする移行率試験を行うことにした。本試験により次のような知見を得た。1)移行率I〔発生したPuO2エアロゾルが排気口に移行する割合〕及び移行率II〔粉末容器内のPuO2粉末重量に対してPuO2エアロゾルが排気口に移行する割合(通常呼ばれている移行率)〕は、粉末容器の開口面積が増加するにしたがって増加する。2)グローブボックスの通常の換気回数(3
14回/h)の範囲では、移行率I及び移行率IIは、換気回数の影響よりグローブボックス内の気流状態の影響を受ける傾向がある。3)本試験における移行率I及び移行率IIの最大は前者が0.56、後者が1.3
10-5であった。なお、このときの試験条件はPuO2粉末重量:1490g、粉末攪拌時間:5分間、粉末容器開口面積100cm2、グローブボックス換気回数:3回/hであった。
佐藤 寿人; 石橋 隆; 廣田 栄雄; 川又 博
PNC TN8420 91-008, 16 Pages, 1991/03
動燃事業団プルトニウム取扱施設におけるデコミッショニングの現状として、プルトニウム取扱施設の概要、解体の特徴、解体の基本的な考え方、解体の実績、コスト評価、今後の課題をまとめた。なお、本資料は(財)原子力施設デコミッショニング研究協会が取りまとめた核燃料施設解体技術総合調査報告書(平成2年度)の参考資料として作成したものである。
酒井 陽之; 中倉 優一; 名取 歳夫; 宮田 精一; 長島 久雄; 川又 一夫; 米川 実; 岩井 孝; 佐川 勉; 相沢 静男; et al.
JAERI-M 82-034, 55 Pages, 1982/04
軽水炉燃料安全研究に関して燃料中心温度測定実験がJMTRの水ループ(OWL-1)を利用して行われることになった。この実験では3体の計装付燃料集合体が照射されるが、第1次試料の照射後試験が終了した。第1次試料は燃料-被覆管のギャップをパラメータとした4本の燃料棒を照射し、計装として燃料中心温度、FPガス圧力、被覆管伸びなどを測定した。ここで報告する照射後試験は炉内軽装の裏付けとなるデータを採取することを目的とし、外観検査、X線検査、ガンマスキャンニング、寸法測定、渦流探傷試験、残留ギャップ測定、封入ガス量測定、ガス分析、金相試験等を行った。
小泉 益通; 川又 博*; 諏訪 博一*; 長井 修一朗; 古屋 広高
PNC TN841 76-23, 27 Pages, 1976/06
引張試験に用いたSUS316被覆材の試験片はCsOHを腐食剤とし、700度C、50時間の加熱条件下で粒界腐食を施した。引張条件は引張速度6%/min、温度を室温から700度Cまでの任意とし、加熱は10SUP-5Torrの真空中で行った。組織観察および断面積の測定は光学顕微鏡を用いて行った。この試験で得られた結果は次のとおりである。(1)粒界腐食層の最大引張強度は温度の上昇とともに低下する。その値は室温で24kg/mm/SUP2、500度Cで10kg/mm/SUP2、600度Cで8kg/mm/SUP2、700度Cで6kg/mm/SUP2、となった。(2)粒界腐食層は脆化しており、破断はすべて結晶粒界から発生した。非反応領域の伸びは、標準のSUS316のそれに比較して約1/2低下した。(3)粒界腐食層と非反応領域の界面が結合している状態での伸び方向に対するクラックの評価によると、700度Cでは02%耐力を越えるとクラックが発生する。この時のクラックの深さは0.5%伸びて粒界腐食厚の約57%、また1%伸びて85%であった。(4)粒界腐食層の強度はその厚さに依存しない。
800におけるFBR級SUS316の腐食試験小泉 益通; 川又 博*; 長井 修一朗; 酒井 克巳*; 古屋 広高
PNC TN841 76-01, 29 Pages, 1976/01
SUS316ステンレススチール高速炉燃料被覆管の内面腐食について炉外模擬試験を行った。腐食剤は燃料ペレットと被覆管の間隙で確認されている核分裂生成元素のうち、被覆管内面腐食に関与すると考えられているセレン、モリブデン、テルル、ヨウ素、セシウムをSe、MoO/SUB3、Te、I、I/SUB2/O/SUB5、CsO/SUB2、CsI、CsOHの化学状態でこれらのSUS316に対する腐食性の検討を行った。腐食剤または腐食試験カプセルの取扱いおよび調整は全て、酸素濃度1ppm以下に維持することができる不活性ガス雰囲気のグローブボックス内で行った。カプセルの加熱は指示温度に対して+-10度Cの均熱恒温加熱炉で500800度C、20100時間の範囲で行った。また腐食状態の観察は光学顕微鏡およびエレクトロンマイクロブローブX線アナライザー(EMX-SM)を用いて行った。この結果、粒界腐食層の機械的評価試験に適した試料が得られる腐食剤はCsOHまたはCsOH-CsI系であった。すなわち、700度C、50時間の加熱条件で前者では150200ミュー、後者では100ミュー程度の粒界腐食が得られた。温度に対する粒界腐食量は指示関数的な増加を示し、また時間に対しては20100時間の範囲で概ね直線的であった。
小泉 益通; 川又 博*; 酒井 克己*; 古屋 広高
PNC TN841 73-26, 30 Pages, 1973/09
UO/SUB2とヨウ素(I/SUB2/O/SUB5),セシウム(Cs/SUB2/O),テルル(Te)の各化合物を混合後,加圧成型し,作成した模擬F・P入りペレットとステンレス(SUS-316)引張試験片を,ステンレス(SUS-316L)カプセルに封入し,これを,700度C,1000時間均一加熱した。加熱後,金相試験,EMX走査,X線回折により試料の腐食状態を観察し,引張試験,硬度測定により,試料の機械的強度の変化を測定した。F・P元素は,ステンレス試験片の全表面から観察できた。腐食による肉圧減少は,ヨウ素の場合が最も大きくステンレス試験片は両面から400ミューの領域で腐食が観察されたが,ヨウ素の析出は濃度が低く明確な評価ができなかった。また,脱クロム現象は,ヨウ素の場合粒界に顕著で他も随所で観察された。これらの試料を,引張試験機で,応力-歪曲線を測定したところ,引張特性は,ヨウ素,セシウム,テルルの順に劣化が烈しかった。また,硬度は,この順に高かった。
1973年3月小泉 益通; 古屋 広高; 横内 洋二*; 立花 利道; 梶谷 幹男*; 川又 博*; 照沼 俊弘*; 加納 清道*
PNC TN843 73-07, 16 Pages, 1973/06
これまで,数年にわたり,高速炉燃料の設計および燃料挙動解析のため,核燃料に関する物性データを集積評価してきた。本報告は,その続編として,1972年4月から1973年3月までの物性データを,混合酸化物燃料を中心に,集積整理したものである。前回までの報告書は,下記のとおりである。SN843-70-13(1970,3月以降)SN843-70-14(1970,41970,9)SN843-71-08(1970,101971,4)N843-72-02(1971,51972,3)
小泉 益通; 小松 純治*; 笹尾 信之*; 横沢 直樹; 川又 博*; 立花 利道; 梶谷 幹男*; 照沼 俊弘*
PNC TN841 72-39, 68 Pages, 1972/11
塩素の入った「常陽」炉心ピンが、ナトリウム流動試験や熱サイクル試験後に、その下部端栓付近で内部から破損した。熱サイクル試験前後のピンを試料とし、この破損原因を調べた。熱サイクル試験前にはクラックがみられず、試験後は応力腐食われ特有のクラックが発生し、ピン内面は塩素と反応していることが化学分析、電子顕微鏡解析で確認された。よってこの破損の原因は塩素をふんい気とした応力腐食われであると推定される。集合体に組み込む以前のピンには、応力腐食われに必要な応力は、非常に小さな確率でしか存在しないことが種々の応力測定からわかった。またピンを吊り下げて均一加熱試験してもクラックは観察されず、塩化マグネシウムによる応力腐食試験によってもまた、ピン本来は内面から応力腐食われが起こる確率は非常に小さいことがわかった。また応力腐食に敏感であるといわれる窒素については第1、第2端栓付近の有意差は認められなかった。水分等の不純ガスによる内圧は、ペレットと反応するために応力腐食われを起こすまでには到らないものと推定される。
小泉 益通; 川又 博*; 酒井 克己*; 金子 洋光; 笹尾 信之*; 小松 純治*
PNC TN841 72-09, 24 Pages, 1972/06
燃料挙動の解析コード"DIRAD"の中に組み込まれている理論式によるボイドの移動速度と炉外実験による測定速度との比較を行ないコードの改良を図る。薄いデイスク状のUO2ペレットを2枚重ねにして焼結しこの境界にボイドを形成した。この試料を高周波加熱炉で約3,0005,000/cmの温度こう配,加熱時間(ボイドの移動時間)19時間でそれぞれの試料を加熱した。ボイドの移動距離は金相写真から,またその領域の温度こう配は,実測値をもとに計算した。これらの結果を理論式と比較し次の結果が得ることができた。1)ボイドが移動した距離領域の平均温度と移動速度の関係では理論値に対して平行な直線を得ることができた。2)理論計算によるとボイド内のガス封入時の温度がボイドの移動速度に大きく影響する。3)ボイドの移動時間tと移動距離Dの関係はD()=-105.65+90.55t(hr)の式が得られた。4)ボイドの出発点の温度が約2,030の場合移動するまでの潜在時間(Incuba-tion period)は1.16時間を有する。
1972年3月小泉 益通; 小松 純治*; 笹尾 信之*; 丸石 芳宏*; 立花 利道; 梶谷 幹男*; 川又 博*
PNC TN843 72-02, 47 Pages, 1972/03
最近の国内外の核燃料に関する物性データを集積評価し燃料設計,燃料挙動解析に役だてるため1971年5月から1972年3月までの混合酸化物燃料を中心にしたデータを集積,整理した。
小泉 益通; 川又 博*; 今橋 利道*; 金子 洋光; 小松 純治*; 皆川 洋治*; 細井 信博*
PNC TN841 71-13, 135 Pages, 1971/04
高速実験炉常陽に装荷するブランケット燃料として住友,古河,三菱の民間3社で製作されたUO2ペレットについて,金相,熱的衝撃および機械的破壊試験により炉外評価を行なう。金相試験;試料の結晶粒,ポア,クラックなどの組織観察を主体として,マクロな観察はProfile Projectorでおもに二次粒子とポアの成長度合を研摩面で観察し,また,ミクロな観察は光学顕微鏡を用いて結晶粒,メタルの析出などを腐蝕面で観察した。この結果若干の差異はみられたが全般的に焼結状態が悪いことが観察された。熱的衝撃試験;まず試験方法を確立する簡単な検討実験を行ない,これにより電気炉を利用してHeふんい気中で1200と200の間で試料を往復させる方法をとった。またクラックの観察は螢光浸透探傷剤を用いた。この結果,わずかな優位差を確認することができた。機械的破壊試験;試料は定ひずみ速度で圧縮と圧裂破壊を行なった。この結果F社およびM社の試料の破壊強度はほぼ同じで,S社は低かった。この時の応力によってボイドからクラックが発生しており強度はボイドの径に関係していた。これは金相結果とよく対応した。
伊藤 正泰; 田口 剛俊; 米川 実; 黒澤 誠; 川又 一夫; 相沢 静男; 石原 正博
no journal, ,
JMTR-HLでは、今後の照射ニーズに対応した照射後試験の高度化を進め、世界共通研究課題である軽水炉長期化対策、次世代軽水炉の開発や医療用ラジオアイソトープ製造技術の開発など「グリーン・イノベーション」や「ライフ・イノベーション」を支える研究環境を実現する目的で原子力エネルギー基盤研究の位置付けを構築し、国際的研究開発の拠点化の達成を目指して文部科学省の「最先端研究基盤事業」とし選択された照射後試験設備の整備を進めてきた。本整備においては、透過電子顕微鏡(TEM: Transmission Electron Microscope)、集束イオンビーム加工装置(FIB: Focused Ion Beam)及びX線光電子分光装置(XPS: X-ray Photoelectron Spectroscopy)などを設置し、放射能量30MBq(コバルト換算)の照射済材料試験片の加工、試料観察を可能にした。
Mo/
Tc production process by (n,
) reaction under Tsukuba International Strategic Zones土谷 邦彦; 川又 一夫; 竹内 宣博*; 石崎 博之*; 新関 智丈*; 掛井 貞紀*; 福光 延吉*; 荒木 政則
no journal, ,
医療診断用アイソトープであるTcの親核種である(n,)法(放射化法)を用いたMoの製造を計画している。日本はこのMoを全量海外からの輸入に依存している。2014年、JMTRを用いた放射化法によるMo国産化製造に関する高度化研究がつくば国際総合戦略特区のプロジェクトとして採用され、日本の大学及びメーカと共同でR&Dを行っている。また、本プロジェクトにおいて、JMTRホットラボ施設内にTc溶液製造のための様々な試験装置が整備された。R&Dの主な項目は、(1)MoO
ペレットの製造技術開発、(2)Tcの抽出・濃縮、(3)Tc溶液の標識試験及び(4)Moリサイクルである。特に、照射ターゲットとして、高密度MoOペレットの製造を確立するとともに、Tcの模擬元素としてReを用いて、MEKによる溶媒抽出法にてTc溶液の製造予備試験を行っている。本発表では、R&Dの状況及び今後の計画について報告する。