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土田 昇; 大岡 紀一; 近藤 育朗; 新保 利定
ASRR-V: Proc., 5th Asian Symp. on Research Reactors, 1, p.123 - 130, 1996/00
JMTRは、熱出力50MWで国内最高の中性子束の材料試験炉であり、動力炉の開発、RI生産、基礎研究のための照射試験を目的として設計、建設された。1968年の初臨界以来28年間、軽水炉、高温ガス炉、新型転換炉、高速炉の開発等に貢献してきた。現在、JMTRは照射設備として、キャプセル照射設備、水力ラビット照射設備、シュラウド照射設備を備え、幅広い照射ニーズに対応している。今後の利用動向としては、軽水炉の高経年劣化対応の照射試験、核融合炉ブランケット材の照射試験が望まれている。それに対応して、JMTRでは、再照射技術、きめ細い照射環境の制御、その場計測技術等の照射技術の高度化を進めている。
土谷 邦彦; 河村 弘; 新保 利定
Fusion Technology, 2, p.1399 - 1402, 1996/00
核融合炉のブランケット構造において、異材接合が必要であり、種々の材料とステンレス鋼の接合技術開発が行われている。接合方法のうち、摩擦圧接法が異材接合において一般的な方法である。本報告書は、耐熱性かつ低放射化材料のNb-1%Zr合金に着目し、Nb-1%Zr/SS304接合材を摩擦圧接法により製作し、中性子照射下における接合材の機械的特性の影響について調べた。引張試験の結果、中性子照射後の接合材においても、Nb-1%Zr側で破断し、母材とほぼ同等の強度が得られた。その他、硬さ試験、SEM/XMA観察、全相試験等を行い、本接合材が異材継手として中性子環境下でも使用できることが明らかとなった。
Ni
particle packed bed土谷 邦彦; 今泉 秀樹*; 河村 弘; 兜森 俊樹*; 脇坂 裕一*; 新保 利定
Fusion Technology, 2, p.1225 - 1228, 1996/00
JMTRにおいて、核融合炉ブランケットの核・熱特性、トリチウム回収特性等の評価のためのin-situ照射試験が計画されており、トリチウム回収用金属ゲッタを開発する必要がある。金属ゲッタ材として、U及びTiが広く使用されているが、Uは簡単に微粉化し、空気中で着火する欠点がある。一方のTiは、運転温度が高い欠点がある。本研究では、ZrNiに着目し、水素による充填層の破過特性試験を行い、金属ゲッタの基礎的な設計データを取得した。その結果、ZrNiは、温度25
Cにおいても十分な水素の吸収能力を有することが明らかとなった。さらに、水素吸収量に対する流速の影響は小さいが、吸収帯長さは流速に依存する傾向があることが明らかとなった。
O pebble fabricated by sol-gel method土谷 邦彦; 河村 弘; 淵之上 克宏*; 吉牟田 秀治*; 渡海 和俊*; 新保 利定
Fusion Technology, 2, p.1407 - 1410, 1996/00
リチウム含有セラミックスが、核融合炉のトリチウム増殖材として有望視されている。トリチウム増殖材として酸化リチウムが第1候補材であり、形状として微小球が望まれている。この微小球を大量に製造する方法として、湿式法(ゾルゲル法)が注目されている。さらに、本方法はリチウム再処理により回収されたリチウムを用いて再製造することが容易である。前回の予備試験ではLiO微小球の製造プロセスを明らかにした。本研究では、LiO微小球の高密度化試験を行った。高密度化としては、始発粉末(LiCO
)の微粉化(40
m
1mに微粉化)及び仮焼条件の変更(600C400Cに減少)を行った。この結果、LiO微小球の密度は71%に向上することができ、高密度を有するLiO微小球製造の見通しを得た。
二村 嘉明; 新保 利定
核物質管理センターニュース, 21(6), p.7 - 9, 1992/06
材料試料炉(JMTR)の保障措置の現状を述べるに当たり、まず、JMTRの設置目的、臨界以降の運転経過、主要特性等について述べた。また、JMTRの保障措置と核物質防護に関する過去の経緯についても若干ふれた。保障措置の現状については、NPT(核不拡散)保障措置協定の発効に伴う原子炉等規制法の改正とそれに伴う原研の計量管理規定及び規則の改訂の経過について述べた後、これらの規定、規則及びIAEAと日本国政府の間で合意された施設付属書(FA)に基づき、計量管理、封じ込め・監視及び査察により、保障措置活動が実施されていることを述べた。最後に、保障措置とは正反対の位置にあるが密接な関係にある核物質防護の現状についても述べた。
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。
宮澤 正孝; 板橋 行夫; 佐藤 政四; 稲場 幸夫; 明石 一朝; 根本 正; 新保 利定; 小山田 六郎; 二村 嘉明
9th Int. Symp. on Packaging and Transportation of Radioactive Materials, Vol. 3, p.1686 - 1693, 1989/00
JMTRで製作中の使用済燃料輸送容器の設計及び安全解析の評価方法の妥当性を確認するために、フルスケールモデル輸送容器による9m及び1m(標的)落下試験並びに800C30分の耐火試験を実施した。落下試験では、輸送物の減速度及び変形量(緩衝体及びフィン)の測定値が安全解析で得られた値より下まわっており、また輸送物主要部の応力測定結果は解析値に比べて低い値を示した。耐火試験では、密封境界であるOリング部及び収納物(模擬燃料要素)など安全設計に重要な輸送物内部の温度は解析値より低い値を示した。その結果、構造及び熱解析から得られた値が十分安全側の値であること、また試験後の検査等から輸送容器の健全性が確認された。
鶴田 晴通; 新保 利定; 松浦 博士; 飯田 謙一; 池田 良和; 舩山 佳郎
Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 21 Pages, 1988/00
JRR-4の運転と利用の現状について述べた。まず、JRR-4の設置目的と出力上昇の歴史について、その間の主なでき事を混えながら述べた。次に、JRR-4原子炉施設の構造、設備と炉特性を述べた後、JRR-4の運転の特徴と標準的な運転スケジュールについて述べた。更に、実験及び照射設備の概要とそれらの利用状況について述べ、最後に、JRR-4の将来計画として、LEU燃料炉心移行計画と利用性能向上のための改造計画について言及した。
桜井 文雄; 新保 利定
日本原子力学会誌, 25(5), p.56 - 66, 1983/00
JMTRでは材料試料の高速中性子照射量として、1.0MeV以上または0.1MeV以上の中性子照射量を提供してきた。一方、材料の受ける中性子照射損傷の程度は、単に1.0MeV以上又は0.1MeV以上の中性子照射損傷の程度は、単に1.0MeV以上又は0.1MeV以上の中性子照射量に依存するばかりでなく、照射中性子のエネルギースペクトルにも強く依存している。従って、原子炉材料の中性子照射損傷の研究においては、中性子エネルギースペクトルの情報を含む照射量の単位を用いて評価した中性子照射量が使用されるべきである。本報においては、照射量の単位として、材料の中性子照射損傷に関連した損傷中性子照射量(damage fluence)や、はじき出し損傷(dpa)等について検討し、さらにこれらと1.0MeV以上の中性子照射量との関係を求めた。この結果、Feモニタによる1.0MeV以上の中性子照射量の実測値から、材料試料の受けた中性子照射量を中性子エネルギースペクトルの情報を含む照射量の単位を用いて表わせるようになった。