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舟田 敏雄; 新谷 聖法
日本原子力学会誌, 44(6), p.473 - 480, 2002/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ロシア解体プルトニウム処分協力の現状について、国際的協力の状況を概説するとともに「bn-600バイパック燃料オプション」の現状について述べる。
新谷 聖法; 三島 毅
エネルギーレビュー, 17(12), p.20 - 22, 1997/12
雑誌エネルギーレヴューの特集記事「余剰核兵器解体プルトニウム処分」のひとつとして「日本の協力の可能性」について、国内専門家による検討の概要を紹介する。我国はMOX利用の経験が豊高であり、原子炉を用いた処分オプションに協力する技術的ポランシャル2有している。協力可能性として以下の7項目が考えられる。(1)仏・独・露三ヶ国計画への参加、(2)ロシアの高速炉オプションへの協力、(3)CANDUオプション、(4)ガス炉オプション、(5)米国プル処分への協力、(6)保障措置に関わる国際共同研究、(7)使用済MOX燃料の長期安全管理
西野入 賢治; 永峯 剛; 原田 守; 新谷 聖法; 松島 英哉
動燃技報, (74), p.80 - 85, 1990/06
長寿命燃料や高性能炉心材料の照射後試験においては、目標照射量に至るまでの中間時点で原子炉から取出し、中間検査によって照射途中での挙動データを継続的に取得することが、燃料や材料の照射挙動評価を行う上で重要である。この観点から、昭和43年より「常陽」を利用した継続照射を実現するため、遠隔操作により解体・再組立の可能な照射リグをはじめ中間検査技術および炉内再装荷技術の開発を進めてきた。本報告では、これらの継続照射技術開発の成果について紹介する。
酒向 博*; 久木田 真平; 芳中 一行; 秋山 隆*; 新谷 聖法*; 柴原 格*
PNC TN9410 89-190, 48 Pages, 1989/11
高速原型炉「もんじゅ」の設計基準の確認をするとともに,実証炉以降の高速炉設計に必要な構造材料の照射データを拡充する自的でR&D試験が策定されている。これらの試験の一環として,高速実験炉「常陽」MK-2炉心の構造材料照射用反射体を用いてSUS304鋼圧延材,鍛造材,インコネル718材の材料強度試験片を照射した。照射後の試験片について引張試験を実施した結果,以下のことが明らかになった。1)SUS304鋼圧延材及びリング状鍛造材・0.2%耐力及び引張強さは「もんじゅ」構造設計方針の材料強度基準に示されている設計降伏強さ(Sy)及び設計引張強さ(Sy)を上回り,破断伸びは延性材料の目安である10%を満足していた。・照射量依存性については,照射量が1
1021n/cm2(E
0.1MeV)を超えると0.2%耐力及び引張強さは増加し,破断伸びは低下する傾向を示していた。また,電顕観察の結果,金属組織内にはフランクループの形成が認められた。鍛造材の引張特性は圧延材の照射挙動と一致した傾向が得られた。・「もんじゅ」構造設計方針に示される破断伸びの下限値10%に対応する限界照射量については,現行のデータからみて限界照射量を引き上げることが可能であるという見通しが得られた。2)インコネル718材・0.2%耐力及び引張強さは,照射により高温側(500
以上)で強度の増加が認められ,破断伸びについては低下が認められた。
黒田 幸雄*; 平井 功*; 伊藤 正彦*; 新谷 聖法*; 柚原 俊一*
PNC TN9410 88-188, 54 Pages, 1988/01
「もんじゅ」1サイクル照射程度の燃焼度を目途として、「常陽」MK-2炉心において、B4Cペレット最高燃焼度4.710E21captures/‡(最高積算照射量1.3410E22n/†、E0.1MeV)まで照射された制御棒材料照射リグAMIR-1(PRA010)について照射後試験を行った。この結果、下記のことが明らかとなった。(1)集合体及びコンパートメントに外径変化、腐食等の異常は認められなかった。(2)Heガス放出率は、全てのキャプセルにおいて10%以下であった。また、放出ガスはHeが100%でありE3Hの存在は認められなかった。(3)B4Cペレットには、照射温度が高くなるほど細かく割れる傾向がある。(4)B4Cの室温における熱伝導率は、410E21captures/‡の照射によって、未照射B4Cの約15%の値、0.009cal/㎝・sec・degに減少した。(5)製造条件の照射挙動に与える影響は、製造メーカーの違いでは認められなかったものの、結晶粒度が大きいほどスエリング量は大きい。
川上 幸男; 小泉 敦裕*; 新谷 聖法*
PNC TN9410 87-191, 69 Pages, 1987/02
「常陽」MK-2炉心燃料集合体「PFD036」の照射後試験を実施した。本集合体はMK-2炉出力100MWの出力上昇から第7″(自然循環試験)サイクルの間照射されたものであり、初装荷炉心燃料中最長の炉内滞在期間を有するものである。照射後試験の目的は炉内長期滞在に伴う炉心燃料集合体及び燃料ピンの構造体としての健全性を確認すること、及び炉心最外列における集合体及び燃料ピンの照射挙動を把握することである。なお、本集合体の燃焼度は集合体平均で36,800MWd/tである。本試験の結果は下記のとおりである。(1)集合体及び燃料ピンに損傷はなく、上部パッドの変色以外には変色及び方形等も認められず、炉内挙動は正常であり、炉心燃料集合体の構造体としての設計及び製作の妥当性が、初装荷炉心燃料集合体中最長の炉内滞在期間を有するものについて確認された。(2)MK-2における最長炉内滞在期間を有する炉心燃料集合体及び燃料ピンの照射挙動を確認し、次のような結果を得た。(1)ラッパ管対面寸法変化率はMK-1に比べ大きいが、これは主に冷却材内外圧差の増加により照射クリープひずみが増加したことによるものと考えられる。(2)被覆管の外径は製造時から増加していない。これは冷間加工度をMK-1の10%から20%へ変更したことにより、被覆管の耐スエリング性が向上したものと考えられる。(3)炉心最外列における集合体及び燃料ピンの照射挙動としては、137Csが燃料ピン径方向分布において隣接する反射体側に偏折していた程度であり、特に顕著なものは認められなかった。
沖元 豊*; 平沢 久夫*; 新谷 聖法*
PNC TN9410 87-188, 64 Pages, 1987/02
「常陽」MK-2照射炉心100MW定格出力第5サイクルから第8サイクルの間、照射されたA型特殊燃料集合体「PFA010」(集合体平均燃焼度38,100MWD/T)の照射後試験を実施した。本試験の照射燃料集合体試験室(FMS)における試験の目的は(1)「もんじゅ」仕様の燃料要素の高線出力下での照射挙動の確認、(2)A型特殊燃料集合体の設計妥当性の評価及び遠隔取扱性の確立、(3)FCCI低減のために被覆管内面にチタンを蒸着させた燃料要素の照射挙動の確認、(4)高レベル放射性物質研究施設(CPF)からの回収粉を使用したペレットの照射挙動の確認、(5)腐食性生成物(C.P.)捕獲材の有効性の確認である。本照射後試験により下記の結果を得た。(1)「もんじゅ」仕様の燃料要素の高線出力下での照射挙動は、燃焼度が同程度のMK-2炉心燃料に比べ、中心空孔が明瞭であること、FPガスによる内圧が約1.6倍であること、FCMIの影響と推定される外径変化(最大D/D=0.3%)の有ること等が認められ線出力により挙動に差異のでることが確認された。中心空孔の形成については、ペレット密度が低いことも寄与していると考えられる。(2)集合体及び燃料要素には、傷等の損傷はなく異常な変形等も認められず、照射リグの構造体としての健全性が確認された。また、本照射リグのナトリウムドレン性は良好であった。遠隔での解体及び取扱いについては治具を使用することにより容易に実施できることが確認された。(3)FCCIを低減するために被覆管内面にチタンを蒸着した燃料要素の照射挙動について、非破壊試験では標準燃料要素と比べ顕著な挙動変化は認められなかった。(4)CPF回収粉と転換2㎏MOX施設の転換粉とでは、非破壊試験において照射挙動に差異は認められなかった。(5)Niメッキ材の腐食性生物の捕獲有効について、
Mnの捕獲材としての有効性がホット試験でも確認された。
小泉 敦裕*; 沖元 豊*; 新谷 聖法*
PNC TN9410 87-186, 77 Pages, 1987/01
「常陽」MK-2炉心燃料集合体(PFD105」の照射後試験を実施した。本集合体はMK-2炉出力100MW定格第3サイクルから定格第8サイクルの間照射されたものであり、第一次取替用の最初の供試体で、かつ初装荷、第一次取替用を通じて最高の燃焼度(集合体平均:48,300MWd/t)を有している。照射後試験の目的は、集合体及び燃料ピンの健全性を確認すること、擦り痕の発生状況を確認すること及び照射挙動を把握することである。本試験の結果は下記の通りである。(1)集合体及び燃料ピンには損傷はなく、異常な変形、変色も認められず炉内挙動は正常であり、炉心燃料集合体の構造体としての設計の妥当性が確認された。(2)被覆管の表面に擦り痕は認められず、観察された接触跡はMK-2初装荷炉心燃料ピンと同程度のものであった。(3)MK-2最高燃焼度の炉心燃料集合体及び燃料ピンの照射挙動を確認し、次のような結果を得た。(1)ラッパ管対面間距離変化はMK-1に比べ大きいが、これは主に冷却材内外差の増加による照射クリープ歪が増加したことによるものと考えられる。(2)被覆管の外径は製造時から増加しておらず、被覆管の耐スエリング性は良好であった。(3)F.P.ガス放出率は約50%でMK-1とほぼ同様な挙動を示し、設計値を十分下回っていた。(4)初装荷炉心燃料集合体と比較して、照射挙動は大差のないものであった。
浅賀 健男*; 新谷 聖法*; 松島 英哉*; 小形 佳昭
PNC TN9410 85-146, 54 Pages, 1985/11
「常陽」MK―I炉心燃料集合体(PPJD2P)の集合体及び燃料要素の非破壊試験を実施した。本集合体は,「常陽」出力上昇試験から75MW第6サイクルの間,炉内装荷位置2A2で装荷位置3A3の制御棒に隣接し照射され,その平均燃焼度は35,000MWD/MTMである。本集合体の照射後試験の目的は,制御棒の隣接効果を含め本集合体の照射挙動を調べることにある。本試験から得られた主な結果を下記に示す。1.照射挙動、下記に示すような照射挙動が得られた。1)集合体外形形状の異常,ピンの破損等はなく集合体は健全であった。2)集合体は,ハンドリングヘッド部が炉心中心から遠ざかる方向に変位した湾曲挙動を示す。3)ピン寸法測定結果,外周ピンの外側への曲がりがみられた。2.制御棒隣接効果、下記に示すような事実に基づき,制御棒の隣接効果は明確にできなかった。1)集合体の曲がりは,制御棒の隣接に影響されず炉心中心と反対方向であった。2)ラッパ管及びピンによる径方向ガンマスキャンの結果,制御棒隣接面で放射線強度の落ち込みがあったが炉心方向との関係から必ずしも制御棒効果と決めがたい。3)ピン内ガス圧は,制御棒に影響されず集合体燃焼度の増加とともに高くなる傾向にある。
浅賀 健男*; 榎戸 裕二*; 新谷 聖法*
PNC TN9410 85-139, 89 Pages, 1985/04
「常陽」MK―I炉心燃料集合体(「PPJD18」及び「PPJD1J」)の集合体及び燃料要素の非破壊試験を実施した。両集合体は共に「常陽」出力上昇試験サイクルから75MW第6サイクルの間照射され、その中でPPJD18は制御棒に隣接する集合体で炉心位置4D3、平均燃焼度26、700MWD/MTM、PPJD1Jはブランケットに隣接する集合体で炉心位置5E3、平均燃焼度23、600MWD/MTMであり、それぞれの集合体の照射挙動に及ぼす制御棒及びブランケット燃料集合体の隣接効果を調べる目的で照射後試験を行った。PPJD18は、非破壊検査からは制御棒の隣接効果は明確にされなかった。またPPJD1Jは、炉内装荷位置の影響とともにブランケット隣接効果を受けたものと思われるが、両者の効果を定量的に区分することは現状不可能である。本試験から得られた主な結果は次のとおりである。1)集合体外形形状の異常及びピンに破損等はなく両集合体とも健全であった。2)ガンマスキャンによる集合体の径方向強度分布は、PPJD1Jの方がPPJD18に比べ径方向に大きな勾配を示し、両集合体の炉内位置の相異がみられた。3)外周ピンの外側への曲りが両集合体に観察され、共に炉心方向に対する面の外側ピンに大きな曲りがみられた。4)ピンX線ラジオグラフィによる燃料スタック長検査の結果、PPJD1JのMロットの燃料ペレットのみに一部焼しまりがみられた。5)パンクチャーのガス放出率の結果、PPJD1Jに炉内位置の影響を受けたと思われる低い値が検出された。
石原 幹也*; 榊原 端夫*; 谷 賢*; 佐々木 澄男*; 蟹川 昌也*; 新谷 聖法*; 加藤 博史*
PNC TN944 81-02, 41 Pages, 1981/06
照射材料試験室の単軸クリープ試験セルの除染及びセル内試験機の整備作業(54年11月26日
55年7月31日)を実施した。▲本報は今後の除染,整備作業に対する参考に資するため,これらの除染作業及びセル内試験機の整備改修作業の記録をまとめたものである。その概要は次のとおりである。▲単軸クリープセル内の10台のクリープ試験機中5台に故障が頻発し,機能を十分に発揮することが出来なくなったのでセル内及び試験機を除染し,試験機の修理を行った。▲除染作業により,単軸クリープセル及び試験機の汚染度はチャック及び試験片移送用台車を除いて目標値の500dpm/100cm2以下となった。▲作業者の被ばく線量は局部,全身ともに2mrem以下であった。また空間線量率はチャックがある場合最大9mR/hであったが,試験機分解搬出後は検出限界以下であった。▲セル内を除染後全ての試験機を解体し,各部品の除染及び補修整備を行った。主な補修整備点は以下のとおりである。▲1チャックの改造▲2測温用熱電対の交換及び白金測温体の取換え。▲3ロードセルを設置し遠隔にて荷重検定が出来るよう改造した。▲4伸び測定用マグネスケールの交換▲5荷重検定▲6温度検定▲74号機昇降装置交換▲以上の結果10台の試験機がフル稼動出来る状態になった。▲
谷 賢*; 新谷 聖法*; 蟹川 昌也*; 加藤 博史*; 阿部 康弘*; 石原 幹也*; 佐々木 澄男*
PNC TN941 80-143, 48 Pages, 1980/08
高速実験炉「常陽」の安全性を確認するために,サーベイランス試験が義務づけられているが,試験片数が限られているのでその結果を正しく評価するためにはバックアップ試験が不可欠である。本報告は一連のバックアッブ試験のうち「常陽」炉容器及び溶接継手のサーベイランス試験材の一部から採取した試験片を,JMTRで照射温度470580,フリュエンス3.15.451020n/cm2(0.1MeV)で照射し,高温疲れ試験,クリープ破断試験及び金属組織試験等の照射後試験を行った結果である。主な試験結果をまとめると以下のとおりである。1.高温疲れ試験結果 1)母材の550での寿命には照射の影響は認められなかった。2)溶接継手の550,約1000サイクルの寿命には照射の影響は認められなかった。又550ではデータ数が少なく照射の影響は明らかでなかったが,照射により寿命が若干低下するようである。2.クリープ破断試験結果 1)母材の500及び550でのクリープ破断強度及び破断伸びは照射により減少したが,長時間側で「常陽」の設計指針と同等以上の値を示す傾向にあった。2)溶接継手の550でのクリープ破断強度は照射により長時間側になるに従い増加した。一方破断伸びは減少した。
蟹川 昌也*; 石原 幹也*; 谷 賢*; 加藤 博史*; 鈴木 和久*; 新谷 聖法*; 阿部 康弘*
PNC TN941 80-118, 78 Pages, 1980/07
高速実験炉「常陽」の安全性を確認するために,サーベイランス試験が義務づけられているが,試験片数が限られているのでその結果を正しく評価するためにはバックアップ試験か不可欠である。本報告は一連のバックアックアップ試験のうち「常陽」炉容器及び溶接継手のサーベイランス試験材の一部から採取した試験片を,JMTRで照射温度450560,フリューエンス0.41.11020n/cm2(0.1MeV)で照射し,高温疲れ試験,クリープ破断試験及び金属組織試験等の照射後試験を行った結果である。主な試験結果をまとめると以下のとおりである。[1]高温疲れ試験結果、(1)母材の550における寿命は照射によりわずかに低下した。500における寿命は短時間側で非照射材に比較し短いか,長寿命側ではほぼ等しい。(2)溶接継手では照射材及び非照射材ともデータがばらついており,照射の影響を明確に出来なかった。(3)照射材の粒内,粒界に析出物か認められた。500試験材は特定面への析出が,550材では粒界反応型析出物が認められた。[2]クリープ破断試験結果、(1)母材の500試験における破断強度及び破断伸びは照射により減少した。(2)溶接継手の550試験における破断強度は照射により長時間側になるに従い増加した。一方,破断伸びは減少した。(3)クリープ破断後の光学顕微鏡組織は照射によりほとんど変化が見られなかった。
鈴木 和久*; 谷 賢*; 佐々木 澄男*; 新谷 聖法*; 蟹川 昌也*
PNC TN942 79-04, 157 Pages, 1979/07
高速原型炉「もんじゅ」用原子炉容器及び炉内構造物の設計にあたって,構造材料の機械的性質に及ぼす中性子照射の影響を考慮する必要がある。本報は原型炉準備室の依頼に基づき,SUS304母材及び溶接部(溶接金属,溶接継手)並びにインコネル718の中性子照射による機械的性質の変化に関する調査結果をまとめたものである。▲調査項目は引張試験,クリープ試験,疲れ試験及びクリープ-疲れ試験とした。原子炉容器及び炉内構造物は使用中照射効果のほか,長時間高温にさらされることによる熱履歴効果も受けるので,これについても調査した。SUS304についての主な結果は次の通りである。▲1)照射材,熱履歴材ともに全般にデータがきわめて不足しており,現状では照射効果,熱履歴効果を正確に把握することは不可能である。▲2)溶接部の引張特性に及ぼす照射効果は母材の場合に比べて小さいようである。▲3)母材のクリープ破断強度は照射により低下するが,溶接部では照射の影響をあまり受けない。▲4)溶接部の疲れ特性に及ぼす照射効果はそれほど顕著でないようである。▲5)母材及び溶接部のクリープ-疲れ寿命は照射により低下する。▲6)熱履歴効果により引張試験における伸びは低下する。その傾向は母材より溶接部で顕著である。▲7)母材,溶接部とも熱履歴によりクリープ破断寿命が低下する場合が多い。▲8)母材の疲れ寿命は熱履歴により増加する。▲
鈴木 和久*; 谷 賢*; 柴原 格*; 新谷 聖法*
PNC TN942 79-02, 174 Pages, 1979/02
高速原型炉「もんじゅ」では,現在炉心支持板が受ける中性子照射量が31021n/cm2(0.1MeV)以下となるように,燃料集合体下部に遮蔽体を設けることが検討されている。▲本報は原型炉準備室の依頼に基づき,炉心支持板の材料として考えられているSUS304及びSUS316ステンレス鋼(溶体化処理材)の引張特性及び疲れ特性に及ぼす中性子照射の影響に関する調査を行った結果をとりまとめたものであり,その主な点は下記の通りである。▲1)材料の寿命末期における機械的性質の要求値を引張試験で破断伸び10%以上と仮定すれは,SUS304に対しては現在の設計目標値としての31021n/cm2(0.1MeV)は妥当な値と考えられる。▲2)同上の仮定をすれは,SUS316の限界照射量はSUS304の限界照射量の2倍程度となる。▲3)照射材の疲れ試験データはきわめて少なく,照射量の影響を把握することは現状では不可能である。しかし,400550の範囲では,疲れ特性に及ぼす照射の効果は21021n/cm2(0.1MeV)以下ではぞれほど顕著でないようである。▲なお,本報はSUS304及びSOS316ステンレス鋼照射材の引張試験データ及び疲れ試験データを収録,整理した資料として一般的に広く活用できるものである。▲
小藤 博英; 平尾 和則; 小島 久雄; 山下 英俊; 新谷 聖法; 鹿倉 栄
将来の原子力システムに関する国際会議(Global'97), ,
現状のFBR燃料サイクル技術をベースとしたコスト試算結果を基に、今後の研究開発によるコスト削減効果を考慮した2030年の運開想定FBRシステムの経済性評価を行い、さらに先進的湿式MOXリサイクル技術を導入した場合のFBRシステムの経済性評価を実施した。先進的湿式MOXリサイクル概念では、再処理と燃料製造施設の一体化、再処理の精製系削除等による工程簡素化により、燃料サイクル費を約2割削減することが可能であると見積もられた。また、MAリサイクルを付加する事に伴う設備の増強はMAの分離・回収工程のみとなり、燃料サイクル費に与える影響は非常に小さく、MAリサイクルに適したプラントであるとの結論を得た。
田中 康正*; 河西 善充*; 姫野 嘉昭*; 川太 徳夫; 矢野 総一郎; 新谷 聖法; Kisly, V.*; Bychikov, A.*
no journal, ,
ロシア原子力科学研究所(RIAR)が開発した振動充填技術を適用して製造したMOXバイパック燃料集合体を高速炉(BN-600)で照射し、高速炉における照射健全性と信頼性を実証する事業が2004年7月から開始された。本事業において2006年度までに実施したMOXバイパック燃料集合体の製造・照射・照射後試験の概要をシリーズ報告する。本稿では、事業の全体計画とこれまでの実施概要について述べる。
