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河田 東海夫; 樫原 英千世
IEA国際会議「地球環境問題への技術による対応-京都会議'91」, 0 Pages, 1991/11
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樫原 英千世
Proceedings of International Conference on Fast Reactor and Related Fuel Cycles, 1, 1-10 Pages, 1991/00
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鹿倉 栄*; 松島 英哉*; 柴原 格*; 横内 洋二*; 樫原 英千世*
PNC TN9420 89-004, 124 Pages, 1989/10
燃料材料開発部では,昭和46年に照射燃料試験施設の運転を開始して以来,照射材料試験施設,照射燃料集合体試験施設において,多種多様な照射済燃料材料の照射後試験を実施してきた。本報告書は,これら3施設における照射後試験の内容を調査整理したものであり,燃料材料開発部における照射後試験技術開発計画,燃料材料開発計画及び,照射試験計画の立案等に資することを目的としたものである。調査結果は,1)主要な照射後試験対象2)照射後試験施設3)照射後試験の内容に分類整理した。
両角 勝文*; 伊藤 正彦*; 樫原 英千世*; 小野瀬 庄二*; 大原 清海*; 小形 佳昭
PNC TN9410 89-174, 59 Pages, 1989/02
フランスの高速原型炉フェニックス炉にて、395
620の温度範囲で、最大1.3
1023n/cm2(E
0.1MeV)まで照射された「もんじゅ」用ラッピングワイヤ試作材、49年度試作のラッパ管及びパッド材について、外観検査,寸法測定,密度測定,引張試験,金相試験等を実施した。得られた主な結果をまとめると以下の通りである。(1)容体化処理ラッピングワイヤのスエリングは、照射量1.31023n/cm2(E0.1MeV)で12.7%であり、定常スエリング期にはいっている。また、20%の冷間加工を施されたラッピングワイヤのスエリングは3.4%で、冷間加工はスエリングを抑制することが明らかとなった。(2)ラッパ管材のスエリングは、9.31022n/cm2(E0.1MeV)の照射量にても観られず、スエリングの潜伏期にある。引張強度は照射温度が500では、未照射材の強度とほぼ同じであるが、照射温度が600では未照射材に比べて低下する。(3)クロムカーバイドLC―1C,インコネル718及びステライトN-6パッド部表面硬化材は、照射によっても母材よりも剥離せず健全な状態を保っていたが、コルモノイN-6は母材より剥離していた。
阿部 康弘*; 川上 幸男; 大滝 清*; 伊藤 正彦*; 樫原 英千世*
PNC TN9410 88-205, 44 Pages, 1988/12
高速原型炉「もんじゅ」の設計基準の確証をするとともに,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・ベースを拡充する目的でR&D試験が策定されている。これらの試験の一環として,「常陽」MK―2炉心の構造材料反射体を用いて,SUS304圧延鋼板より採取した材料強度試験片の照射(高速中性子照射量;0.861.11021n/cm2,照射温度;520)を実施した。試験片について照射後試験として,疲労試験及び引張側ひずみ保持をともなうクリープ疲労試験を実施した結果以下のことが明らかになった。1)照射材の疲労寿命は未照射材とほぼ等しく照射による変化は認められなかった。またこれらの試験結果は「もんじゅ」材料基準等の許容ひずみ範囲を上回っていた。2)照射材のクリープ疲労寿命は未照射材と比べ高ひずみ範囲側ではほぼ等しいが,低ひずみ範囲側では低下していた。3)線型損傷則にもとずいた設計ベースのクリープ疲労損傷値は制限値を上回っており,昭射を考慮した設計許容値を十分満足していた。4)金相組織の観察結果,疲労及びクリープ疲労試験片の主亀裂は結晶粒界及び結晶粒内を進展していた。また,結晶粒界及び結晶粒内に析出物が観察された。
酒向 博*; 大滝 清*; 谷山 定美*; 阿部 康弘*; 伊藤 正彦*; 樫原 英千世*
PNC TN9410 88-203, 81 Pages, 1988/11
高速原型炉「もんじゅ」のサーベイランス試験及びサーベイランス・バックアップ試験を補完するとともに,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目的で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圧延鋼板より採取した材料強度試験片の照射を実施した。照射後試験片について,引張試験及びクリープ試験を実施した結果,以下のことが明らかになった。1)照射温度効果での引張試験の結果,照射温度が高くなるにつれて強度及び絞りは低下し,伸びは増加した。2)照射量効果での引張試験の結果,強度は中性子照射量が約21021n/cm2(E0.1MeV)以上で増加し,引張強さよりも0.2%耐力の増加の方が顕著であった。また,伸びは約11021n/cm2(E0.1MeV)以上,絞りは約51020n/cm2(E0.1MeV)以上から低下していたが,「もんじゅ」構造設計方針に示される破断伸びに下限値10%を満たしていた。3)クリープ試験の結果,クリープ破断強度及び破断延性は未照射材に比べて低下しているが,「もんじゅ」の設計クリープ強さ(S/R)を上回っていた。また,クリープ破断寿命比は1018n/cm2(E
0.4MeV)オーダーの熱中性子照射量の影響は認められず,「もんじゅ」設計基準曲線を十分上回っていた。
久木田 真平; 川上 幸男; 大滝 清*; 伊藤 正彦*; 樫原 英千世*
PNC TN9410 88-202, 116 Pages, 1988/10
高速原型炉構造材料の候補材であったSUS304鋼圧延板材(板厚40㎜)と圧延改善を目的として開発された308Nb系(神戸製鋼製)及び308V系(新日鉄製)の溶接棒材料を用いて被覆アージ溶接(SMAW)及びサブマージアーク溶接(SAW)により製作した供試材(溶接金属、溶接継手)をJMTR(78M-1P、2P)で照射した。照射温度及び照射量はそれぞれ78M-1Pの場合480540、1.92.710E20n/†(E0.1MeV);78M-2Pの場合525560、6.79.510E20n/†(E0.1MeV)であった。これらの照射試験片について550でクリープ破断試験を実施した。また照射中の熱履歴がクリープ特性に及ぼす影響を調べるため78M-1P相当として555410hr、78M-2P相当として5602150hrの熱履歴を供した試験片でクリープ破断試験も併せて実施した。本試験の結果以下のことが明らかになった。1.SUS304鋼母材について(1)クリープ破断強度は熱履歴材及び照射材とも受入材に比べて低下する。(2)熱履歴材及び照射材の受入材との寿命比は、それぞれ1Pの場合0.4280.673、0.1370.195で2Pの場合0.2990.392、0.0940.121で照射材の方がクリープ破断強度は低い。(3)クリープ破断伸びは照射より低下し、1Pの場合13%程度、2Pの場合10%程度まで低下した。2.溶接金属(308Nb系のSMAW及びSAWの2鋼種)について(1)クリープ破断強度は555410hrの熱履歴材及び5602150hrの熱履歴材とも受入材と同等であった。(2)照射によるクリープ破断強度の低下量は母材に比べて小さくSMAWではほとんど見られない。(3)照射によるクリープ破断伸びは2鋼種とも低下傾向を示した。3.溶接継手(308Nb系及び308
樫原 英千世*; 岸本 洋一郎; 河田 東海夫*; 林 正太郎; 根本 慎一*; 北村 航一郎; 小島 久雄; 鈴木 重昭*; 照沼 友教*; 植野 和浩
PNC TN8410 87-081, 98 Pages, 1986/12
本報告書は、応用試験棟に設置されているパルスカラム抽出試験装置(II)における洗浄塔分散状態の悪化とその原因について、硝酸一30%TBP/n-ドデカン系を用いて実施した調査試験に関するものである。今回の試験で以下の知見を得た。(1)目皿表面の付着物が分散状態悪化の原因であり、この付着物はCl,P,Zrを含む親有機性物質であった。(2)付着物は、試薬による方法では除去できないほど強固なものであった。(3)これらの付着物を除去した結果、分散状態が回復できた。
堀井 信一*; 前田 正文*; 林 正太郎; 樫原 英千世*
PNC TN8410 86-030, 200 Pages, 1986/06
技術部RTD(リサイクル技術開発室)当時から技術開発部CMS(機器材料開発室)にかけて実施した遠隔保守試験の結果をまとめたものである。 試験はマニプレータ及びラックの両システムに対してのものである。マニプレータシステムは主に両腕型サーボマニプレータ(プロトタイプ1)の操作性をペグスタンド及び模擬部分ラックを用いて,マスタアームへの力帰還(バイラテラル)有,同無しでペグの挿入出操作を行った。 またラックシステムはジャンパー管及び熱電対などの保守部品の交換作業を行い,マニプレータ及び保守部品の取扱性並びに操作性評価を行った。 試験の結果,マニプレータに関しては限定作業下ではあるが,バイラテラル機能は作業時間にあまり影響していなかった。しかし装置間の安全性あるいは作業の確実性の面では効果的である。一方ラックの保守部品であるジャンパー管はできるだけ操作が一定方向となる構造のもの,また熱電対は細径のものだと取扱上好ましくなく今回の結果では4.6--dが最も良かった。その他操作感ではマニプレータの動作速度向上を望むものが多かった。以上のほか細かい点でも種々の地検が得られた。
小島 久雄; 林 正太郎; 樫原 英千世*
PNC TN8430 87-039, 11 Pages, 1985/12
ボロキシデーション法についての特徴,R&D概要及びF再試験施設に採用しない主な理由をまとめた。ボロキシデーション法は燃料の溶解に先立ち揮発性FP(H3,Kr,I,など)をオフガス中に放出させる方法であるが,同法により燃料溶解特性が悪化する事,高温で駆動部を有する装置の保守性,等の観点から,F再プラントへの採用を中止した。
角田 直己; 永木 裕; 樫原 英千世*; 五十嵐 寛; 遠藤 昇*; 佐々木 憲明; 稲田 栄一*
PNC TN841 85-44, 41 Pages, 1985/10
ガラス溶融炉熱上げ技術開発の一環としてマイクロ波加熱装置を製作し,マイクロ波加熱による熱上げ試験を行った。昭和56年3月に工学試験設備のBメルターにマイクロ波加熱装置を設置した。予備試験及び第1,2回の熱上げ試験ではマイクロ波の拡散,メルターの電極の冷却の影響等により直接通電までに至らなかった。第3回の熱上げ試験では,電磁ホーンの改良を行う等の対策により,片側の一対の電極のみ通電可能となった。さらに改良を重ね,第5回目の熱上げ試験で実用可能な電磁ホーンを開発し,以降第13回までの熱上げ試験を行った。 以上の熱上げ試験の結果,直接通電開始に必要な所要電力,熱上げ所要時間に及ぼす各因子の影響,直接通電開始条件について検討した。 さらに,マイクロ波加熱技術をさらに進めるに当っての課題を摘出した。
樫原 英千世*; 安藤 久隆*; 大森 栄一; 河津 和人*; 佐々木 憲明
PNC TN841 85-43, 88 Pages, 1985/10
高レベル廃液ガラス固化プラントにて製造するガラス固化体パッケージの諸特性を評価する。 ガラス固化体パッケージの仕様の概説,基本特性の解析及び諸特性の実験結果をとりまとめた。内容は,1)固化体の基本特性計算,2)固化体の諸特性評価試験である。 1)では固化体の発熱量,
線強度,中性子線強度を計算している。2)ではガラスの注入実験による実測値を参考にし,実ガラスの温度変化を計算し,さらに,クラックによるガラス固化体実効熱伝導率の変化を実測により評価している。ガラス注入時のキャニスター変形量及び残留応力についても実測を行った。更に落下試験により落下時の挙動を把握した結果もまとめた。ガラス中のクラックについては,冷却条件や落下条件による相違を実験を通して把握した。また,キャップ溶接についても実験を通じて健全性を確認した。
樫原 英千世*; 山本 徳洋*; 三浦 幸一*; 富樫 昭夫*; 小島 久夫*; 綿引 正俊*
PNC TN841 85-37, 139 Pages, 1985/10
高速炉使用済燃料の再処理をピューレックス法で行う場合に特に重要な開発課題となるプルトニウムの還元を,電解還元法で行うべく研究開発を実施している。その一環として昭和58年度には,実規模相当処理能力を有する電解還元パルスカラム工学試験装置(2)(U及びRIを用いての還元試験が可能)を,東海事業所・第一応用試験棟に設置した。本報告書は,同装置(2)を用いて昭和59年度に実施した試験の結果についてまとめたものである。試験は,流動特性試験及びウランを用いての水相電解試験,逆抽出電解試験より成り,これらこの試験を通して以下の知見を得た。1)本装置のパルスカラムとしての安定運転領域は,120kgHM/d処理を充分カバーしている事を,コールド試験により確認した。 2)電解還元パルスカラム内の濃度プロフィル,副生ガス組成,消費電力,発熱量,過渡特性等の工学データを取得した。 ア)UO2の還元挙動については,従来の還元反応のみに着目するのではなく,還元及び酸化反応の両者を考慮した反応速度式を仮定する事により,実験事実をうまく表現する事が可能であった。 イ)H2ガス発生量は,全ての電流が水の電気分解に消費されたとして計算されるH2ガス発生の1/5倍以下である。 -
樫原 英千世*; 堀江 水明; 狩野 元信*; 坂井 彰*; 上野 勤*; 吉村 光彦*
PNC TN841 84-64, 43 Pages, 1985/03
既設脱硝濃縮槽による脱硝濃縮運転は,ホット運転開始後,第1ラン,第2ラン,第3ランと順調に行なわれたが,第3ランの濃縮済廃液を保管中,槽底部に沈澱物の堆積が生じた。▲原因としては,沈澱の生じ易い模擬廃液を使用したこと,沈澱物含有溶液を強力に撹拌するには,撹拌用スパージャ能力に余裕がなかったことが考えられたため,撹拌能力,遠隔操作性,腐食試験片の浸漬等の機能改善を施こした脱硝濃縮槽2号基を製作し,遠隔操作で既設脱硝濃縮槽1号炉基との交換作業を行った。作業は,十分なる事前検討を実施した結果,搬入から据付まで3日間で行うことができた。▲本報告は,交換作業にかかわる一連の作業について,その方法と結果をまとめたものである。▲
樫原 英千世*; 中川 林司; 浅妻 新一郎*; 根本 利隆*; 蔵光 泰*; 間下 啓次*; 斉藤 誠美; 小島 久雄
PNC TN841 85-05, 116 Pages, 1985/02
この報告書は,第二応用試験棟で実施したせん断試験装置(2)及び分配器の遠隔保守試験について報告するものである。 セル構造及び機器配置は,高速炉燃料再処理試験施設概念設計(4)に従った。 試験は,部品の交換性評価を対象とした保守を行った。 特にセル内部品を対象としておりセル貫通部(油圧シリンダー)は実施していない。 結果は,大部分の部分交換は可能であったが,装荷台チェーン,ガスケット類等の交換が出来ず改善点として指摘した。 今後の課題として実際のセル構造を模擬する必要性(セル壁や,設置する保守機器の数,等)実機における保守形態の検討,再度の保守試験,等についてさらに検討する必要がある。
中川 林司; 浅妻 新一郎*; 間下 啓次*; 小島 久雄; 樫原 英千世*; 安藤 久隆*
PNC TN841 84-57, 48 Pages, 1985/01
本報告書は,第二応用試験棟内に設置されている前処理工程機器の機能試験に関して報告するものである。試験は昭和59年3月に行われたもので以下の2つの項目について関連する機器の機能評価を行った。1. 集合体解体後のピン束のレーザ解体機からせん断機までの受けわたし。2. 燃料装荷バスケットからのハルの取り出し及び廃棄物缶への収納。これらの試験はすべてFBR"もんじゅ"コア模擬燃料集合体を用いたcold試験である。今回の試験は前処理設備全般の操作性及び物流の確認を行ったものであるが,試験の結果,FBR燃料リサイクル試験施設概念設計(IV)の実証という位置付けで全般的に良好な結果を得た。又,今回の試験で見い出されたいくつかの改良点に関しては,59年秋に行う第二回総合機能試験でさらに確認する計画である。
樫原 英千世*; 堀江 水明; 狩野 元信*; 山田 一夫*; 上野 勤*; 北野 光昭*; 宮原 要*
PNC TN841 85-01, 126 Pages, 1984/12
第1ランから第5ランまでの試験結果及び運転経験を基に,廃液成分中のFP元素及びACTINID元素について,約2/1を実放射性廃液から供給する高放射能ガラス固化試験を実施し,以下の成果を得た。 1)1固化体当り約3,700C-という高放射能固化体を作製できた。これは「高レベル廃液固化パイロットプラント」で作製する固化体の設計仕様の比放射能に匹敵するものである。 2)ガスによる溶融ガラスの撹拌を加えた流下を行うことにより,炉底堆積物の排出も含め非常に均一性の良い固化体が作製できた。3)オガス中の放射性微粒粉塵は,フィルターシステムにより環境に影響を与えることなく,効率良く捕集することが出来た。
樫原 英千世*; 堀江 水明; 狩野 元信*; 山田 一夫*; 坂井 彰*; 上野 勤*; 北野 光昭*; 宮原 要*
PNC TN841 84-60, 138 Pages, 1984/12
高レベル放射性廃液ガラス固化体の作製並びに,装置性能の確認及びオフガス挙動の把握を行う。高レベル放射性物質研究施設ガラス固化試験において,高レベル放射性廃液約260Ciを添加してガラス固化第4,5ラン及び,炉底堆積物押出し試験を実施した。 試験の結果,以下の知見が得られた。 1)廃液組成の違いによるオフガス挙動への影響が観察された。 2)オフガス中の微粉塵は,2
m以下がほとんどであり,0.4m以下がその大半を占めた。 -スペクトル測定の結果,Cs-134,Cs-137及び微量のRu-106が検出された。 3)オフガス中の微粉塵に対する洗浄塔の効果は,小さかった。 4)ガラス固化体の-スキャンニング測定の結果,Cs-134,Cs-137,Eu-154は,ほぼ均一に分布しているが,Ru-106は偏析している。 5)ガス吹込みによる撹拌流下を行うことにより,効果的に炉底堆積物を流下させることができた。*ガス吹込みによる撹拌流下により,Ru-106も均一とする方法を確立した。
小島 久雄; 林 正太郎; 樫原 英千世*; 浅妻 新一郎*
PNC TN8440 87-123, 16 Pages, 1984/11
高速炉燃料再処理施設で使用することを目的に開発を進めてた、含塩廃液の固化システムについて、その概要及び成果を発表資料としてまとめた。含塩廃液の固化システムに減容性の大きい、ペレット固化を巽定し,ペレット固化する方法に遠心薄膜蒸発器を採用。同器によって作られるペレットの特性等を評価した結果をまとめた。本資料は、1984年10月12日の昭和59年度,放射性廃棄物業務連絡会,秋期分科会での報告資料である。
