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論文

Technical development of in-cell synroc fabricating apparatuses

松本 征一郎; 三田村 久吉; 相沢 作衛; 菊地 章

KAERI-NEMAC/TR-32/95, 0, p.199 - 209, 1995/00

$$alpha$$加速試験用試料として1.61wt%のキュリウム線源を添加したシンロックを作製するため、セル内仮焼装置とセル内ホットプレスを開発した。仮焼装置により、スラリー状のシンロック原料を750$$^{circ}$$Cで2時間仮焼し、良好な仮焼体を得た。この間のオフガス系への粉末飛散量は無視出来る量であった。出来た仮焼体から、1200$$^{circ}$$C、29MPa、2時間のホットプレスにより4個の良好なペレット状試料を作製した。ホットプレスから1ヶ月後に測定したこれらの試料間の密度のばらつきは0.07%以下と小さいものであった。さらに継続的な密度測定から、$$alpha$$崩壊線量の増加に伴って5000相当年のシンロックに1%の密度減少が生ずることが明らかとなった。

報告書

ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の中線出力、第2回; 照射及び照射後試験

岩井 孝; 笹山 龍雄; 前多 厚*; 相沢 作衛; 川崎 公靖; 相沢 雅夫; 半田 宗男

JAERI-M 89-186, 101 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-186.pdf:5.22MB

化学量論組成の異なるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料、(U,Pu)C$$_{1.0}$$及び(U,Pu)C$$_{1.1}$$を充填した2本の太径燃料ピン(外径9.4mm、長さ170mm)を1体のキャプセルに組み込んでJRR-2で、線出力640W/cmで1.5at%燃焼度まで照射した。東海研燃料試験施設で実施した照射後試験では、低密度(83~84%T.D.)の燃料ペレットを用い、低燃焼度であったため、燃料ピンの寸法変化は観察されなかった。FPガス放出率は2本の燃料ピンとも約9%であり、ペレットの開気孔率と関連していた。燃料ペレット中の気孔の数が中心部では大幅に減少した。被覆材の内面腐食は、(U,Pu)C$$_{1.1}$$燃料ピンで観察され、燃料の炭素ポテンシャルに依存していた。$$gamma$$線スキャニングにより、Csの一部が燃料ペレットから温度の低いプレナム部へ移行していることが確認される。

報告書

ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の低線出力(第1回)使用者及び照射後試験

前多 厚; 笹山 龍雄; 岩井 孝; 相沢 作衛; 大和田 功; 相沢 雅夫; 大道 敏彦; 半田 宗男

JAERI-M 88-219, 110 Pages, 1988/11

JAERI-M-88-219.pdf:5.81MB

本報告書は、ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の第1回照射及び照射後試験についてまとめたものである。化学量論組成の異なる混合炭化物燃料ペレットを充填した2本の燃料ピンをキャプセル(ICF-37H)に組み込み、JRR2で照射した。照射後試験は燃料試験施設において実施され、非破壊検査は不活性ガス雰囲気に置換可能な$$alpha$$$$gamma$$セルで行われた。照射後試験では、燃料ピンの寸法変化、FPガス放出率及び成分組織、気孔分布、フートラジオグラフ、金相をはじめ、多くの検査が行われ、混合炭化物燃料の使用者挙動について多くの知見を得るとともに、1at.%燃焼度までの照射健全性を実証することができた。

報告書

気密型マニプレータの保守技術開発

相沢 作衛; 寺門 正吾

JAERI-M 84-233, 167 Pages, 1985/01

JAERI-M-84-233.pdf:7.23MB

燃料試験施設のX-$$gamma$$セルは、Pu系燃料の高放射能取扱い施設としての試験研究施設である。遠隔操作のためセルに装備されているマニプレータは、西ドイツ・Hans Walischmiller社製A100型M/SマニプレータおよびA15型トングマニプレータの二種類で、いずれの機種も原研の高放射能取扱い施設における使用経験が全くなかった気密の保持可能な新型機種である。特にA100型は、三分割構造の特徴を有し、在来機種とはその構造うを違いている。本報告は、X-$$gamma$$セル、X-$$gamma$$鉛セルおよび気密ボックスでのこれらマニプレータの保守取扱い作業を考慮し、保守技術の確立をめざして調査検討された成果をまとめたものである。この保守技術開発によって得られた成果は、保守用図面などの資料整備を含め、(1)マニプレータ保守関連設備の有用性の確認、冶工具類の整備(2)マニプレータの保守における基本的保守技術の確立(3)マニプレータ各操作機能に対する保守技術の確立と技術的設定基準の開発、などである。

論文

ベリリウム押出し材の高温強度に関する研究

佐藤 千之助; 奥 達雄; 相沢 作衛; 薄井 洸; 相沢 作衛

材料, 16(162), p.203 - 209, 1967/00

本研究は現在最も広く採用されている高温押出し法によって製造した原子炉反射材用ベリリウム(原研JMTR-C用)を用い,前報に引き続き高温における機械的性質に関する研究の一環として行なわれた引張性質、弾性率、硬度および温度一定応力漸増クリープおよび応力一定温度変動クリープ特性について報告する。

論文

熱サイクル後の炭素鋼の強度および疲労に及ぼす非金属介在物の影響について

川崎 正之; 笹川 雅信; 相沢 作衛

材料試験, 10(90), p.215 - 221, 1961/00

抄録なし

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