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加藤 正人; 内田 哲平; 松本 卓; 砂押 剛雄*; 中村 博樹; 町田 昌彦
Journal of Nuclear Materials, 451(1-3), p.78 - 81, 2014/08
被引用回数：9 パーセンタイル：57.19(Materials Science, Multidisciplinary)PuO
の熱膨張率について、酸素分圧をコントロールした雰囲気において熱膨張計を用いて測定した。熱膨張率は、定比組成からのずれ
の増加でわずかに増加した。PuOの線熱膨脹係数について、O/M比と温度を関数として式化した。得られた式を用いて比熱の評価を行い、比熱に及ぼすO/M比の影響は小さく、ショットキー項を評価することが重要であることが分かった。
加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 中道 晋哉; 鹿志村 元明; 安部 智之; 宇野 弘樹*; 小笠原 誠洋*; 田村 哲也*; 菅田 博正*; et al.
JAEA-Technology 2006-049, 32 Pages, 2006/10
JAEA-Technology-2006-049.pdf:19.46MBJAEA-Technology-2006-049(errata).pdf:0.32MB
本研究では、燃料の熱設計で特に重要である融点と熱伝導率について、広範囲の組成のMOXについて測定を実施し、測定データの信頼性を向上させるとともに、Amの影響を評価した。融点測定は、タングステンカプセル中に真空封入して実施したが、30%Pu以上のMOXの測定では、測定中にMOXとタングステンの反応を防ぐため、レニウム製の内容器を用いて評価した。その結果、MOXの融点は、Pu含有率の増加で低下し、O/Mの低下でわずかに上昇することが確認できた。また、Amの融点に及ぼす影響は、3%までの含有では大きな影響はないことが確認できた。熱伝導率は、Amの含有によって、900
C以下でわずかに低下し、フォノン伝導による熱伝導メカニズムに不純物として扱うことによって評価できることを確認した。本測定結果から温度,O/M,Am含有率及び密度を関数とした熱伝導率評価式を導き、文献値を含めて実験データをよく再現できることを確認した。得られた融点及び熱伝導率の測定結果によって、「もんじゅ」長期保管燃料に蓄積したAmの影響を評価することができた。燃料の熱設計へ及ぼすAmの影響はわずかである。
森本 恭一; 加藤 正人; 河野 秀作; 菅田 博正*; 砂押 剛雄*
High Temperature Materials Chemistry-XI(HTXC-XI), (PB63), 0 Pages, 2003/00
MA含有低除染MOX燃料の開発の一環としてPu約30%、Np、Amを約2%含んだMOXとこれに模擬FPとして希土類元素及び白金属元素を添加したペレットを調整し、焼結中の酸素分圧をパラメータとした、焼結特性を調べるとともに燃料の相安定性及び各元素の挙動及び物性について評価した。試験の結果、焼結雰囲気の酸素分圧が高いほど、組成の均質性がよく結晶粒が成長することが分かった。また、温度と酸素分圧を調整することにより燃料仕様として考えられているO/M=1.95のペレットを得ることができた。O/M=1.95の試料はMOX燃料同様に2相分離が観察された。また、融点測定を行い、各試料の融点はMOXのものと同等か、または低いことがわかった
杉江 達夫; 波多江 仰紀; 小出 芳彦; 藤田 隆明; 草間 義紀; 西谷 健夫; 諫山 明彦; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 朝倉 伸幸; et al.
Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.482 - 511, 2002/09
被引用回数：6 パーセンタイル：3.03(Nuclear Science & Technology)JT-60Uの計測診断システムは、約50の計測装置から構成されている。近年、プラズマパラメータの半径方向の分布計測が精度よく行なわれるようになった結果、プラズマの内部構造が明らかになった。また、ミリ波反射計/電子サイクロトロン放射計測により、電子密度/電子温度揺動の測定が行なわれ、プラズマ閉じ込めに関する理解が進展した。さらに、電子温度,中性子発生率,放射パワー,電子温度勾配等の実時間制御実験が、関係する計測装置のデータを利用して行なわれた。これらの計測,及び実時間制御を駆使することにより、高性能プラズマを実現することができた。次期核融合実験炉用計測装置としては、炭酸ガスレーザ干渉計/偏光計,及び協同トムソン散乱計測装置を開発している。
照沼 誠一; 砂押 博
原子力工業, 37(08), p.68 - 72, 1991/08
本原稿は,OECで執筆・連載中である原子力工業誌「高速増殖炉工学基礎講座 第12章 運転と保守」である。高速実験炉「常陽」における運転経験を例に,燃料取扱設備を含む高速炉の運転保守技術のポイントを一般化して紹介している。 高速炉の運転技術としては,ナトリウム冷却型高速炉の特徴からくる原子炉プラント通常操作の特徴とその内容,運転制限項目の設定理由,燃料取扱設備の運転,特殊運転操作及び異常時運転操作を軽水炉とも比較し,分かり易く述べた。 また,保守技術としては,高速炉主要機器の保守点検,定期検査の概要と被ばく低減技術及び配管・機器洗浄・除染技術について,その概要と特徴を「常陽」の保守経験を例に挙げるとともに一般的な高速炉の保守性について説明した。
前田 幸基*; 飯沢 克幸*; 鹿志村 洋一*; 池田 諭志*; 砂押 博*
PNC TN9410 89-130, 36 Pages, 1989/09
FBRプラントにおいて生成される放射性腐食生成物(CP)は、一次冷却系機器配管に移行し付着・沈着するとともに、燃料交換及び一次系機器の分解検査・修理等に伴うナトリウム洗浄により燃料洗浄装置や液体廃棄物処理設備に移行する。これらCPは一次系内外の作業場での強い放射線源となるため、メンテナンス等における作業員の被ばくの主な要因となっている。このためCPによる被ばくの低減化技術開発を目的に、CPの挙動、抑制、除去、及び除染に係る研究開発を1984年より3ヶ年の計画で体系的に実施し、初期の目的を達成することができた。しかしながら、軽水炉においても水質管理を中心としたプラントの低クラッド化による被ばく低減化が進んでおり、FBRの優位性を示すためにも被ばく低減のための研究開発をさらに進める必要性が認識された。このため3ヶ年の研究開発成果をベースとして、さらに研究開発を行う必要のある項目と発生廃棄物の低減という観点からも取り組むべき項目について、新たにフェーズ2として活動を開始することとなった。本報告書はアルファベット計画フェーズ2の全体計画をまとめたものである。
安東 俊郎*; 中村 博雄; 砂押 秀則; 新井 貴; 秋野 昇; 廣木 成治; 山本 正弘
JAERI-M 87-075, 27 Pages, 1987/06
JT-60のダイバータ放電において、長パルス大熱入力の中性粒子入射加熱時の密度制御を目的として、ダイバータ室より中性粒子を排気する真空排気装置を設置し、その排気特性を実験的に検討した。
山本 正弘; 清水 正亜; 新井 貴; 中村 博雄; 安東 俊郎; 荻原 徳男; 高津 英幸; 能代谷 彰二*; 大久保 実; 秋野 昇; et al.
日本原子力学会誌, 29(7), p.634 - 641, 1987/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)JT-60の主目的は、ダイバータ配位でHモード(第2段加熱下でも閉じ込め時間が低下しない効率加熱モード)を得て臨界プラズマ条件を達成することにある。本報告は、JT-60黒鉛製第一壁の設計製作に関するものである。ここでは、特に、黒鉛製第一壁を用いる上で重要と考えられる放出ガス速度の測定と耐熱衝撃性試験に関して報告するとともに構造変化の現状を報告する。
安東 俊郎; 中村 博雄; 吉田 英俊; 砂押 秀則; 新井 貴; 秋野 昇; 廣木 成治; 山本 正弘; 大久保 実; 清水 正臣*; et al.
Proc. 14th Symp. on Fusion Technology, 1986, Vol.1, p.615 - 620, 1987/00
JT-60ダイバータ室粒子排気装置は、中性粒子入射加熱時における過度のプラズマ密度上昇を防止することを目的として設置された。本装置は4系統のZr/Alゲッターポンプから構成され、各系統には3台のSORB-AC C-500ゲッターカートリッジが取り付けられ、各々ダイバータ室へ接続されている。また、ダイバータ室粒子がトーラス主排気ポートへ流入され易くするように、真空管容器内に排気促進板を取り付けるとともに、ダイバータ室圧力を高めるために、ダイバータ室と主プラズマ容器との間にバッフル板を取り付けた。本排気装置は水素に対して約5m
/sの排気速度を有することを確認した。また、JT-60ジュール加熱ダイバータ放電において、ダイバータ室圧力がプラズマ電子密度の約2乗に比例して上昇すること、平均電子密度が約1
10
m
になれば、中性粒子入射によるものとほぼ同程度の粒子を排気可能なことがわかった。
奥田 英一*; 長井 秋則*; 八木 昭*; 砂押 博*
PNC TN9410 86-112, 91 Pages, 1986/10
原子炉保護系設備ロジック盤は,昭和52年「常陽」臨界以来,その安全保護機能に要求された性能を発揮してきた。しかし,設置以来,十数年を経て,システムの老朽化は否めず,保護系の信頼性,安全性の維持向上を目的とするロジック盤改造を実施するに至った。本報告書では,昭和60年常陽第5回定検の一環として実施した「ロジック盤改造工事」に関し,その改造に至った経緯・改造内容および成果等について報告する。以下に改造の結果得られた主な成果を示す。論理回路の使用IC素子は,耐ノイズ性に優れたC―MOSを採用した。又,論理回路および出力リレー回路設計には,フェイルセイフ思想の徹底を計り,原子炉保護系として,より高信頼性,安全性が実現できた。常陽で蓄積された運転,保守経験を生かし,事故時を含む考えられるプラントの挙動を十分に考慮した設計とした結果,従来より運転操作性が改善された。ロジック点検モードに手動点検を追加し,特定項目の診断が可能となった。又,論理回路,点検回路の異常監視機能を強化し,故障発先時に於ける補修の迅速,適確な対応が可能となり,メンテナビリティーの向上が計れた。
前田 幸基*; 田村 政昭*; 川部 浩康*; 富田 直樹*; 砂押 博*; 遠藤 順一*; 佐藤 勲雄*
PNC TN941 85-61, 50 Pages, 1985/03
高速実験炉「常陽」は照射用炉心への移行作業を終えた後100MWでの定格運転に入った。昭和58年12月2日に100MWtでの2サイクルの運転を無事終了し,第4回定期点検に入った。定期検査の作業のうち,1次オーバフロー電磁ポンプ点検作業や配管支持装置の点検作業のようなメンテナンス作業は,一次冷却系配管や機器に接近して行うため,機器・配管からの放射線による被曝がかなり高く放射線管理上問題となる。これら格納容器床下でのメンテナンス作業は必要欠くべからざるものであり,これらの作業による被曝を低減するためには配管表面の放射線量を詳細に調査し対処することが肝要である。上記の目的のために「常陽」の格納容器内床下に設置されている一次冷却系機器・配管表面の放射線量率分布を定期点検開始毎に測定しており本報告は第4回定期検査時の測定結果である。今回の測定は照射用炉心移行後に初めて行なわれたものであり,今後定常的に100MWt出力運転を継続していくうえで順次定期検査毎に測定を実施し,後続炉設計の資としたい。主な結論は,(1)各測定ポイントでの線量率は,前回側定時と今回測定時においてその上昇率は同様な上昇傾向を示しており,全体的に上昇している。(2)線量率の増加が著しいのは,一次主ポンプ・主中間熱交換器(IHX)といった大型機器で,特にB側ループのIHXの表面線量率の増加が著しい。(3)核種分析の結果,線量率に寄与する主な核種はマンガン54とコバルト60でナトリウム22の寄与は小さい。
川部 浩康*; 前田 幸基*; 田村 政昭*; 砂押 博*; 遠藤 順一*; 佐藤 勲雄*
PNC TN941 85-12, 32 Pages, 1985/02
第4回定期点検の一環として,「常陽」原子炉格納容器の構造健全性を確認するために昭和58年12月から昭和59年4月にかけて格納容器局部漏洩率試験を実施し,判定基準(1.14%/day以下)を満足するデータを得ることができた。すなわち,ケーブルペネトレーション等のB種試験の台計漏洩率は4.69910
(%/day) 格納容器隔離弁に対するC種試験の合計漏洩率は7.10610(%/day)であった。本書は,格納容器局部漏洩率試験の測定要領および試験結果について記述したものである。
中野 誠*; 堀米 利元*; 佐野 健治*; 山下 芳興*; 砂押 博*; 佐藤 勲雄*; 溝尾 宣辰*
PNC TN942 83-04, 46 Pages, 1983/06
高速実験炉「常陽」における56年度(56年4月1日
57年3月31日)に発生した補修依頼についてまとめたので報告する。▲56年度は,75MW第4サイクルから第6サイクルまで運転し,57年1月から第3回定期点検とともに,照射炉心移行作業が開始された。この間に自然循環の試験も行なわれ,成功している。▲56年度の修理依頼票発行件数は270件で,燃料取扱設備の25件を差し引くと245件となる。54年,55年,56年の3年間,件数ではほぼ一定となり,安定期に入っていると言えるであろう。この安定は年一回の定期点検,月例点検,週間点検などの定着化によるところが大である。依頼件数の270件のうち系統別にみると,2次冷却系,付属建家空調設備,格納容器雰囲気調整系が上位を占めており,全体に占める割合は減少したものの,件数の多い系統としては55年度にほぼ等しい。▲補修原因には,計器,バルブ,制御盤が原因の主流を占めており,これも全体に占める割合は減少しているが,55年度と同じ傾向を示している。▲補修特性についても動き度の小さい,人意性の少ない補修が多く55年度と傾向が同じである。しかし56年度は補修期間の長いものが多少目についた。▲
中野 誠*; 堀米 利之*; 青木 裕*; 吉野 富士男*; 高杉 喜雄*; 砂押 博*; 佐藤 勲雄*
PNC TN942 82-02, 57 Pages, 1982/03
高速実験炉「常陽」における55年度(55年4月1日56年3月31日)に発生した補修依頼についてまとめたので報告する。▲55年度は,75MW定格出力運転の時期で,75MW第2,第3,そして第4サイクルのはじめまでが,含まれている。この間に第2回定期点検が実施された。この中には,照射炉心(MK―2)移行を考慮した改造工事などがあり,長期間を要した。▲55年度の修理依頼票発行件数は,燃料取扱設備を除いて247件であった。54年度の262件,53年度の330件と比較して減少しているのがわかる。この中で2次冷却系の補修依頼が全体の17%,付属空調換気系の補修が16%で,上位を占めている。▲いままでの補修原因は計器とバルブが主体であったが,55年度は計器の割合が減少するとともに,計器,バルブ,検出器,制御盤,配管配線,ベルトの項目が同程度の割合で並んでおり,補修原因の上では原因の分散が進んでいる。▲55年度も補修特性をみると,人為性の少ない,動き度の小さい補修が大勢を占めており,補修期間については,短期間から長期間まで一様に分布している。なかでも3日から2週間の補修が最も多く見られた。▲なお米国においても故障の分析を行ったレポートがあったので,参考として添付資料に翻訳をのせた。機器の中で故障率の高いものが弁であり,計装機器の中ではスイッチであると報告されている。▲
瀬戸口 啓一; 奈良 義彦; 砂押 博*
PNC/ENEA Information Exchange Meeting on Maintenance and ISI for FBRS, ,
ISI,メンテンスの分野におけるイタリアとの情報交換として「常陽」における高速炉保守経験を主に「もんじゅ」ISIのR&Dも含めた内容を発表する(1)General Review of JOYO (役割,設計概念,テーマと成果)(2 Maintenance Philosophy of JOYO(予防保全の考え方,計算機の援用) ( 3) Periodical Inspection including (定期検査の実際,ISIの実際)(4)Radiation Management and Control(被爆実績と評価,線量率傾向)(5)Plant Modifications (配管支持装置交換,冷却材温度制御系改造コールドトラップ交換)(6)Maintenance of Large Scale Components(1次主ホンプ分解点検,回転プラグ分解点検,CRD上部案内管交換)(7)Development of Reliability Data Base System(信頼データべースFREEDOMの概要)(8)Current Status of R&D for MONJU ISI(「もんじゅ」ISIに関するR&Dの概要)
久保 博孝; 伊丹 潔; 千葉 真一; 福本 正勝; 濱野 隆; 波多江 仰紀; 諫山 明彦; 今澤 良太; 神谷 健作; 河野 康則; et al.
no journal, ,
JT-60SAでは、プラズマ計測は、トカマク装置の運転及び安全に加え、プラズマの評価、物理研究、実時間制御に欠くことができない。JT-60SAの計測装置にはできる限りJT-60Uで使用されていた計測装置の構成部品を再利用するが、長パルス高加熱を伴う新たな超伝導トカマク装置に適応するために、また新たな研究の必要性を満たすために、開発が必要である。特に、対物光学系などプラズマ近傍の構成部品の多くは再設計しなければならない。ここでは、JT-60SAのプラズマ計測装置の開発状況について発表する。
とGdO
の固溶体形成のその場観察土持 亮太; 菅田 博正*; 砂押 剛雄*
no journal, ,
MOX燃料ペレットの焼結時に、UOとPuOの固溶反応が進行するが、どの温度で、どの程度の速さで固溶するか分かっていない。本研究では、UOとPuOの模擬物質として、CeOとGdOを用いたコールド試験を実施し、固溶の進行のその場観察を行った。初めに、熱膨張測定装置で室温から1923Kまで等速度昇温し、収縮率測定を行い、1213Kと1600Kに極大をもつ二つの収縮帯が得られた。1213Kと1600Kで240分保持して高温X線回折測定を行ったところ、1213Kでは固溶の進行は確認されず、1600Kでは固溶の進行が確認された。1213Kに極大をもつ収縮帯は、初期焼結による収縮であり、1600Kに極大を持つ収縮帯は中期-後期焼結による収縮であることが示唆された。
