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鈴木 和博; 本岡 隆文; 塚田 隆; 寺川 友斗; 市瀬 健一; 沼田 正美; 菊池 博之
JAEA-Technology 2014-004, 29 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2014-004.pdf:3.66MB
東日本大震災の影響により、東京電力福島第一原子力発電所の2号機, 3号機及び4号機では、緊急冷却策として海水が冷却水として使用済燃料プールへ注入された。海水成分の塩化物イオンは金属材料に孔食を起こす原因物質であることから、使用済燃料プール内の燃料被覆管に孔食が発生・成長した場合、孔食部からの放射性物質の漏えいが懸念される。そこで、海水成分を含む使用済燃料プール水における燃料被覆管の閉込機能の健全性を評価するため、照射済燃料被覆管の孔食発生条件を孔食電位測定により調査することとした。本報告では、高放射性の使用済燃料から孔食電位測定用の試料を作製する技術の開発について報告する。専用機器の開発と作製手順の確立により、専用施設でのマニプレータによる遠隔操作によって、照射済燃料被覆管の孔食発生条件の調査を可能とした。
花田 磨砂也; 小島 有志; 田中 豊; 井上 多加志; 渡邊 和弘; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 秋野 昇; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.835 - 838, 2011/10
被引用回数：13 パーセンタイル：69.64(Nuclear Science & Technology)JT-60SAにおいては、12基の正イオン中性粒子入射装置(NBI)と1基の負イオンNBIを用いて、合計30MWの重水素原子を100秒間プラズマへ入射することが要求されている。正イオンNBIにおいては、1基あたり1.7MW, 85keVの重水素原子の入射に向けて、既存の正イオンNBIの電源の一部や磁気シールドを改造する設計を進めている。電源に関しては設計をほぼ完了し、改造機器の仕様を決定した。磁気シールドに関しては工学設計をほぼ完了し、今後、製作設計を開始する予定である。500keV, 10MW入射が要求されている負イオンNBIにおいては、同装置の心臓部である負イオン源の開発を強力に進めている。負イオン源内の真空絶縁を改善することによって、負イオン源の耐電圧を従来の400kVから設計電圧である500kVに大幅に改善した。加えて、イオン引き出し面積の約20%を用いたビーム生成実験において、2.8A, 500keVの水素負イオンビーム生成に成功した。本結果は1A以上の負イオンビームを500keV以上のエネルギーまで加速した世界初の成果である。開発に加えて、設計・調達においても、500kV加速電源の改造設計を完了し、2010年度から調達を開始する。
石山 道; 川崎 一男; 松本 岳也; 寺田 秀行; 菊池 明夫; 溝口 剛*; 池田 博之*
日本保全学会第8回学術講演会要旨集, p.82 - 87, 2011/10
核燃料サイクル工学研究所構内の共同溝には、所内各施設へ供給する電気,水(上水・工業用水)及び蒸気等、ユーティリティにかかわる配線及び配管等が設置されている。共同溝内は、蒸気配管が設置されていることから配管等からの放熱により暑熱環境にある。調査の結果、小口径バルブ周辺の保温材の未設置部分及び蒸気配管保温材の表面からの放熱が多いため、高温環境となることが判明した。このため、小口径弁でも適用できるフレキシブルな保温材の採用と蒸気配管への保温材の追加施工をすることで、配管等からの放熱を低減させることができた。本報告では、共同溝内の温度分布の調査,熱源の特定及び取り組んだ改善策について述べる。
花田 磨砂也; 小島 有志; 井上 多加志; 渡邊 和弘; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 秋野 昇; 椛澤 稔; et al.
AIP Conference Proceedings 1390, p.536 - 544, 2011/09
被引用回数：7 パーセンタイル：84.66(Physics, Atomic, Molecular & Chemical)JT-60SAにおいては、12基の正イオン中性粒子入射(NBI)装置と1基の負イオンNBI装置を用いて、合計30-34MWの重水素中性粒子ビームを100秒間プラズマへ入射することが要求されている。正イオンNBIに関しては、JT-60SAの設計値である1基あたり2MW, 85keVの重水素中性粒子ビームの入射を達成している。その際、イオン源やイオンダンプ等のビームライン機器は、100秒入射が要求されるJT-60SAで既存の装置を改造することなく再使用できる見通しを得ている。また、10MW, 500keV入射が要求されているJT-60SAの負イオンNBI装置のための開発においては、500keV, 2.8Aの水素負イオンビーム生成に成功している。これは、1A以上の負イオンビームを500keV以上のエネルギーまで加速した世界初の成果である。今後、実験装置を整備し、負イオンの100秒間生成のための開発研究を実施する予定である。
小島 有志; 花田 磨砂也; 田中 豊*; 河合 視己人*; 秋野 昇; 椛澤 稔; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 薄井 勝富; 佐々木 駿一; et al.
Nuclear Fusion, 51(8), p.083049_1 - 083049_8, 2011/08
被引用回数：51 パーセンタイル：88.4(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60NNBIの負イオン源は今まで耐電圧性能が低く、入射パワーが制限されていることが大きな問題であった。そこで、負イオン源内の真空絶縁距離を調整し、単段の要求性能を超える各段200kVを保持することに成功した。この結果を踏まえて負イオン源を改良し、従来よりも短いコンディショニング時間で500kVの印加に成功し、設計値である490kVを加速電源の限界である40秒間絶縁破壊することなく保持することにも成功した。そして、1/5のビーム引き出し領域からビーム加速試験を実施し、従来410keVが最高であったビームエネルギーを最高507keVまで上昇させることに成功した。また、486keVのビームでの負イオン電流値は18m離れたカロリーメーターで2.8A(84A/m
)が得られた。通常、過度のギャップ長延長はビーム光学の劣化を引き起こすが、今回のギャップ長ではビーム光学の大きな劣化がないことを計算及び実験で確認した。これらの結果はJT-60SAやITERのNBIにおける耐電圧設計に大きく貢献するものである。
小島 有志; 花田 磨砂也; 田中 豊*; 河合 視己人*; 秋野 昇; 椛澤 稔; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 薄井 勝富; 佐々木 駿一; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
JT-60N-NBIの負イオン源は今まで耐電圧性能が低く、入射パワーが制限されているのが問題であった。そこで、加速電極の間隔を拡げて、負イオン源内の最短の真空絶縁距離である支持枠角部の電界集中を低減した結果、単段の要求性能を超える200kVを保持することに成功し、設計指標となっていた大型の負イオン源では小型電極よりも6から7倍程度長い真空絶縁距離が必要であることが明らかになった。その理由として電極の面積が100倍異なることだけでなく、1080個もある電極孔や支持枠等の局所電界の電界分布が影響していることが小型電極の実験結果から予測される。そして、1/5のビーム引き出し領域からビーム加速試験を実施した結果、従来420keVが最高であったビームエネルギーを最高507keVまで上昇させることに成功した。ギャップ長を増加させたことによりビーム光学が劣化して電極熱負荷が増大することが懸念されたが、今回のギャップ長の範囲ではビーム光学の劣化がないことを確認した。これらの結果はJT-60SAやITERのNBIにおける耐電圧設計に大きく貢献するものである。
遠藤 慎也; 宇佐美 浩二; 仲田 祐仁; 福田 拓司*; 小野澤 淳; 原田 晃男; 木崎 實; 菊池 博之
HPR-366, Vol.1 (CD-ROM), 10 Pages, 2007/03
近年、高燃焼度燃料を使用した出力急昇試験において、被覆管の軸方向に脆性割れが観察されている。この脆性割れは、高燃焼度化に伴う被覆管の水素吸収に起因した機械的特性の劣化と考えられているが、引張試験やバースト試験等の従来からの照射後試験技術では、その抵抗性を評価することは不可能である。燃料被覆管の脆性割れに対する抵抗性評価技術は、高燃焼度化燃料の健全性評価のうえで極めて重要であり、新たな照射後試験技術としての確立が急務となっている。脆性材料の壊れ抵抗性評価は、破壊靱性試験によってのみ可能であるが、規格化された既存の破壊靱性試験標準試験法は、燃料被覆管のような薄肉で細径の管状材料には適用できない。このため、原子燃料工業によって開発されたNCT試験法の照射後試験への適用が提案された。本会議では、原子燃料工業とホット試験室との共同研究で開発したNCT試験法による燃料被覆管の破壊靱性試験のための照射後試験技術として使用済燃料被覆管からのサンプル加工技術,試験片組立技術,疲労予き裂導入技術,被覆管破壊靭性試験等の遠隔操作技術とを適用した照射後試験での有効性について概要を報告する。
前田 彰雄; 大場 敏弘; 菊池 博之; 柴田 勝之
JAERI-Tech 2001-003, 48 Pages, 2001/02
JAERI-Tech-2001-003.pdf:5.95MB
アルミニウム合金は、研究炉や試験炉の構造材料として使用実績が高い。しかし、材料強度に関するデータが少なく、研究炉等における構造強度評価のために材料データ特に、溶接の強度データが必要である。そのため、母材と溶接部の諸性質を知る目的として、構造材であるA5052及びA6061について、各種の材料試験が実施された。工作課は、試験に使用する溶接継手板の製作に協力し、JIS-Z3105アルミニウム平板突合わせ溶接部の放射線透過試験の判定基準1類を満足する溶接継手板の製作を目標に、溶接施工法の検討と改良を主眼として技術検討を行った。本報告は、これらの溶接施工の問題点及び欠陥対策について、検討改良を行い、欠陥の極めて少ない溶接施工を行った技術資料としてまとめたものである。
柴田 勝之; 菊池 博之; 金田 義朗; 古平 恒夫; 市川 博喜
JAERI-Research 97-015, 59 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-015.pdf:2.36MB
研究炉の構造材として多用されているアルミ合金について、研究炉の老朽化対策や高性能研究炉開発に必要な材料強度に関するデータベースの整備を行うため、A5052-OおよびA6061-T6の照射試験を進めている。本報告は、非照射材について母材および溶接継手のシャルピー衝撃試験、引張り試験および破壊靱性試験を完了したので結果をとりまとめたものである。A5052アルミ合金母材については有効な破壊靱性値は得られなかったが、A5052材の溶接継手およびA6061材の母材および溶接継手について有効な値が得られた。A6061母材の破壊靱性はA5052およびA6061の溶接継手材に比べて極めて低く、構造材として使用する場合、母材の脆性破壊防止に注意が必要なことが分かった。なお、照射材についてはJRR-3でのキャプセル照射とホットラボでの照射後試験を進めている。
角田 準作; 小金澤 卓; 番場 正男; 蔀 肇; 中野 正弘; 佐藤 貢; 菊池 博之
JAERI-M 89-194, 20 Pages, 1989/11
JRR-2は、重水減速・冷却の熱中性子炉であり、昭和62年4月まで高濃縮燃料(
U濃縮度93%)を使用し利用運転を行ってきた。一方試験研究用燃料の核拡散防止の観点から、RERTRプログラムに基づき、使用燃料の濃縮度低減化を計画した。この移行にあたっては、炉心形状・寸法を変更することなく、かつ原子炉の性能及び安全余裕を低下させないことを前提とし、使用する燃料の検討を行い、ウランアルミ合金分散型燃料(U濃縮度45%)を採用することにした。このため、高濃縮燃料要素の炉心から、中濃縮燃料要素の炉心へと移行することになった。これにともない、昭和62年11月25日までに臨界試験を行い、続いて特性試験を昭和63年1月末まで実施した。その結果、中濃縮炉心核特性は高濃縮炉心とほぼ同等であることが確認され、中濃縮化の目的は十分に達成することができたと思われる。
本田 順一; 小野澤 淳; 更田 豊志; 宇田川 豊; 三田 尚亮; 菊池 博之
no journal, ,
軽水炉燃料利用の高度化に際しては、照射による燃料被覆管の機械的特性変化を詳細に評価することが重要である。被覆管の外面酸化に伴って被覆管金属層での水素吸収が進行すると、析出した水素化物が被覆管の局所的な脆化を引き起こし、破損の要因となりうる。このため、被覆管中の局所的な水素濃度分布を知ることは、高燃焼度化が進む軽水炉燃料の被覆管破損要因の分析,性能評価において特に重要な意味を持つ。被覆管中の微小領域水素濃度分布評価を目的とし、反射電子像(BEI)の画像解析による測定法に改良を加え、照射済被覆管への適用性を検討した。
神永 敬久; 二瓶 康夫; 木村 康彦; 菊池 博之; 高橋 五志生; 松浦 孝信; 鈴木 和博; 北村 敏勝; 佐藤 泰雄; 畑中 一男*
no journal, ,
原子力船「むつ」使用済燃料集合体(11
11型、バーナブルポイズン棒9本含む。濃縮度3.24%, 4.44%の2種類)は通常の軽水炉燃料集合体と構造,寸法,濃縮度が異なりそのままでは再処理施設での受入・再処理ができないため、(1)バーナブルポイズン棒及び側板がないこと,(2)形状がPWR型と同等であること,(3)燃料集合体1体あたりの濃縮度が4.0%未満であることの受入条件に見合うよう、燃料試験施設において再組立用スケルトン(PWR1515型相当)に燃料棒(
10.581123mm)を軸方向に3段重ねて挿入した。また、シンブル管内にも燃料棒を挿入して効率化を図り、使用済燃料集合体全34体(全燃料棒3,808本)を挿入し、再組立集合体6体を完成させた。再組立集合体は外観検査,寸法・重量測定等を実施し、異常のないことを確認後、燃料貯蔵プールで保管・管理している。今後、核燃料サイクル工学研究所再処理技術開発センター再処理施設へ輸送し、再処理する計画である。
松井 寛樹; 本田 順一; 小野 勝人; 喜多川 勇; 大和田 功; 菊池 博之
no journal, ,
For the nuclear safety research, Department of Hot Laboratories and Facilities (DHL) of Nuclear Science Research Institute of Tokai Research and Development Center of JAEA operates 3 facilities, the Reactor Fuel Examination Facility (RFEF), the Waste Safety Testing Facility (WASTEF), and the Research Hot Laboratory (RHL). Regarding to the developments of new PIEs technique in the RFEF, micro density measurement apparatus and specific heat capacity measurement apparatus have been developed to determine the thermal properties of irradiated fuels.
豊川 琢也; 松井 寛樹; 本田 順一; 菊池 博之
no journal, ,
燃料試験施設で実施される照射後試験に伴い、大量の放射性廃液が発生しその処理が問題となっている。特に、
核種の増大が問題である。照射後試験に伴って排出される廃液には、Cs-137を主成分とし、Am-241, Cs-134, Eu-154等の多様な放射性核種が含まれている。本施設内での廃液の組成を把握し、簡易にかつ効率的に処理することで、廃液処理及び運搬コストの低減化を図り、処理した廃液の照射後試験への再利用をすることを目的とし、処理装置の製作を行った。
鈴木 和博; 本岡 隆文; 塚田 隆; 寺川 友斗; 市瀬 健一; 沼田 正美; 菊池 博之
no journal, ,
沸騰水型原子炉で照射されたジルカロイ2被覆管の孔食挙動を電気化学的手法により調査するため、孔食電位測定用試料作製技術の開発を行った。専用装置の製作と試料作製手法の確立により、高線量である照射済ジルカロイ2被覆管に対して、WASTEFホットセル内での遠隔操作による孔食電位測定を可能にした。
小松 篤史; 本岡 隆文; 鈴木 和博; 寺川 友斗; 沼田 正美; 菊池 博之; 塚田 隆
no journal, ,
希釈人工海水中での照射済燃料被覆管(Zry-2)の孔食挙動を孔食電位測定により調査した。未照射材に比べ孔食電位は高くなった。表面傷の有無が孔食電位値に影響したことから、照射時に形成された酸化皮膜が塩化物イオンによる孔食発生の障壁となっていることが明らかとなった。
鈴木 和博; 豊川 琢也; 本岡 隆文; 塚田 隆; 上野 文義; 寺川 友斗; 鈴木 美穂; 市瀬 健一; 沼田 正美; 菊池 博之
no journal, ,
80
C人工海水を用いた浸漬腐食試験で耐食性を確認した照射済BWR燃料被覆管を用いて、温海水浸漬履歴による強度特性変化の有無を引張試験で調査した。温海水非浸漬の燃料被覆管の引張強度データとの比較により、温海水浸漬履歴による強度特性変化はなかった。
