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報告書

研究炉用アルミ合金の機械強度特性

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。

報告書

使用済燃料輸送キャスクの遮蔽実験,3; BWR使用済燃料による「キャスク形状評価のための実験」

田中 俊一; 坂本 幸夫; 山路 昭雄*; 足立 守; 近藤 真; 内山 順三; 佐藤 博; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.

JAERI-M 84-019, 66 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-019.pdf:1.92MB

使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを用いて「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽解析コード、同データライブラリィを総合的に評価、検討し、必要な改善を計るためのベンチマークデータを取得することを目的とするもので、燃料集合体1体、および2体収納した輸送キャスクについてガンマ線、中性子の測定を行なった。本報告書では、測定値の他、実験の条件・方法、検出器の特性、測定結果のまとめが述べられている。

報告書

酸化リチウムの照射下トリチウム放出試験; スイープガス・キャプセルの核・熱評価

倉沢 利昌; 吉田 浩; 渡辺 斉; 宮内 武次郎; 竹下 英文; 三村 謙; 金田 義朗; 相沢 雅夫; 笹島 文雄; 梅井 弘

JAERI-M 84-013, 47 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-013.pdf:1.44MB

核融合炉のトリチウム増殖ブランケットへの適用をめざしたセラミックス系リチウム化合物(Li$$_{2}$$O、LiAlO$$_{2}$$、Li$$_{2}$$SiO$$_{3}$$、Li$$_{2}$$ZrO$$_{3}$$など)の研究が、材料開発及びブランケット設計の両面から進められている。特に、日・米・欧の各国では、ブランケット操作条件を考慮したトリチウム放出特性、材料健全性、核・熱特性に関する試験研究の必要性が強調されている。本研究は、「酸化リチウム高照射試験」の一環として計画し実施したものであり、原子炉による熱中性子照射下のLi$$_{2}$$Oペレットのトリチウム放出特性を調べることを主眼としている。照射試験は、JRR-2の垂直照射孔(熱料領域VT-10、$$Phi$$th = 1.0$$times$$10$$^{14}$$, $$Phi$$f = 1.0$$times$$10$$^{12}$$n/cm$$^{2}$$・sec)において約1000時間(4サイクル)に互って行った。本報告書は、Li$$_{2}$$Oペレット(6.66g)を装荷したスイープガス・キャプセルにおける$$^{6}$$Li(n、d)$$^{3}$$H、$$^{7}$$Li(n、nd)$$^{3}$$Hの反応率及び温度分布並びにペレット中不純物に基づく誘導放射能について検討・評価したものである。

報告書

照射用ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピンの製作

半田 宗男; 大道 敏彦; 福島 奨*; 笹山 龍雄; 鈴木 康文; 前多 厚; 荒井 康夫; 岩井 孝; 相沢 雅夫; 金田 義朗; et al.

JAERI-M 83-206, 34 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-206.pdf:1.28MB

高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の健全性を評価するために、58年度にJRR-2で照射する2本のヘリウムボンド炭化物燃料ピンを製作した。燃料としては、化学量論組成及び超化学量論組成の炭化物ペレットを用いた。本報告書では、炭素熱還元法による炭化物燃料の製造から316ステンレス鋼被覆管へのペレットの封入までの過程と、ペレット及びピンに関する各種試験について記述する。

報告書

酸化リチウム高照射試験(1)計画と安全評価

渡辺 斉; 倉沢 利昌; 竹下 英文; 高橋 正; 谷藤 隆昭; 宮内 武次郎; 一色 正彦; 金田 義朗; 相沢 雅夫; 梅井 弘

JAERI-M 82-136, 27 Pages, 1982/10

JAERI-M-82-136.pdf:0.8MB

トリチウムの放出挙動・回収の研究はトリチウム技術開発において極めて重要な課題のである。しかしながら、これまでの研究は主として低照射量(1$$times$$10$$^{1}$$$$^{8}$$n/cm$$^{2}$$程度)の照射後焼純法によるものであり、トリチウム放出挙動に関して十分なデータとは言えない。本試験は実効中性子フルエンス5.5$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$までの照射量に対するトリチウム放出率、HTO/HT組成比をin-situ測定によって、またトリチウム残存量を照射後試験によって明らかにするものである。本報告書には試験内容、照射条件、試験方法及び安全評価のためのトリチウム生成量、漏洩量、解体作業及び異常時対策について記述した。また、照射キャブセルの構造、安全解析についても記述した。

論文

A Preliminary in-pile test of tritium release from Li$$_{2}$$O pellets

那須 昭一; 谷藤 隆昭; 野田 健治; 一色 正彦; 金田 義朗; 宮内 武次郎

Journal of Nuclear Materials, 101, p.220 - 223, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(81)90461-X
 被引用回数：8 パーセンタイル：88.5(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)ペレットからのトリチウム放出を原子炉(JRR-2、VH-11)照射下で調べ、以下に示す結果を得た。 (1)100$$^{circ}$$C以下では、原子炉出力の2乗、すなわち、熱中性子束の2乗に比例して、トリチウムは放出した。 (2)150~250$$^{circ}$$Cでは、温度変動がトリチウム放出を著しく加速した。

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