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)法で得られる
Moからの高濃度
Tc溶液の大量製造技術の評価; Tcの代わりに非放射性Reを用いた基礎的検討棚瀬 正和*; 藤崎 三郎*; 太田 朗生*; 椎名 孝行*; 山林 尚道*; 竹内 宣博*; 土谷 邦彦; 木村 明博; 鈴木 善貴; 石田 卓也; et al.
Radioisotopes, 65(5), p.237 - 245, 2016/05
Mo()Mo反応で生成するMoから高放射能濃度のTc溶液を得る方法として、Mo/Tcのアルカリ溶液からのTcのMEKによる溶媒抽出、塩基性アルミナカラムによる精製、酸性アルミナカラムによる吸着、溶離によりTc溶液を製品とする方法を提案した。本研究では、その基礎的検討として、Tcの放射能として2.5
36.7TBqに相当する量の非放射性Reを代替元素として用い、Reの酸性アルミナカラムへの吸着およびその溶離特性について調べた。その結果、本試験条件のRe量において、短時間の操作時間で高い回収率を示し、JMTRで生成する15TBq規模での高濃度Tcの製造でも、酸性アルミナカラムは十分適用可能であることが明らかになった。
久保田 龍三郎*; 山田 由美*; 小山 和也*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 久保 重信; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
本論文はJSFRにおける除熱源喪失事象(PLOHS)の数値シミュレーションで解明したメルトダウン事象進展を説明する。損傷炉心での複雑な炉心物質運動及びそれに関連した熱伝達挙動を模擬するため、多成分,多速度場のコンピュータコードであるMUTRANを適用した。MUTRANの解析は健全形状から損傷挙動を取り扱った。また、2種の初期状態として、炉心に冷却材のない漏えい型及び冷却材が燃料炉心上部までを覆う沸騰型を取り扱った。解析は代表的な事象進展を明らかにした。
伊藤 崇; 浅野 博之; 森下 卓俊; 山崎 良成; 内藤 富士雄*; 高崎 栄一*; 吉野 一男*; 田中 宏和*; 加藤 隆夫*; 壁谷 善三郎*; et al.
Proceedings of 23rd International Linear Accelerator Conference (LINAC 2006) (CD-ROM), p.782 - 784, 2007/00
J-PARCで使用される3台のDTL及び32台のSDTL空洞の組み立てがKEKで行われた。組み立ての後、DTL1及び12台のSDTLの大電力試験を行い、その後DTL1を用いたビーム加速試験を行った。KEKにおける試験の後、すべてのDTL及びSDTL空洞をKEKから原子力機構に運搬しなければならない。運搬によるドリフトチューブのアライメントに対する影響を調べるために、プロトタイプ空洞を用いたドリフトチューブのずれの測定試験を行った。試験の結果、ドリフトチューブのずれは0.02mm以下であり測定精度の範囲内で一致していた。この結果に基づき、すべてのDTL及びSDTL空洞がKEKから原子力機構に運搬された。運搬後のドリフトチューブの位置測定の結果、取り付け位置のずれが明らかなドリフトチューブは見つからず、すべての空洞において、組み立て精度の悪化はないものと判断した。
鈴木 隆之*; 宇佐美 三郎*; 木村 孝江*; 小泉 興一; 中平 昌隆; 高橋 弘行*
Proceedings of 55th Annual Assembly of International Institute of Welding (IIW2002), 16 Pages, 2002/06
二重壁構造の核融合装置真空容器の外壁とリブ間を溶接するために新しい溶接継手を開発した。本継手は、外壁の外側より電子ビーム溶接を行う板厚貫通電子ビーム溶接(TW-EBW; Through-Wall Electron Beam Welding)で製造される。単軸負荷下の1本ビード試験片と曲げ負荷下の2本ビード試験片において静的及び疲労試験を行い、実験結果は有限要素法により解析的に検討した。本継手は不溶着部を有するけれども、溶着部の応力が3軸引張状態となる塑性拘束効果により継手の降伏応力が上昇する。この3軸引張状態が平均塑性相当応力を低下させ、継手母材断面あたりの強度を完全溶接継手の強度に近づける。本継手の低サイクル破断寿命における疲労強度減少係数は4より幾分大きい。また、継手部き裂の最大主応力拡大係数とASME Code XIで与えられている疲労き裂進展抵抗値より計算した継手部の疲労き裂進展速度は、実験結果を保守側に評価する。
O+SO
環境における高温腐食倉田 有司; 鈴木 富男; 清水 三郎
JAERI-Research 2000-011, p.56 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-011.pdf:14.24MB
熱化学水素製造プロセス(ISプロセス)のHO+SO環境において、容器候補材料の選定に資するため、850
で1000hまでの腐食試験を行った。この環境における腐食は、腐食膜の形成、剥離、均一腐食、内部酸化と硫化からなる粒界侵食である。耐食性が劣っているのは、SUS304、SUS316、ハステロイC276、優れているのは、2相ステンレスのSUS329J4Lである。そのほかのアロイ800H、ハステロイXRなどは中間の耐食性を示す。FeとCrを含む合金では、多くの場合、酸化膜は外側のFe酸化物、内側のCr酸化物からなる。Sはスケール/金属界面近傍や粒界侵食部に濃縮し、硫化物を形成する。この環境における腐食を粒界侵食深さで整理したとき、粒界侵食深さはほぼ放物線則によって表された。
沢 和弘; 飛田 勉*; 茂木 春義; 塩沢 周策; 吉牟田 秀治*; 鈴木 修一*; 出牛 幸三郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(8), p.683 - 690, 1999/08
被引用回数：32 パーセンタイル：88.99(Nuclear Science & Technology)日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年11月に初臨界を達成した。燃料の製造は1995年6月に開始し、1997年12月に150の燃料体の組立を完了した。4770本の燃料棒に対応する、合計66780個の燃料コンパクトは、燃料核、被覆燃料粒子、燃料コンパクトの各工程を経て無事製造した。燃料の製造技術は、これまでの多くの研究開発及び照射試料の製造経験を通して確立されてきた。製造した燃料コンパクトには、貫通破損粒子はほとんど含まれておらず、また、炭化ケイ素(SiC)層の破損粒子はわずかであった。平均貫通破損率及びSiC層破損率は、それぞれ2
10
及び810
と良好な値であった。本報では、(1)製造した燃料の特性、(2)初めての大量生産で得られた経験及び(3)燃料の製造結果に基づくHTTR運転中における燃料挙動の予測について述べる。
日野 竜太郎; 鈴木 邦彦; 羽賀 勝洋; 根小屋 真一; 深谷 清; 清水 三郎; 小貫 薫; 高田 昌二; 茂木 春義; 数土 幸夫
JAERI-Review 95-016, 115 Pages, 1995/10
HTTRの目的の一つは高温核熱利用の有効性を実証することである。HTTRに熱利用系を接続するのに先立ち、熱利用系及び構成機器の性能、熱利用系と原子炉システムとの整合性、安全性能などを検証する必要がある。そこで、HENDELを用いた炉外実証試験を提案し、これまで熱利用系の候補として挙げられてきた水素/メタノール製造システム(水蒸気改質システム)、熱化学法及び高温水蒸気電解法による水素製造システム、ガスタービン発電等について、R&Dの現状、技術的問題点、システムの概要などについて検討を行った。本報告はその検討結果を示すものであり、水蒸気改質システムは他のシステムより容易に設計・製作が可能であるため、HENDELに早期に設置し、炉外実証試験を通して、システム特性の把握、運転制御法の確立等を行うとともに、将来の核熱利用系に対して汎用性のある高温隔離弁、受動的冷却型蒸気発生器などの各種安全機器・技術を検証・高度化することができることを示した。
鈴木 弘之; 山田 敬二; 田村 三郎; 池田 久; 久野 祐輔
動燃技報, (94), p.91 - 94, 1995/06
多成分・分析システムは、1993年から分析操作の自動化への取り組みとして、再処理工程中のウラン、プルトニウム、酸および放射能濃度等を自動で、同時に測定できる分析システムの開発に取り組んでいる。本システムは、高性能ロボットを用いて、吸光光度法自動分析装置、電位差滴定法自動分析装置、放射能自動分析装置を複合的に組み合わせ、分析の総合ネットワークを図るものであり、同時に多種にわたる分析を自動で行うことができるものである。本稿においては、本開発の概要を紹介するとともに、1994年より試験評価を実施している吸光光度法自動分析装置について報告する。
磯崎 敏邦; 柴田 勝之; 鈴木 三郎*; 植田 脩三; 栗原 良一
Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology, Vol. SDO, p.401 - 412, 1991/08
この論文は原研が1975年から1990年まで実施してきた配管信頼性実証試験の概要について述べてある。この試験の目的は、(1)軽水炉配管の寿命期間中の健全性、(2)軽水炉配管に不安定破壊の発生しないこと、(3)想定配管破断事故に対する防護設備の有効性を実証する、ことである。そのため上記目的に対応して、(a)配管疲労試験、(b)配管不安定破壊試験、(c)配管破断試験、を実施した。(1)配管疲労試験の結果、初期き裂つき配管にくり返し曲げ荷重を作用させても、き裂は貫通せず炉寿命中健全性は保持されることが分かった。(2)配管不安定破壊試験の1つとして、き裂つき4点曲げ試験と貫通き裂つき配管からの冷却材漏洩率試験を実施した。4点曲げによって配管が破断するき裂角度よりも、漏洩検知可能なき裂角度の方が大であれば、配管破断以前に漏洩検知可能となり破断前漏洩が成立する。配管系統別に成立範囲を求めた結果、BWR給水系配管・再循環系配管およびPWR hot leg配管では、口径4インチ以上ならば破断前漏洩が成立することが分かった。
久木田 豊; 中村 秀夫; 佐伯 宏幸*; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 91-040, 122 Pages, 1991/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断(上向き破断)実験Run SB-HL-04の実験データをまとめたものである。本実験は、破断口向きの効果に関する実験シリーズ(合計3ラン)の一つとして実施され、他の2回の実験では、それぞれ同一破断面積の水平方向破断及び下向き破断を模擬した。また本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
斎藤 春雄; 浦本 敏正; 福島 征夫; 小畑 雅博; 鈴木 忍; 中崎 長三郎; 田中 勲
Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.285 - 292, 1991/00
原子炉での中性子照射試験研究において、照射温度は最も重要なパラメータの一つである。JMTRでのキャプセル照射は、アナログ型の調節器による温度制御を行ってきた。今回、温度制御系にパーソナルコンピュータを付加した温度制御方式を開発した。これにより、原子炉出力上昇前に、キャプセル温度を定常にする照射試験、サイクル温度変化、任意速度での直線状・段階状の昇温及び降温等の照射試験が可能となり、キャプセル方式による照射試験の内容が大幅に拡大した。
久木田 豊; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; et al.
JAERI-M 90-039, 122 Pages, 1990/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断実験Run SB-HL-02の実験データをまとめたものである。本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 平田 和男*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-220, 127 Pages, 1990/01
本報では、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-08の実験をまとめたものである。本実験は、加圧水型炉(PWR)のコールドレグ小破断冷却材喪失事故におけるループシールクリアリング時の炉心水位低下に対する蒸気発生器内残留水の影響を対象とする実験シリーズの一部として行われ、高圧注入系及び補助給水系の不作動を想定した。実験では2回にわたり炉心露出が生じた。第1回目はループシールクリアリング時におこり、蒸気発生器上昇流側と下降流側との残留水量の非対称による炉心水位低下の拡大がみられた。第2回目の炉心露出は圧力容器内冷却材のボイルオフのために生じ、蓄圧注入系の作動により炉心水位は回復した。
熊丸 博滋; 平田 和男*; 中村 秀夫; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 片山 二郎; 山本 信夫; et al.
JAERI-M 89-027, 105 Pages, 1989/03
本報はROSA-IV計画の大型非定常試験装置(LSTF)による高圧注入系(HPIS)の故障を仮定した5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-18の実験データをまとめたものである。実験では炉心露出が2回観察された。第一回目の炉心露出は、ループシールクリアリング時に発生した。この炉心露出は、蒸気発生器(SG)Uチューブ及びSGプレナムの上昇流側と下降流側での冷却材のホールドアップの差により生じるマノメータ効果により増幅された。本実験の燃料棒表面最高温度(PCT)は、ループシールクリアリング直前のこの一時的な炉心露出の間に観察された。第2回目の炉心露出は炉心ボイルオフにより発生したが、畜圧注入系(ACC)が自動的に作動した後に炉心冷却は回復した。本報は、本実験の全データをまとめたものである。データは工学単位に変換して集録されている。
鈴木 忍; 市橋 芳徳; 中崎 長三郎; 長松谷 孝昭*; 中田 宏勝; 伊丹 宏治
JAERI-M 88-199, 39 Pages, 1988/10
新型転換炉の原型炉「フゲン」の炉心部に使用されているジルコニウム合金製圧力管の中性子照射下でのクリープ歪量を確認する目的で、JMTRに設置された上記圧力管と同材質のクリープ照射試験装置炉内管は1978年まで7年間照射試験に供された。照射試験終了後、撤去された炉内管の廃棄のための切断および照射試験後に供されるテストセクション部の切出し作業が1981-1982年に掛けて実施された。切断作業は大別して(1)非放射化部で、かつ汚染密度の低い部分の空中の切断、(2)放射化部を含む汚染密度の高い部位の水中プラズマアーク切断、および(3)ホットセル内での機械切断の3とおりである。本報告書は空気中切断に続いて行われた水中プラズマアーク切断について、今後同様な作業を計画する場合の参考と成り得るデータ等を収録する目的でまとめられた。
松鶴 秀夫; 青山 三郎; 鈴木 克彦; 森山 昇
JAERI-M 85-168, 86 Pages, 1985/11
本報告書はTRU工学研究棟計画検討会及びそのワーキンググループにおいて立案した研究開発の基本計画に基づいて、当該施設の概念設計の一部として、環境安全研究部、燃料工学部、原子炉化学部、原子炉工学部の各担当者が具体的研究開発計画をとりまとめたものである。
西本 亘*; 木室 晴視*; 石橋 征二郎*; 宮原 修二*; 山下 三郎*; 林 三雄*; 鈴木 洋二*; 広瀬 康雄*
PNC TJ118 85-06VOL2, 221 Pages, 1985/04
PNC-TJ118-85-06VOL2.pdf:20.84MB
大洗工学センター固体廃棄物前処理施設(WDF)内の
除染セルに於いて,氷粒プラスト装置を除染装置として使用する場合を考えて,装置化を目標とした試験研究を実施した。粒子の選定に関しては,製造法の異なる二種類の粒子についてプラスト試験を実施して比較した。結果は,両者に顕著な差はなく,氷の含有が多くなるほど,硬さの効果で練瓦等の研削能力に勝れ,ドライアイスの含有が多くなるほど,低温の効果で塗料等の剥離能力に勝れていることが分かった。WDFに搬入されるルーズな付着の汚染物や塗装製品の汚染物に対し剥離効果が得られ,粒子製造装置としては,装置の小型化,自動操作化に適するプレミックス法を選定した。選定した粒子について,プラスト性能に影響を及ぼすと考えられる因子をパラメータとし,模擬試験片への投射実験を実施して,研掃力限界におよび研掃効率の把握を行った。また,前年度の設計研究で提起された装置化上の諸問題点について,対策方法を実験あるいは調査検討により解決を行い,WDF向の氷粒プラスト装置の基本設計を実施した。
西本 亘*; 木室 晴視*; 石橋 征二郎*; 宮原 修二*; 山下 三郎*; 林 三雄*; 鈴木 洋二*; 広瀬 康雄*
PNC TJ118 85-06VOL1, 21 Pages, 1985/04
PNC-TJ118-85-06VOL1.pdf:1.04MB
大洗工学センター固体廃棄物前処理施設(WDF)内の除染セルに於いて,氷粒ブラスト装置を除染装置として使用する場合を考えて,装置化を目標とした試験研究を実施した。粒子の選定に関しては,製造法の異なる二種類の粒子についてブラスト試験を実施して比較した。結果は,両者に顕著な差はなく,氷の含有が多くなるほど,硬さの効果で煉瓦等の研削能力に優れ,ドライアイスの含有が多くなるほど,低温の効果で塗料等の剥離能力に優れていることが分かった。WDFに搬入されるルーズな付着の汚染物や塗装製品の汚染物に対し剥離効果が得られ,粒子製造装置としては,装置の小型化,自動操作化に適するプレミックス法を選定した。選定した粒子について,ブラスト性能に影響を及ぼすと考えられる因子をパラメータとし,模擬試験片への投射実験を実施して,研掃力限界および研掃効率の把握を行った。また,前年度の設計研究で提起された装置化上の諸問題点について,対策方法を実験あるいは調査検討により解決を行い,WDF向の氷粒ブラスト装置の基本設計を実施した。
ROSA-IVグループ*; 田坂 完二; 田中 貢; 鈴木 光弘; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 山本 信夫; 熊丸 博滋; 川路 迅裕; et al.
JAERI-M 84-237, 300 Pages, 1985/01
ROSA-IV計画では、大型非定常試験装置(LSFF)を用いて、PWR小破断冷却材喪失事故及び運転時の異常過渡に関する総合実験を行う。本報は、LSTF実験の結果を理解するのに必要となる情報を提供することを目的としている。本報では、ROSA-IV計画の概要ならびにLSTF装置の設計条件、装置各部の構造及び機能、計測制御系、データ収録系、さらに、LSTF装置で行われる実験の概要について述べる。
