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報告書

燃料異常過渡試験のための希釈管の希釈係数測定に関する検討

井上 修一; 小室 忠男; 鍋谷 栄昭; 松井 義典; 飯田 一広; 伊藤 和之; 木村 明博; 菅野 勝

JAEA-Technology 2010-010, 27 Pages, 2012/05

JAEA-Technology-2010-010.pdf:1.99MB

沸騰水キャプセルを用いた燃料照射試験では、燃料破損時においてキャプセルから流出する核分裂生成物(FP: Fission Products)量を炉外に設置した放射線モニターで検出できる最小限にし、FPの原子炉施設内への放出を低減させる目的で沸騰水キャプセル内に希釈管を設けている。JMTR再稼動後に行う燃料異常過渡試験では、広範囲の試験条件の設定が可能なように沸騰水キャプセルの給水流量の増加が計画されている。給水流量が増加すると、放出されるFPの増大が予想されたため、給水流量をパラメータとして希釈管の希釈効果を炉外実験で確認した。本報告は、沸騰水キャプセル内の希釈管の希釈係数測定結果をまとめたものである。

報告書

IASCC照射試験のための水質調整系に関する設計検討

森 雄一郎*; 井手 広史; 鍋谷 栄昭; 塚田 隆

JAERI-Tech 2002-003, 32 Pages, 2002/02

JAERI-Tech-2002-003.pdf:2.24MB

高経年軽水炉の信頼性・安全性を確保するうえで、炉内構造物に発生するおそれのある照射誘起応力腐食割れ(IASCC:Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、重要かつ緊急な検討課題とされており、このための材料照射研究が計画されている。また、原子炉材料の照射研究の進展に伴い、照射試験中の環境を高精度に制御することが要求されており、特にIASCC研究のための照射試験では、中性子照射量や照射温度に加えて、水質の制御が重要である。このような状況から原研では、沸騰水型軽水炉(BWR:Boiling Water Reactor)の炉内環境を模擬した条件下での材料照射試験が可能な高度材料環境照射装置を材料試験炉(JMTR:Japan Materials Testing Reactor)に設置するための設計検討を行った。高度材料環境照射装置は、試験片を収納し炉内へ装荷される飽和温度キャプセル、同キャプセルへ水質調整した高温高圧水を供給する水環境制御装置などから構成される。本報告書は、1999年度に行った水環境制御装置の水質調整系に関する設計検討の内容をまとめたものである。

報告書

IASCC照射試験のための水環境制御装置に関する設計検討

菅野 勝; 鍋谷 栄昭; 森 雄一郎*; 松井 義典; 飛田 正浩*; 井手 広史; 板橋 行夫; 小森 芳廣; 塚田 隆; 辻 宏和

JAERI-Tech 2001-080, 57 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-080.pdf:2.34MB

高経年軽水炉の信頼性,安全性を確保するうえで、炉内構造物に発生するおそれのある照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、重要かつ緊急な検討課題とされており、このための材料照射研究が計画されている。このために、軽水炉(BWR)の炉内環境を模擬した照射試験を行うことができる高度材料環境照射装置をJMTRに設置するための設計検討を進めている。高度材料環境照射装置は、照射試験片を収納し炉内に装荷される飽和温度キャプセル,飽和温度キャプセルに高温高圧水を供給する水環境制御装置から構成される。本報告は、このうち、水質制御機能を備えた水環境制御装置に関し、各構成機器の仕様・性能等,主に、1999年に行った設計検討の結果をまとめたものである。

論文

JMTRにおける出力急昇試験設備の運転経験

小山 昇; 鍋谷 栄昭; 中崎 長三郎; 田中 勲

UTNL-R-0274, p.2-1 - 2-6, 1992/00

JMTRにおける出力急昇試験設備は、軽水炉燃料の安全性研究を目的として、昭和56年より供用を開始し、現在までに48本の燃料試料の出力急昇試験を行った。この間、照射要求に応じて、1サイクル当りの照射本数の増加、照射済燃料の再照射、燃料試料の線出力の増大BOCAキャプセルの再使用化等設備の高性能化を図ってきた。ここでは主にHe-3・BOCA照射装置、シュラウド照射装置について、照射要求の高度化とそれに伴う性能向上について具体例をあげて紹介する。

報告書

OGL-1用試料交換機の設計・製作

中村 圀夫; 猿田 徹; 鍋谷 栄昭; 中垣 正悟*; 西崎 忠*; 藤沢 盛夫*; 村上 五月*

JAERI-M 7327, 94 Pages, 1977/11

JAERI-M-7327.pdf:3.24MB

OGL-1(大洗ガスループ1号)は、日本原子力研究所、大洗研究所に設置されているJMTR(材料試験炉)に据えつけられた日本最初の炉内大型ガスループである。OGL-1ha既設の原子炉に据えつけられるため、防湿、放射能漏洩防止並びに遮断への配慮からその照射試料は特殊な交換機「OSTS](OGL-1 Specimen Transfer System)を用いて取り扱われる。この資料では、同交換機の設計の思想、開発試験、製作上の問題点、検査によるフォローアップおよび照射試料等の交換手順について報告する。

口頭

JMTRインパイルループの水質評価,2; インパイルループ内の水質計算結果

森 雄一郎*; 塙 悟史; 佐藤 智徳; 扇柳 仁; 鍋谷 栄昭; 内田 俊介*

no journal, , 

JMTRインパイルループを用いたIASCC照射下試験における材料試験片近傍の水化学環境評価用に開発したラジオリシスコード(WRAC-JM)の検証を行うため、ループ内の水質を計算し、ループから採取したサンプル水の実測値との比較を行ったところ、計算結果は実測値とほぼ一致することを確認した。

口頭

A Water radiolysis model to evaluate water chemistry in JMTR in-pile loop

佐藤 智徳; 塙 悟史; 内田 俊介; 扇柳 仁; 鍋谷 栄昭; 三輪 幸夫; 加治 芳行; 根本 義之; 塚田 隆

no journal, , 

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に関して、材料試験炉(JMTR)では、照射下試験ループによりき裂の発生・進展試験が実施されている。このような照射下試験での試験片の浸漬条件を把握するためにラジオリシスモデルが開発された。計算結果は、サンプリングラインで測定された溶存酸素,水素,過酸化水素の各濃度や試験領域で測定された腐食電位とともに浸漬条件の評価に使用される。この計算モデルは水の放射線分解による1次生成と生成化学種による2次反応に加え、構造材表面での2次反応,水の流れの影響が導入されており、試験領域からサンプリングライン出口までの化学種濃度計算が可能となっている。また、常温から試験温度までの幅広い温度での計算が可能となっている。本研究では、サンプリングラインでの測定結果と計算結果を比較し、それらの結果が比較的よく一致することを確認した。また、過酸化水素の分解生成種であるOHラジカルがサンプリングラインでの水素濃度に影響している可能性があることを確認した。これらの結果より、本モデルがJMTRインパイルループ試験での水化学評価に適用できることを確認した。

口頭

寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,2; 実炉組合照射(JRR-3$$Leftrightarrow$$常陽)及びホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)作業の計画と実施

松井 義典; 鍋谷 栄昭; 楠 剛; 高橋 広幸; 相沢 雅夫; 仲田 祐仁; 沼田 正美; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 伊藤 和寛; et al.

no journal, , 

「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」の研究の中で、研究炉「JRR-3」及び高速実験炉「常陽」の両炉を用いて、各原子炉の特徴を活かした単独照射材及び相互の組合せ照射材を得るため、東海,大洗のホット試験施設を含めた計画及びH18年度の実施分について報告する。

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