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福家 賢*; 長井 敏*
PNC TJ9164 98-003, 67 Pages, 1998/03
「常陽」炉内の供用期間中検査に関する技術開発の一環として、炉心支持構造物の検査装置の概念を詳細化するため、以下の検討を行った。・「常陽」の炉内検査として要求される可能性がある炉内構造物の部位を、軽水炉、海外炉を参考に摘出した。・摘出した部位に、超音波UT、ファイバースコープ、変位測定技術、炉内画像化技術等の検査技術を適用する場合の問題点を摘出し、最も可能性の高い検査手法を用いた検査装置概念を検討した。・炉心支持構造物のフランジ部については、電子スキャン法による超音波UT技術を選定したが、その検査原理の確認のため水中試験を行い、燃料ラックと勘合するフランジ部の欠陥については、欠陥が検出できる可能性のあることを示した。
/4H-SiC interface by using high temperature hydrogen annealing at 1000
C福田 憲司*; 長井 清子*; 関川 敏弘*; 吉田 貞史*; 新井 和雄*; 吉川 正人
Proceedings of 1998 International Conference on Solid State Devices and Materials (SSDM 1998), p.100 - 101, 1998/00
近年、SiC単結晶の中でも、4H-SiCが大きな注目を集めるようになった。これは6H-SiCに比較して電子の移動度が倍以上あり3H-SiCに匹敵するからである。この4H-SiC単結晶をもちいてMOS構造を形成すると、しかしながら、多量の固定電荷や界面準位が発生し、素子化への大きな障害となっていた。本研究ではドライ酸化で作製した酸化膜を10torrの水素雰囲気下で400Cから1000Cまで温度を変えながらアニーリングした。その結果、1000C、30分の水素アニーリングにより固定電荷と界面準位が完全に消失し、MOS構造の電気特性に著しい改善が見られた。原因は明確ではなく、今後の研究課題であるが、水素燃焼酸化による電気特性の改善に関する機構解明という観点からも大きな意味を持っている。
井上 設生; 長井 秋則; 坂井 茂; 今井 勝友; 大川 敏克
PNC TN9440 96-009, 102 Pages, 1996/04
高速実験炉「常陽」格納容器雰囲気調整系のフレオン冷媒設備は、CFC-11を冷媒に用いた180
冷凍トンの容量を有する2台のフレオン冷凍機にて格納容器床下で発生した除去している。しかし使用冷媒CFC-11オゾン層を破壊する性質を持っていることから、第4回モントリオール議定書締約国会会(平成4年11月)の採択事項により特定フロンに指定され、1995年に生産中止となった。このため、代替フロンを用いた冷凍機への移行が必要となり系統に適合する代替フロンの選定及び改造方策を検討した。以下に主な検討結果を示す。1代替冷媒として、現冷凍機の能力確保、経済性、成立性を考慮した結果、HFC-134Aが最も適していると判断した。2改造方策については、冷凍機・冷媒ポンプ構造、空調機他の付属設備改造範囲、耐震性等を中心に今後実施していく必要がある。
唐沢 博一*; 関口 峰生*; 佐藤 孝男*; 鈴木 健彦*; 長井 敏*
PNC TJ9164 95-012, 50 Pages, 1995/03
高速炉の供用中検査・補習(ISI&R)に関する技術開発の一環として、炉内構造物及び炉心に装荷されている炉心構成要素の健全性を目視によって確認するための炉内検査手法の調査・検村を行った。炉心構成要素頂部及び連管部を対象に、検出精度向上を指向した検出器仕様・構成、信号処理装置システム構成・基本仕様、駆動機構構造概念を具体化し、課題及び開発項目を摘出、整理した。
山本 偉政; 遠藤 秀男; 檜山 敏明; 佐藤 俊一; 山口 俊弘; 上村 勝一郎; 長井 修一朗
PNC TN8410 92-199, 56 Pages, 1992/07
TRU核種含有燃料取扱時には、TRU核種から放出されるガンマ線、中性子線による被ばくの増加が懸念されることから、TRU核種含有燃料取扱時の線量当量評価を実施した。本評価では、まずMOX燃料の線量当量評価に使用してきた解析手法がTRU核種含有燃料の線量当量評価に適用可能か否かを線量当量率測定データに基づき検証した。検証の結果、鉛しゃへいがある場合の計算精度に若干の問題点は残るが、MOX燃料の線量当量評価に使用してきた解析手法は、TRU核種含有燃料の線量当量評価に適用可能と判断した。次に現状のプルトニウム燃料施設のグローブボックスにおいて、TRU核種含有燃料を取扱うことが可能か否かについて、しゃへい能力及び線量当量率の観点から評価した。その結果、現状のプルトニウム燃料施設のグローブボックスにおいてTRU核種含有燃料を取扱う場合、しゃへい能力及び線量当量率の両方の観点から、Amを含有するMOX燃料は、その含有量が2w/oであっても、300gのバッチサイズの製造は無理であると判断した。しかし粉末飛散のないあらかじめ固型化されているサンプル(例えばグリーンペレット)であり、鉛入りグローブ、ピンセットを使用すれば、少量なら取扱が可能であると思われる。
高橋 邦明; 和田 勉; 山口 俊弘; 檜山 敏明; 上村 勝一郎; 長井 修一朗
PNC TN8410 91-201, 94 Pages, 1991/08
低密度プルトニウム燃料を製造する際に使用される有機化合物が予備焼結工程でどのように挙動し,その配管系に対しどのような影響を与えるかを把握するための基礎データを取得する。熱天秤,ガスクロマトグラフ-質量分析装置等を用いた熱分析試験及び管状電気炉等による熱分解生成物重量測定試験を実施した。アルゴン-水素雰囲気における熱分解試験の結果,アビセルの熱分解生成物の生成割合は,残渣約27%,CO,CO2,エチレン等の気体約60%,ベンゼン,アルデヒド等の液体約7%,フェノール等の粉末として約6%であった。また,グリーンペレット熱分解試験の結果,K-3添加ペレットよりもアビセル添加ペレットの方が系内残留分解生成物は約10%程少なかった。低密度プルトニウム燃料製造のために使用するポアフォーマとしては,予備焼結工程及び配管系への影響を考慮すると,K-3よりもアビセルの方が好ましいポアフォーマと言える。
八木沢 秀治*; 泉 善朗*; 川真田 和雄*; 長井 秋則*; 谷田部 敏雄*; 西原 孝二*; 保田 仁司*
PNC TN941 78-31, 140 Pages, 1978/01
1MW不安定現象試験装置の運転試験は事業団職員による要員の確保が困難であったこと,および装置がこれまでのシエルアンドチューブ式蒸気発生器に比べて非常に複雑になっていること,の二点から初めての試みとして,建設メーカヘの委託という形で進められた。▲本報告書は不安定現象試験装置の建設から委託運転完了までの全貌について纏めたもので,その主体をなすのが,ナトリウム水蒸気の両系統をもつプラント技術であり,特に装置の建設過程あるいは委託運転に入る前の予備試験において,既存設備等に生じた各種不具合の発生経過,原因,対策等について述べたものである。▲この他,委託内容のあらまし,装置の変更改造点とそれに伴う運転要領の変更,さらには委託運転の結果等多岐にわたる内容を網羅し,今後に予想されるこの種委託運転や本施設の運転操作上に多少なりとも役立つ様にと取纏めた。▲
宇敷 洋; 伊藤 裕道; 奥田 英二; 鈴木 信弘; 佐々木 純; 大田 克; 川原 啓孝; 高松 操; 長井 秋則; 大川 敏克
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、平成19年に「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」が発生し、原子炉容器内において、(1)計測線付実験装置(以下、MARICO-2(MAterial testing RIg with temperature COntrol 2nd))試料部が炉内ラック内の移送用ポットから突出した状態で変形していること、(2)MARICO-2試料部と炉心上部機構(以下、UCS(Upper Core Structure))の接触により、UCS下面に設置されている整流板等が変形していることが確認された。当該燃料交換機能復旧作業の一環として、「常陽」では、平成26年5月よりUCS交換作業を開始し、同年12月に終了した。高放射線・高温環境のSFRにおける原子炉容器内補修(観察を含む)には、軽水炉にはない技術開発が必要であり、その技術レベルを高め、供用期間中の運転・保守に反映することはSFRの信頼性の向上に寄与することができる。SFRにおけるUCSの交換実績は世界でも数少なく、30年以上使用した原子炉容器内の大型構造物の交換作業の完遂により蓄積された経験・知見は、「常陽」のみならず、SFRにおける原子炉容器内観察・補修技術開発に大きく資するものと期待される。
