Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一; 宮越 博幸; 高松 操; 坂本 直樹; 磯崎 涼佑; 大西 貴士; et al.
JAEA-Review 2021-020, 42 Pages, 2021/10
JAEA-Review-2021-020.pdf:2.95MB
原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手している。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和2年度の検討結果を取りまとめたものである。
朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一
JAEA-Review 2020-015, 66 Pages, 2020/09
JAEA-Review-2020-015.pdf:4.27MB
原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手した。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和元年度の検討結果を取りまとめたものである。
市川 正一; 阿部 和幸; 芳賀 広行; 梶間 久司*; 桜井 智*; 勝山 幸三; 前田 宏治; 西野入 賢治
JAEA-Technology 2011-032, 46 Pages, 2012/01
JAEA-Technology-2011-032.pdf:8.46MB
新たに設計製作されたキャプセル型照射リグに対して、遠隔操作による照射リグの組立,解体及び再組立に関連する一連の組立技術を確立した。本技術をMA含有MOX燃料ピンの照射試験で使用するPFB110(B11(1), B11(2))及びPFB140(B14)の各照射リグの組立,解体に適用し、これ等を達成した。B11(2)の組立においては、部材準備期間の短縮,費用の圧縮,放射性廃棄物の大幅低減を目的とした「シャトル照射」計画を実現するため、B11(1)の照射済み部材を再利用した。本報では、B11(1)の組立,解体及びB11(2)の再組立にて報告するとともに、B11(1)の組立技術を改良したB14の組立について報告する。
阿部 淳; 荒川 雅*; 服部 高典; 有馬 寛; 鍵 裕之; 小松 一生*; 佐野 亜沙美; 上床 美也*; 松林 和幸*; Harjo, S.; et al.
Review of Scientific Instruments, 81(4), p.043910_1 - 043910_5, 2010/04
被引用回数：6 パーセンタイル：30.96(Instruments & Instrumentation)キュービックアンビルセルを中性子回折実験用に小型化し、J-PARC/MLFの工学材料回折装置「匠」で高圧下での粉末回折測定を行った。アンビル材,圧媒体の開発やバックグラウンドと試料以外からの高圧装置部品に由来する回折ピーク強度を減少させ、高圧下における試料からのきれいな回折パターンを測定することに成功した。本研究結果は、キュービックタイプの高圧実験装置とJ-PARCのパルス中性子源の組合せが、高圧下における物性研究の有力な手段になることを示している。
松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.
JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03
JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB
日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。
石見 明洋; 勝山 幸三; 阿部 和幸; 永峯 剛; 中村 保雄
JAEA-Technology 2009-003, 58 Pages, 2009/05
JAEA-Technology-2009-003.pdf:8.95MB
高速実験炉「常陽」にてマイナーアクチニド含有MOX燃料の照射試験を実施した。今回の試験では、アメリシウムを3%及び5%含有したAm-MOX燃料とアメリシウム及びネプツニウムを各2%含有したNp/Am-MOX燃料を用いた。照射試験は高線出力での短期照射(10分間及び24時間照射)を実施し、「常陽」において最大線出力約430W/cmを達成した。照射後、照射燃料集合体試験施設において燃料ピンの照射後試験を実施した。X線CT検査の結果、10分間照射では燃料中央付近に密度低下が予測され、24時間照射では燃料中央に明確に中心空孔の形成が確認された。
佐々木 新治; 阿部 和幸; 永峯 剛
JAEA-Conf 2008-010, p.362 - 371, 2008/12
FBR燃料集合体ラッパ管の変形を測定するため、革新的な技術を開発し、原子力機構大洗のFMFにあるホットセルに設置した。この装置の性能を確認するために、高速実験炉「常陽」で照射された高燃焼度集合体のラッパ管を測定した。これまで使用していた装置では、対面間寸法は3点だけを軸方向に沿って測定していた。一方、開発した技術による装置はラッパ管の外表面の対面間寸法を横方向に沿って連続的に測定する。この技術を用いて、ラッパ管の変形の詳細な分析ができるようになった。
阿部 和幸; 小林 孝*; 梶間 久司*; 吉川 勝則; 永峯 剛; 中村 保雄
JAEA-Technology 2008-008, 53 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-008.pdf:19.28MB
高速実験炉「常陽」材料照射用実験装置2号機(MARICO-2: Material Testing Rig with Temperature Control)はODSフェライト鋼など高速炉用燃料被覆管材として有望な材料の継続照射試験を行うためのものであり、コンクリート等による十分な放射線遮蔽能力を有するセル内にて再組立を行う必要があった。しかし、全長約11mと長尺の装置であること,遠隔操作による六角管の溶接が必要であることなどから従来のFMFにおける再組立技術が適用できない。そこで、MARICO-2再組立のための装置の整備、及び遠隔操作による再組立手順を確立した。
阿部 和幸; 佐々木 新治; 菊地 晋; 勝山 幸三; 永峯 剛; 松元 愼一郎
JNC TN9430 2002-003, 52 Pages, 2002/05
JNC-TN9430-2002-003.pdf:2.98MB
高速実験炉「常陽」において、制御棒材料照射リグ(AMIR)を用いた商社試験が継続的に行われている。AMIR-6は、制御棒要素の破損限界評価と炭化ホウ素(B4C)ペレットの割れ欠けにより生じる再配置(リロケーション)の抑制対策効果の確認を目的に商社試験を実施したものである。 この目的に沿って、製造仕様として、ペレットと被覆管(内側キャプセル管)との間のギャップ幅、10B濃縮度、被覆管肉厚、同材質を変えて試験した。また、リロケーションの抑制対策として、薄いシュラウド管でペレットを覆った照射キャプセルも加えた。照射キャプセルは上下ニ段にしてコンパートメントに装荷し、7本を組み合わせて集合体AMIR-6とした。照射キャプセルは二重構造となっており、内側キャプセル被覆管と外側キャプセル管の間にはナトリウムを充填している。 AMIR-6は、「常陽」MK-II炉心の第6列において、最高燃焼度106
10の26乗CAP/立法メートル、最高照射量 3.8210の26乗n/平方メートルまで照射し、照射温度は、設計値で530
890である。 重量測定の結果、コンパートメント下部側の照射キャプセルで重量変化が見られた。これらに対して行った詳細外観検査などにより、重量増加の見られた3つの照射キャプセルでは、外側管(ネジ端栓部のクラック)からナトリウムの侵入が観察された。ナトリウムの充填高さを調べた結果、量の少なかったものが、下部照射キャプセル7つの内6つにおいて確認された。下部側の照射キャプセル7つの内、3つの内側キャプセルの被覆管にクラックが発見されたが、これは、ナトリウムが少ないことにより温度が上昇し、被覆管強度が低下して生じたと推察される。 なお、シュラウド管を用いた照射キャプセルについては、被覆管に膨れやオーバリティは見られず、初期の目的通りの機能を果たしたと推定される。
佐々木 新治; 阿部 和幸; 永峯 剛; 松元 愼一郎
JNC TN9410 2002-011, 36 Pages, 2002/04
JNC-TN9410-2002-011.pdf:1.34MB
大洗工学センターの照射燃料集合体試験施設には、既設施設に加え、高速増殖炉「もんじゆ」などの大型集合体を取り扱うための増設施設が付設されている。そこに設置するために集合体縦型試験装置を開発し、これまでに高速実験炉「常陽」の集合体6体の寸法測定等を試験的に実施してきた。本装置は多機能を有しており、外観検査と各種の寸法測定、さらには集合体の解体が可能である。寸法測定としては、集合体の全長,対面間寸法,頂角間寸法,曲がり,ねじれを同時に自動的に測定する機能を有する。さらに、新たに開発した専用の治具を用いることにより、集合体の断面形状の測定も行うことができる。集合体の全長,対面間寸法および頂角間寸法の結果についてはFMF既設施設に設置されている校正済みの集合体寸法測定装置の値と比較し、測定誤差内にあることを確認した。曲がりに関しては、最大で1mmを越える差が見られた。これは、両装置の測定方法の違いを考慮すれば、必ずしも有意な差ではないと考えられる。新たに導入した断面形状測定については、寸法測定結果から算出された値と比較して、測定誤差範囲内で一致した。このデータはこれまでの装置では直接取得できないものであった。
山中 伸介*; 阿部 和幸
JNC TY9400 2000-004, 78 Pages, 2000/03
JNC-TY9400-2000-004.pdf:2.39MB
高燃焼度時における高速炉用MOX燃料の挙動を把握するための基礎的研究を実施し、以下の結論を得た。プルトニウムをセリウムで代用した高速炉用模擬MOX燃料(U0.8,Ce0.2)O2にFPとして希土類元素及びジルコニウムを固溶させた模擬燃焼MOX燃料、(U0.8-yCe0.2My)O2
x[M:NdorZr](0
y0.13)の熱伝導度を評価し、添加元素濃度依存性、温度依存性を明らかにした。(U0.8-yCe0.2My)O2x[M:NdorZr](0y0.13)の熱伝導度を(U0.8,Ce0.2)O2の熱伝導度と添加元素濃度を用いた近似式で表現することができた。模擬燃焼MOX燃料、(U0.8-yCe0.2My)O2x[M:NdorZr](0y0.13)の機械的特性を試料中の音速とビッカース硬度から評価し、試料の弾性定数、ビッカース硬度及び降伏応力が添加元素濃度が増加するにつれて減少することを明らかにした。分子動力学法を用いて燃料の物性予測を、多相平衡計算プログラム"ChemSage"を用いて高燃焼度時における燃料中のFPの存在化学形態の予測を行なった。いずれの方法でも系のみを取り扱っただけであるが妥当な結果が得られた。
井上 賢紀; 阿部 和幸; 佐藤 勇
Journal of Nuclear Materials, 281(-), p.117 - 128, 2000/00
被引用回数：17 パーセンタイル：72(Materials Science, Multidisciplinary)高速炉用ウラン-プルトニウム混合酸化物燃料ペレットの熱伝導特性に対する気孔効果について、気孔率と気孔径分布の影響を考慮する新しい補正方法を検討した。今回検討した光学顕微鏡組織観察による気孔分布形態の定量評価方法と補正方法とを組合せることにより、熱伝導特性に及ぼす気孔効果を推定することが可能である。燃料ペレットの相体系をマトリックスと気孔の混合物としての観点から定量評価した結果、「マトリックス-小径気孔2相型」と「マトリックス-小径気孔-大径気孔3相型」の2種類に分類できた。分類によると、大径気孔と小径気孔の体積比を定量し、それぞれの補正係数を考慮すると、熱伝導特性に対する気孔効果の補正値が推定できる。検討した補正方法の妥当性を熱伝導度の実測値をもとに検証した。
梶谷 幹男; 西野入 賢治; 阿部 和幸; 逢坂 正彦; 今野 廣一; 廣沢 孝志; 小山 真一
PNC TN9440 97-004, 186 Pages, 1997/02
平成9年2月7日に照射燃料試験施設(AGF)ホットイン25周年記念成果報告会を開催した。AGFは1971年(昭和46年)10月1日に放射化材料試験ループを使用してのホットイン、引き続き12月から常陽燃料仕様燃料ピンの定常照射試験(DFR332/2燃料ピン)の照射後試験を開始して25年を迎え、その記念行事としてOBに対する施設見学会、記念成果報告会及び懇親会を開催したものである。本報告書は、この記念成果報告会で発表したOHP原稿を取りまとめたものである。発表内容は、 1.AGF25年の歴史と経緯及び西暦2000年に向けての取り組み 2.AGF25年間の施設、設備およびマニプレータの保守実績 3.AGFでの物性測定(融点、熱伝導度、X線回折)の最近の成果 4.核分裂生成物放出挙動試験装置の開発経緯とコールド試験の結果 5.照射燃料集合体試験施設の金相試験セルを利用した燃料挙動のこれまでの成果 6.照射済MOX燃料中のMA(Np,Am,Cm)分析手法の開発状況 7.MA含有燃料作製設備の整備状況と各装置の概略仕様の紹介である。
阿部 哲也; 村上 義夫; 小原 建治郎; 廣木 成治; 中村 和幸; 溝口 忠憲*; 土居 陽*; 稲川 幸之助*
Journal of Nuclear Materials, 133-134, p.754 - 759, 1985/00
被引用回数：16 パーセンタイル：85.3(Materials Science, Multidisciplinary)JT-60ではリミタ・ライナ表面を(20
m)TiCでコーティングすることが決定している。JT-60で、コーティングするモリブデン、インコネル625製ライナ・リミタの総数は約1万個である。モリブデン基材表面をTiCコーティングするためにはコーティング温度を再結晶化を防ぐため、950
C以下にする必要がある。またインコネル625の場合は時効硬化を防ぐため600C以下にする必要がある。ここでは、以上のコーティング温度条件を満足し、かつJT-60運転条件からの種々の要求も満たすコーティング技術の開発過程およびその内容について報告する。
廣木 成治; 竹森 信*; 阿部 哲也; 小原 建治郎; 中村 和幸; 村上 義夫
真空, 28(5), p.300 - 303, 1985/00
真空容器内の表面清浄化促進のため、無放電状態でマイクロ波(2.45GHz)を入射した。実験は、真空試験装置(JVX-I)を使って行った。マイクロ波導入窓には、コバールガラス製ビューイングポートを用い、マイクロ波入射の有無による圧力変化の比較、放出ガス成分、マイクロ波入射中の大気側器壁温度等について調べた。排気を始めてから24時間経過した後の到達圧力は、マイクロ波(最大1.5KW)を約7時間入射することにより、1桁程度向上している。この時、真空容器の大気側壁温は、最大120Cに達している。また、マイクロ波入射時の突発的な圧力上昇に対応してH
はじめCO,CO等の分圧は同様に増加するが、HO分圧は逆に減少している。マイクロ波入射による効果として、壁のマイクロ波電力吸収による加熱脱ガス、吸着ガス分子とマイクロ波電磁界との相互作用による脱離、解離、電離等が考えられる。
小原 建治郎; 中村 和幸; 廣木 成治; 阿部 哲也; 村上 義夫
真空, 27(5), p.339 - 342, 1984/00
大型真空容器をJT-60の真空容器として捉え、稼動後に発生した真空リークを想定、そのリーク検査について、JVX-IIで行なってきたこれまでの実験結果をもとにその考え方を述べる。検査はリーク検知(リークの有無)とリーク探知(リーク箇所の同定)の2つにわけられる。検査では、真空容器の規模と構造上の複雑さから従来のようにヘリウムガスをプローブガスとして使用することは不可能であり、検知、探知いずれの場合も大気側から真空容器内に流入してくる空気をプローブガスとする方法をとっている。検知では(1)排気曲線解析(2)残留ガス分析(3)プラズマ放電時の不純物のチェックが考えられるが、(3)は今後に待つとして(2)の方法が有効である。また、検知では、指向性センサーと真空用マニピュレータとの組み合わせによる方法が現時点では最も有効である。本論文では、JT-60に実際に適用する場合の問題点についてもふれる。
中村 和幸; 阿部 哲也; 村上 義夫
真空, 27(5), p.410 - 413, 1984/00
JT-60の真空状態を把握するために、第一壁に使用する材料のガス放出速度を測定した。測定方法はオリフィス-マンダクタンス法である。測定試料はモリブデン及びインコネル625にTiCを被覆したものとしないものである。試料を常温で大気圧から排気した場合、インコネル625にTiCを被覆したもののガス放出速度は排気時間のおよそ-0.4乗で、それ以外の試料は排気時間のおよそ-1.1乗で減少する。これらの試料を250Cで18時間ベーキングした後のガス放出速度は全て2.610
Pa.m
/s.m
以下となった。ベーキング前の試料からの放出ガスの主成分は水であった。
廣木 成治; 阿部 哲也; 稲川 幸之助*; 小原 建治郎; 中村 和幸; 村上 義夫
真空, 27(5), p.386 - 388, 1984/00
JT-60の真空容器第一壁は、不純物対策の一環としてTiCを被覆することが決定している。コーティング方法としては、プレコーティングとその場コーティングとがあり、その場コーティングは、プレコーティング膜の補修に用いられるので、プラズマ実験に支障をきたすものであってはならない。また、JT-60本体の性能仕様からくる技術的制約をも考慮しなければならない。本報告では、これら諸条件を踏まえて設計、試作した小型コーティング装置の、主として駆動機構を検討する。装置は、真空中で確実な動作が要求される。直流モーター回転力をチェーンベルトを介して回転導入機に伝え、真空中ではタングステンワイヤにより各軸へ駆動力を伝達する構造とした。また、コンピュータによる自動運転が可能な構造である。
阿部 哲也; 村上 義夫; 小原 建治郎; 廣木 成治; 中村 和幸; 伊藤 裕*; 溝口 忠憲*; 梶浦 宗次*; 佐川 準基*
真空, 27(5), p.394 - 397, 1984/00
JT-60用TiC被覆第一壁の開発目標と経過について報告する。JT-60ではモリブデンリミタライナおよびインコネル625ライナの表面を20mのTiCで被覆することが決定し、この被覆技術の開発試験を昭和55年度から57年度にかけて行なった。その結果、モリデブン基材に対してはプラズマCVD法(TP-CVD法)、インコネル625基材に対しては、ホローカソード法(HCD-ARE法)によるTiC被覆法を開発した。ここでは、このうち、主として、昭和57年度に行なった実機大基材に対する被覆技術の開発試験内容について報告する。
村上 義夫; 中村 和幸; 阿部 哲也; 小泉 建治郎*
JAERI-M 8513, 40 Pages, 1979/10
国際トカマク炉(INTOR)の概念設計に必要な真空技術に関するデータベースについて調査検討を行うとともに、INTOR-Jの主要な真空パラメータの評価を行った。本報告では、トーラス真空容器とその排気系について記述されており、真空壁の位置、真空ポンプの選定、採りうる最大排気速度、真空壁の清浄化などについて検討されている。特にクライオポンプによるヘリウム排気の問題点や再生の頻度、トリチウムインベントリーについて詳しく評価してある。真空系に及ぼす放射線の影響や遠隔操作による洩れ検知法についても調査した。
