Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 大塚 薫; 遠藤 泰一; 飛田 正浩*; 竹本 紀之
JAEA-Testing 2024-008, 38 Pages, 2025/03
JAEA-Testing-2024-008.pdf:2.37MB
材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)では燃料試料及び材料試料を照射するため、キャプセルに試料を装荷して照射試験を行ってきた。照射試験では、多種多様な照射試料を目標とする温度で照射するため、キャプセルの熱計算が重要である。令和3年3月にJMTRは廃止措置計画が認可され、環境技術開発部では現在、JMTRの代替としての海外の試験研究炉を用いた照射試験を実施している。海外の試験研究炉を用いた照射試験に向けてキャプセルの設計・検討に必要な熱計算を行う際、米国のオークリッジ国立研究所で開発された1次元熱計算コードGENGTCを用いている。GENGTCはこれまでパソコン性能の向上に伴って改良・拡張が繰り返されてきたが、従来のGENGTCを用いたプログラムには機能の一部に不良事象箇所が確認されていた。そこで、その原因を究明してプログラムを修正するとともに、FORTRAN77言語のプログラムからExcelのマクロ計算機能を使用したVisual Basic言語のプログラムに変更した。また、当該コードをさらに利用しやすくするためのプログラムの整備を行った。本稿はそれらの改良箇所について報告を行うものである。
佐谷戸 夏紀; 大塚 薫; 冬島 拓実; 遠藤 泰一; 大塚 紀彰; 北岸 茂; 飛田 正浩*; 磯崎 太*; 松本 聡*; 竹本 紀之
JAEA-Technology 2024-016, 247 Pages, 2025/02
JAEA-Technology-2024-016.pdf:28.43MB
文部科学省が行う最先端研究基盤事業の補助対象事業として、材料試験炉JMTR(Japan Materials Testing Reactor, 50MW)では「世界最先端研究用原子炉の高度利用による国際的研究開発拠点の整備」が採択された。本事業の一環として、JMTRでは平成22年度から「軽水炉実機水環境模擬照射装置」を整備した。本装置は、温度、圧力、水質(溶存酸素、溶存水素等)を制御し、軽水炉(BWR及びPWR)条件の水環境を模擬しながら、炉内構造材等の中性子照射が行える照射装置である。さらにPWR条件用の照射装置には、ホウ素やリチウムを添加するための薬液注入機能を追加した。本装置の整備後は試験運転を実施し、本装置の性能を確認した。本報告書は、軽水炉実機水環境模擬照射装置の整備及び整備後に実施した本装置の試験運転についてまとめたものである。
高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.
JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB
中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温
300
Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。
浅野 典一; 西村 嵐; 高部 湧吾; 荒木 大輔; 箭内 智博; 海老沢 博幸; 小笠原 靖史; 大戸 勤; 大塚 薫; 大塚 紀彰; et al.
JAEA-Technology 2021-045, 137 Pages, 2022/06
JAEA-Technology-2021-045.pdf:2.97MB
令和元年9月9日の台風15号の強風により、JMTR(材料試験炉)にある二次冷却系統冷却塔の倒壊事象が発生した。これを受け、材料試験炉部内にUCL系統冷却塔更新検討ワーキンググループを設置し、JMTR内にある二次冷却系統冷却塔と同種の木造の冷却塔であるUCL(Utility Cooling Loop)系統冷却塔の健全性調査を行うとともに、UCL系統冷却塔の構造材料である木材の交換・補修計画及び工事の実施、使用計画、既設UCL系統冷却塔に代わる冷却設備の更新の検討を進めた。その検討の結果、既設UCL系統冷却塔については、木材の腐朽による倒壊のリスクを低減するため、廃止措置後も性能維持施設として管理する空気系統を構成する冷却設備として、新規設置することとした。新規設置に伴い、新たな冷却設備を設計する上での方針と廃止措置計画の認可に必要な設計及びその評価を行い、廃止措置計画認可申請書に反映した。本報告書は、これらの新規空気系統用冷却設備の方針及び設計の評価結果をまとめたものである。
大森 崇純; 大塚 薫; 遠藤 泰一; 武内 伴照; 井手 広史
JAEA-Review 2021-015, 57 Pages, 2021/11
JAEA-Review-2021-015.pdf:6.3MB
JMTR原子炉施設は、日本原子力研究開発機構が2017年4月1日に策定した施設中長期計画において、廃止施設に選別され、2019年9月18日に廃止措置計画認可申請を行い、2回の補正を経て、2021年3月17日に認可を取得した。現在、廃止措置を行うための準備を進めている。JMTR原子炉施設は、1968年3月の初臨界から50年以上経過し高経年化が進んでいるが、原子炉一次冷却系統などについては建設当時から更新されておらず、腐食等によって減肉している可能性があると考えた。そのため、JMTR原子炉施設のうち、冷却水等を取扱う設備を対象とし、配管の健全性調査をおこなった。本調査においては、原子炉一次冷却系統の主循環系統、プールカナル循環系統、CFプール循環系統等に対して、超音波厚さ測定法(UTM: Ultrasonic Thickness Measurement)を用いて配管の肉厚測定を実施した。その結果、これら系統を構成する配管等について、「試験研究用原子炉施設に関する構造等の技術基準平成15年5月30日(15科原安第13号)第3種管40条(管の形状)」に定める計算式から算出した最小肉厚値を満足していることを確認した。今後は、基礎的なデータとして本結果を活用することで、廃止措置期間中においても冷却水循環及び送水設備の配管等に健全性を損なう減肉がないことを定期的に確認していく。
武内 伴照; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 永田 寛; 遠藤 泰一; 松井 義典; 土谷 邦彦
KAERI/GP-418/2015, p.110 - 112, 2015/00
開発中の鉛エミッタ自己出力型
線検出器(SPGD)及び白金40%ロジウム合金自己出力型中性子検出器(SPND)について、炉内照射試験に先立って線照射試験を行った。2006000Gy/hの範囲における試験結果から、SPGDの出力電流はおよそ10%の誤差精度で線量率に比例することがわかった。一方、SPNDにおいては、出力電流は線量率に比例しなかった。また、出力電流は負の極性であり、その絶対値はSPGDよりも1桁程度低かった。こうした出力挙動の違いは、エミッタの形状や大きさの違い及びMIケーブル部から発生した電流成分の影響によるものであると考えられる。
北岸 茂; 遠藤 泰一; 岡田 祐次; 塙 博; 松井 義典
UTNL-R-0486, p.7_1 - 7_10, 2014/03
JMTRでは、現行軽水炉の長寿命化対策、科学技術の向上等のための課題の解決に活用される研究開発基盤の構築のため、最先端研究基盤事業において、軽水炉実機水環境模擬照射装置の整備を行っている。本装置は、温度,圧力,水質を制御し、軽水炉(BWR及びPWR)条件の水環境を模擬しながら、炉内構造材等の中性子照射が行える照射装置である。装置整備にあたっては、設置場所の環境整備を行うとともに、装置の設計、製作及び据付を行っている。本報告では、当該装置の整備状況について報告する。
土谷 邦彦; 伊藤 正泰; 北岸 茂; 遠藤 泰一; 斎藤 隆; 塙 善雄; Dorn, C. K.*
JAEA-Conf 2012-002, p.111 - 114, 2012/12
JMTRでは、中性子反射体としてベリリウムが使用されており、S-200Fグレードのベリリウムが使用されている。JMTRのベリリウム枠は、5年に1度交換されているため、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討が行われている。長寿命化の検討において、ベリリウムの物理的及び機械的特性が材質選定に影響される。このため、材料の純度,焼結方法,引張強度などの特性の異なった3種類の金属Be(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、JRR-3やJMTRでの照射試験の実施及び準備を行うとともに、特性試験技術の開発を行っている。本発表は、長寿命化を目指した中性子反射体材料の照射試験の状況や特性試験のための開発について報告する。
北岸 茂; 斎藤 隆; 菊地 泰二; 遠藤 泰一; 土谷 邦彦
日本機械学会論文集,A, 78(788), p.564 - 570, 2012/04
材料試験炉(JMTR)で実施する燃料照射試験のための照射キャプセルの技術開発の一環として、摩擦圧接法によるジルカロイ-2(Zry-2)/SUS316L継手の製作性試験を行い、接合条件を決定するとともに、接合界面の特性評価及び継手性能を評価した。まず、摩擦時間を変更した継手の機械的特性の影響を明らかにした。次に、その接合条件で製作した継手について、断面マクロ観察,元素分析及び硬さ分布測定を行い、継手の接合界面部の熱影響及び元素分布を明らかにした。また、高温引張試験,ヘリウム漏れ試験及び水圧バースト試験を行い、燃料照射試験で使用する条件における継手の健全性を明らかにした。
滝田 謙二; 飯村 光一; 冨田 健司; 遠藤 泰一; 菅野 勝
JAEA-Technology 2012-006, 41 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2012-006.pdf:6.8MB
原子力機構大洗研究開発センターでは、2012年度に材料試験炉を再稼働させる予定で改造計画が進められている。また、再稼働後におけるJMTRの有効利用の一環として、放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられているテクネチウム-99m(
Tc)の親核種であるモリブデン-99(
Mo)の製造が計画されている。Moは、その供給のすべてを輸入に依存している状況にあることから、産業界との共同でMoの一部国産化を目指すものである。本報告書では、Moの製造に必要な照射装置である水力ラビット照射装置の選定、装置の構成検討について述べる。
滝田 謙二; 飯村 光一; 冨田 健司; 遠藤 泰一; 菅野 勝
UTNL-R-0480, p.7_4_1 - 7_4_6, 2012/03
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、2012年度に材料試験炉を再稼働させる予定で改造計画が進められている。今回整備を計画している水力ラビット照射設備は最先端研究基盤事業の一環としてMoの製造やラジオアイソトープの製造を効率的に行うために、炉内管への照射ラビットの挿入個数を従来の最大3本から最大5本に構造変更するとともに、炉外循環系についても照射個数変更に伴う改造を行う予定である。また、機器の製作設置に先立ち既設機器の撤去及び埋設配管等再利用機器の健全性を確認するために非破壊検査を実施するものである。
井手 広史; 飛田 健治; 遠藤 泰一; 堀 直彦
JAEA-Review 2010-043, 80 Pages, 2010/10
JAEA-Review-2010-043.pdf:34.97MB
平成16年2月に「試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則」が改正され、同規則第14条の2第2項に基づき、原子炉設置者は、運転開始後30年を経過する原子炉について、経年変化に関する技術的な評価を行い、その評価に基づき原子炉施設の保全のために実施すべき措置に関する10年間の計画(保全計画)を策定することが定められた。JMTR原子炉施設の経年変化に関する技術的な評価及び保全計画については、平成17年3月に旧日本原子力研究所より文部科学省に報告した。この評価及び保全計画に文部科学省としての評価,検討を加えることにより、効果的な対策の立案に資するための高経年化対策評価アドバイザー会合が開催された。この会合に対応するために、JMTR原子炉施設の経年変化に関する技術的な評価、平成17年以降に行われた保全活動及び改修期間中に行った健全性調査について再度検討を行った。その結果、評価内容等は妥当であることがわかった。本報告書は、高経年化対策評価アドバイザー会合に向けて行ったJMTR原子炉施設の経年変化に関する技術的評価等についてまとめたものである。
日浦 寛雄*; 遠藤 泰一; 山浦 高幸; 松井 義典; 新見 素二; 星屋 泰二; 小檜山 守*; 本橋 嘉信*
JAERI-Conf 99-006, p.343 - 348, 1999/08
軽水炉の高燃焼度燃料の健全性確認には、燃料内の酸素ポテンシャル変化を把握することが重要なファクタとなっている。この変化を把握するためには高温度及び高照射量で使用可能と考えられるジルコニア固体電解質を用いた酸素センサが有力である。また、Ni/NiOを固体標準極として使用することによりセンサの小型化が可能となり燃料棒への内蔵が容易になると期待される。そこでこのセンサをJMTRで中性子照射し、中性子照射下における起電力特性を調べた。この結果、Y
O
で安定化したジルコニア固体電解質(YSZ)を用いたセンサは、中性子フルエンス(E
1MeV)1.5
10
m
まで照射しても、未照射センサとほぼ同じ起電力特性を示した。しかしながら、この起電力は計算値より低い値であった。この原因は固体電解質と標準極の密着性が不十分であったためと判明し、このため、この密着性を改善した結果、センサの起電力特性を著しく改善した。
日浦 寛雄*; 遠藤 泰一; 山浦 高幸; 星屋 泰二; 新見 素二; 齋藤 順市; 相沢 静男; 大岡 紀一; 小檜山 守*
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.2041 - 2045, 1998/00
被引用回数：6 パーセンタイル：48.61(Materials Science, Multidisciplinary)MgO,CaO,YOで各々安定化したジルコニア固体電解質(MSZ,CSZ,YSZ)を用いた酸素センサをJMTRで中性子照射し、照射下及び照射後測定においてその起電力特性等について評価した。その結果、照射下では、YSZ試料の起電力は、110mの中性子照射量(E1MeV)までの範囲で、照射量とともに低下した。910
mの中性子照射量(E1MeV)まで照射したMSZ試料の起電力は理論値とほぼ同じ値を示した。また、照射後のMSZ,CSZ,YSZ試料の起電力は理論値より低い値を示すが、CSZ試料はMSZ,YSZ試料に比べ起電力の低下が少ないことが判明した。
日浦 寛雄*; 遠藤 泰一; 山浦 高幸; 新見 素二; 星屋 泰二; 齋藤 順市; 相沢 静男; 大岡 紀一; 小桧山 守*
JAERI-Research 97-028, 46 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-028.pdf:2.49MB
原研大洗研究所材料試験炉部では、軽水炉等で照射された高燃焼度燃料内部の化学的挙動を解明することを目的に、燃料棒内酸素ポテンシャル測定技術の開発を行っている。本試験においては、MgO,CaO,YOで各々安定化したジルコニア固体電解質(MSZ,CSZ,YSZ)を用いた酸素センサを材料試験炉(JMTR)で中性子照射し、照射下及び照射後測定においてその起電力特性等について評価した。その結果、照射下測定ではYSZ試料の起電力は照射量の増加にともない徐々に低下した。また照射後測定ではMSZ,CSZ,YSZ試料で照射とともにセンサ起電力は低下するが、CSZ試料はMSZ,YSZ試料に比べ起電力の低下が少ないことが判明した。
中村 仁一; 遠藤 泰一; 石井 忠彦; 清水 道雄; 古田 照夫
JAERI-Research 95-083, 38 Pages, 1995/11
JAERI-Research-95-083.pdf:1.42MB
敦賀1号炉で照射された燃料棒を短尺化して燃料棒内圧計を再計装し、JMTR出力急昇試験設備を用いて、出力変動時のFPガス放出挙動を明らかにするための再照射試験を実施した。試験は最高出力約40kW/mでの定常運転と出力サイクル運転を行い、燃料棒内圧変化を測定した。出力変動時、特に出力低下時に顕著な燃料棒内圧の上昇が観察された。また、その上昇幅は直前の高出力保持時間に依存した。出力レベルを30,35,40kW/mと変化させて定常運転と出力サイクル運転を繰り返すと、いずれの出力レベルでも出力サイクル運転は定常運転に比べてFPガス放出をやや加速させる傾向を示した。この出力低下時のFPガス放出は、出力低下時の熱応力に起因する、結晶粒界上のFPガス気泡からの放出であろうと推定される。
ペレット中心孔加工技術及び燃料棒組立技術清水 道雄; 齋藤 順市; 大島 邦男; 遠藤 泰一; 石井 忠彦; 中川 哲也; 相沢 静男; 川又 一夫; 田山 義伸; 河村 弘; et al.
JAERI-Tech 95-037, 87 Pages, 1995/07
軽水炉燃料棒のPCI機構の解明には、出力変動時のペレットからのFPガス放出及びペレットの中心温度の情報が重要である。照射済燃料棒に中心孔を穿孔する技術開発は、バリウムフェライトペレットを充填した模擬試料を使用して種々の穿孔試験を行った。このとき、動力炉で生じたペレットの割れをそのまま保持した状態で穿孔することが重要であるため、穿孔の間は炭酸ガスでペレットを凍結し、ダイヤモンドドリルで穿孔した。これらの開発試験により、深さが54mmで直径が2.5mmの中心孔ができることを確認した。炉内確証試験は、1995年1月にJMTRに装荷して行った。本報告書は、UO中心孔加工技術及び燃料棒組立技術についてまとめたものである。
松本 実喜夫; 遠藤 泰一; 伊藤 治彦; 板橋 行夫; 猿田 徹; 横内 猪一郎; 安藤 弘栄
JAERI-M 92-212, 62 Pages, 1993/01
高温ガス冷却炉(HTGRs)の設計及び安全解析において、燃料から放出する核分裂生成物(FP)の1次冷却系への沈着・離脱挙動を把握することは重要である。JMTRでは、高温工学試験研究炉(HTTR)用燃料照射研究に用いている高温ガス冷却ループ照射装置(OGL-1)の1次冷却系に沈着するFP分布測定を原子炉運転中及び停止後にわたって行ってきた。その結果、ヨウ素の沈着が温度上昇に対して指数関数的に減少すること、表面が冷却されている2基の再生熱交換器に系内全ヨウ素の60%が沈着することを明らかにした。また、燃料照射温度が1500Cの場合、ヨウ素放出率は1300Cの約100倍になることを確認した。更に、本報では、原子炉運転中と停止後によるFP沈着・離脱に係る系内ヨウ素分布の変化について報告する。
沢 和弘; 伊藤 治彦; 松本 実喜夫*; 遠藤 泰一; 塩沢 周策; 市橋 芳徳
JAERI-M 91-207, 34 Pages, 1991/12
高温ガス炉の減圧事故時における沈着核分裂生成物(FP)の離脱割合の評価方法を検討するために、離脱実験を行った。実験の特徴は以下のとおりである。(1)大口径破断を想定した場合にも実験結果を適用できるように、実験範囲を高いガス流速まで広げた。(2)高温ガス炉の1次系の状態を模擬したOGL-1を用いて、実際にFPを沈着させて試料を作成した。(3)離脱機構を総合的に検討するため、ガス流速の上昇による離脱実験(ブローダウン試験)に加えて、拭取り試験、温水洗浄及び化学リーチング試験も実施した。本報は、実験に基づき、高温ガス炉の事故時のFP離脱割合の評価方法を検討したもので、高温工学試験研究炉の安全評価における離脱割合評価方法も併せて示した。
染谷 博之; 遠藤 泰一; 星屋 泰二; 新見 素二; 原山 泰雄
JAERI-M 90-214, 57 Pages, 1990/11
JMTRでは、照射目的に合わせ種々の照射試験用キャプセルが設計・製作され、照射試験に供されている。多段独立制御ヒータ付きキャプセルは、キャプセルの一型式であり、キャプセル内に複数個の電気ヒータを組み込み、その供給電流を独立に調整可能である。本タイプキャプセルの照射試料は、試料ホルダーに挿入される。試料ホルダーと外筒間のガスギャップ寸法は、軸方向にわたり試料温度が平坦化するように設計される。原子炉の出力変動等による温度変化は、試料ホルダー表面の溝に取り付けたヒータによって目標温度になるよう矯正される。この報告書では、本タイプのキャプセルについて設計・製作の経験ならびに現在までにキャプセルの照射により得られたデータの整備をすることにより、考えられる合理的一設計手法について述べたものである。
