Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
井上 修一; 山浦 高幸; 斎藤 隆; 石川 和義; 菊地 泰二; 相沢 静男; 土谷 邦彦
JAEA-Technology 2009-076, 33 Pages, 2010/03
JAEA-Technology-2009-076.pdf:18.29MB
材料試験炉(JMTR)では、シュラウド照射装置「OSF-1」や沸騰水キャプセルを用い、発電炉で使用された燃料試料の出力急昇を伴う照射試験を数多く行った。同燃料照射に用いる燃料試料には、遠隔で行う溶接により、熱電対やFPガス圧計のような再計装機器を直接取付けられていた。本開発では、再計装機器の利用効率の向上を図ることを目的に、従来の溶接の代わりに当該機器の再使用を可能にする機械的な接続方法、すなわち「メカニカルシール機構」を考案し、その構造の設計,試作及び確証試験を行った。試作したメカニカルシール機構の試験体は、各種確証試験において良好な結果を示し、再計装機器の再利用が可能となる見通しを得た。
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。
米田 政夫; 熊田 博明; 石川 正純*; 中村 剛実; 山本 和喜; 松村 明*
Applied Radiation and Isotopes, 67(7-8, Suppl.), p.S254 - S257, 2009/07
被引用回数：7 パーセンタイル：42.75(Chemistry, Inorganic & Nuclear)The thermal neutron flux can be easily measured in real time by using the SOF (Scintillator with Optical Fiber) detector. However the irradiation damage under high-intensity neutron flux causes the deterioration of the SOF detector due to the plastic scintillator in which 
LiF is blended. After irradiating the SOF detector for 4 hours (thermal neutron fluence approximately 2.0
10
neutrons/cm
), the sensitivity of the SOF detector decreased by 3.0%. After irradiating the SOF detector for 2 months (thermal neutron fluence approximately 6.410
neutrons/cm), the sensitivity was reduced to 42%. Supposing that the thermal neutron fluence is 210
(neutrons/cm) on the surface of a patient in a BNCT treatment, the sensitivity of the SOF detector is reduced by approximately 0.3%. This report presents investigations on the deterioration of the SOF detector in irradiation experiments.
佐藤 和義; 大森 順次; 近藤 貴; 波多江 仰紀; 梶田 信*; 石川 正男; 閨谷 譲; 海老沢 克之*; 草間 義紀
Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1713 - 1715, 2009/06
被引用回数：1 パーセンタイル：9.62(Nuclear Science & Technology)ITERの計測装置は、中性子遮蔽構造を兼ね備えたポートプラグと呼ばれる構造体に組み込まれる。日本が調達を予定している上部ポートプラグは長さ約6m,重量約22tの片持ち構造であるため、構造健全性を評価することは必須である。このため、ディスラプション時における電磁力解析結果をもとに三次元モデルを用いて変位及び応力を評価した。ポートプラグ先端に荷重を与え静/動解析により変位量を求めたところ、最大変位約9mm,動的拡大係数1.45が得られた。これはポートとの隙間20mmに対して製作・組立誤差を考慮すると設計裕度はほとんど見込めない。このため、ブランケット遮蔽モジュール先端にスリットを3本設け電磁力の低減を図ったところ、変位量は5mm以下に低減できることがわかった。一方応力については、局所的に高応力箇所は認められたものの、補強等で低減できる範囲であることがわかった。以上の結果から、ポートプラグは応力上の問題はなく、変位抑制対策を取ることで健全性を確保できる見通しを得た。また、ポートプラグの保守・組立時のシナリオについて検討し、内部フレーム及び把持機構を設けることにより、シナリオが成立する見通しを得た。
米田 政夫; 熊田 博明; 石川 正純*; 中村 剛実; 山本 和喜; 松村 明*
Proceedings of 13th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-13) (CD-ROM), 3 Pages, 2008/11
リアルタイムで熱中性子束測定が可能なSOF(Scintillator with Optical Fiber)検出器の照射試験を行い、SOFの中性子劣化特性について調べた。SOF検出器を4時間照射したところ、感度が3%低下することがわかった。この時の中性子フルエンスは約2.010(n/cm)であった。さらにSOFを2か月に渡り使用したところ、感度は42%となることがわかった。この時の中性子フルエンスは約6.410(n/cm)であった。BNCTにおいて患者表面における中性子フルエンスを2.010(n/cm)と仮定すると、1回のBNCTでSOF検出器の感度は約0.3%低下すると考えられるため、今後BNCTにおいてSOFを用いた中性子束の絶対値測定を行うには劣化対策が必要になると考えられる。
塙 善雄; 田口 剛俊; 坪井 一明; 斎藤 隆; 石川 和義; 綿引 俊介; 土谷 邦彦
JAEA-Technology 2008-039, 53 Pages, 2008/06
JAEA-Technology-2008-039.pdf:6.18MB
ベリリウムは、中性子捕獲断面積が非常に小さく、散乱断面積が大きいため、試験研究炉の中性子反射体及び減速材として利用されており、材料試験炉(JMTR)の中性子反射体として使用されているベリリウム枠は、S-200Fの金属ベリリウムである。このベリリウム枠は、一定期間ごとに交換する必要があり、JMTRの改修のために停止された165サイクルまでの運転期間のうち、5回の交換が行われた。このため、ベリリウム枠の長寿命化のための開発として、金属ベリリウムの予備照射試験をJMTRを用いて行った。本照射試験では、異なった2種類の金属ベリリウム(S-200F及びS-65C)を準備し、材質の違いによる照射効果を調べた。本報告書は、照射キャプセルの設計製作及びインナーキャプセル中にあるトリチウムを除去するための開封装置の設計製作についてまとめたものである。
石川 正純*; 熊田 博明; 山本 和喜; 金子 純一*; Bengua, G.*; 宇根崎 博信*; 櫻井 良憲*; 田中 憲一*; 小佐古 敏荘*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 551(2-3), p.448 - 457, 2005/10
被引用回数：14 パーセンタイル：62.65(Instruments & Instrumentation)ホウ素中性子補足療法(BNCT)の中性子照射中の熱中性子を計測するため、光ファイバーとシンチレータを組合せた広域熱中性子検出器(SOFモニタ)を開発した。このSOFモニタを使うことで、従来の金線放射化法に代わり、BNCT中に患者に付与される熱中性子束をリアルタイムで計測して線量評価を実施することが可能となる。開発したSOFモニタの測定精度を検証するため、JRR-4の中性子ビーム設備を使って水ファントムを用いた照射実験を実施し、ファントム内に配置した金線による熱中性子束との比較を行った。この結果から金線測定値とSOFモニタによる計測値がよく一致することを確認した。またSOFモニターでの計測では、中性子ビーム強度の変化に対してリニアリティがあることを確認した。今後実際のBNCTにも適用して検証を行い、BNCTへの適用性を評価するとともに、線量評価システムと組合せたリアルタイム線量評価技術の開発をすすめる。
菊地 泰二; 石川 和義; 松井 義典; 板橋 行夫
JAERI-Tech 2004-043, 21 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-043.pdf:2.73MB
JMTRにおける原子炉材料の照射試験は、常に高い精度の照射温度,中性子照射量及び中性子スペクトルを要求されている。一般的な要求は、JMTRの最良な照射孔を選ぶことで対応している。しかし、より正確に行うためには、特殊な機構を持ったキャプセルを製作する必要がある。反射領域の照射の場合、中性子照射量は、キャプセル部品の中性子減衰により、炉心側と反対側では20
30%の差が生じる。この照射量の不均一を緩和するため、サイクル間で遠隔による試料容器を反転させる構造とした。期待する中性子スペクトル(高速中性子/熱中性子の比)を得るために、核計算コードによってカドミウムの厚さを計算した。カドミウムは熱中性子を吸収する材料である。そのため、試料容器外側に必要な厚さのカドミウムめっきを施した。本報告では、反転機構を設けた均一照射キャプセルについて、(1)各種基礎試験,(2)その結果及び(3)実際の照射試験の評価結果について報告する。
磯崎 太*; 菊地 泰二; 井岡 郁夫; 石川 和義; 平田 雄二*
JAERI-Tech 2002-074, 22 Pages, 2002/09
JAERI-Tech-2002-074.pdf:4.98MB
IASCC照射クリ-プ等にかかわる照射試験研究の一環として、被覆管内部にガスを加圧して溶封する照射用試験片(圧力管試験片)の製作を行うことになった。本圧力管試験片は、外径7mm,肉厚0.5mmの被覆管内部にヘリウムガスを加圧封入して溶接により密封構造とするものである。この製作にあたっては、高圧下での密封溶接という技術的課題があり、研究スケジュ-ルとの関係から圧力管試験片の製作期間の短縮とコストの低減を考慮に入れて検討を行い、既存設備を応用した簡便で短期間に製作出来る手法の考案とモックアップ試験での作業手順を確認し、被覆管内部に最大で5.5MPaのガスを加圧して溶封を行える技術を確立した。また、製作した圧力管試験片は原子炉での照射試験により、中性子照射と内圧力の影響からクリ-プ変形が発生して寸法の微小変化が予測されるため、照射前後において外径寸法を高精度で測定する必要がある。そのための高精度自動測定法としてレ-ザ測定器と旋盤を組み合わせた外径寸法測定を行い、測定精度0.01
mで測定する方法を確立した。
石川 和義; 菊地 泰二; 磯崎 太*; 井上 広己; 大場 敏弘; 松井 義典; 齋藤 隆; 中野 純一; 辻 宏和
JAERI-Tech 2002-061, 69 Pages, 2002/08
JAERI-Tech-2002-061.pdf:12.21MB
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に関する研究は、軽水炉の高経年化対策にかかわる重要課題であり、その現象を解明するためには、照射,環境,応力の複合作用における発生機構を明らかにする必要がある。このような状況から、IASCC研究における照射試験を材料試験炉(JMTR)で行うため、飽和温度キャプセルを製作した。飽和温度キャプセルは炉外の水環境制御装置から沸騰水型原子炉(BWR)の炉心環境を模擬した水質及び水温の高圧水を通水しながら照射試験を行う照射リグである。本報告は、(1)この飽和温度キャプセルの設計・製作にあたっての技術的検討課題を抽出し,(2)この課題についての各種試験を行い,(3)その結果を反映させて実施したキャプセル組立及び検査について述べたものである。
大場 敏弘; 井上 広己*; 菊地 泰二; 高 勇; 千葉 雅昭; 石川 和義; 津田 和美*; 武山 友憲; 磯崎 太*; 照沼 勲*; et al.
NIFS-MEMO-36, p.121 - 124, 2002/06
原子力機器である容器等は厳重な機密性が要求されることから、これらの容器に対して極めて精度の高い漏洩検査が実施され、健全性の確認が行われている。この精度の高い検査法として、透過性の高いヘリウムガスを使用するヘリウム漏洩検査法が広く利用されている。しかし、このヘリウムガスは透過性が高いために漏洩検査のシール材として用いられるゴム系Oリングを透過漏洩して、検査を妨害する要因となる場合もある。著者等は、この問題を回避するためにゴム製Oリングを二重に装着する方法を考案し、この方法について実験を行った。その結果、予測を遥かに上回る透過漏洩の遅延現象が観察され、この現象を解析した。この結果、フランジに二重に装着したOリング間の空間の存在が、ヘリウムガスの透過漏洩を抑制する極めて有効な作用をすることがわかった。
松井 義典; 井手 広史; 板橋 行夫; 菊地 泰二; 石川 和義; 阿部 新一; 井上 修一; 清水 道雄; 岩松 重美; 渡辺 直樹*; et al.
UTNL-R-0416, p.5_1 - 5_10, 2002/03
原研では他の原子炉等で照射された材料試料をさらにJMTRで照射する、いわゆる再照射技術を平成6年度から開発してきた。この再照射技術を適用して、平成11年度から軽水炉圧力容器鋼材の中性子照射脆化に対する焼鈍効果の研究のための照射がJMTRで計画された。この照射計画では再照射の機能に加え、照射途中での試料の交換が必要なため、平成11年から試料交換を可能にするためのキャプセル端栓構造の設計と試験を開始するとともに、キャプセルの設計を行った。また、その他のキャプセル製作に必要となる種々の技術についても平成12年8月までに全ての開発試験を終了した。上記再照射試験用のキャプセル(再照射キャプセル)の製作は平成13年8月に完了し、平成13年10月からJMTRにおいて1回目の照射を行い、平成14年1月に照射された試料の焼鈍を実施した。その後、1月から2月にかけて試料の一部交換を実施し、3月からは2度目の照射を開始している。本報では、再照射技術の実用例として、本照射試験に用いているキャプセルの構造及び開発試験,照射及び焼鈍作業の結果、試料交換作業等について報告する。
松井 義典; 井手 広史; 板橋 行夫; 菊地 泰二; 石川 和義; 阿部 新一; 井上 修一; 清水 道雄; 岩松 重美; 渡辺 直樹*; et al.
KAERI/GP-195/2002, p.33 - 40, 2002/00
最近の軽水炉圧力容器材の照射損傷研究では中性子照射効果の焼鈍による回復効果の研究が行われており、JMTRを用いた照射試験と照射済試料の焼鈍さらに焼鈍後の照射効果の研究が計画された。このため、材料試験炉部では照射後に試料の焼鈍と交換を行い、その後、さらに再照射が可能なキャプセルを開発した。本再照射キャプセルの開発には、交換可能な内部キャプセルから延びた熱電対のシース線の接続を着脱可能にするための気密コネクタと、試料交換のためのキャプセル底部プラグに使用するメカニカルシールの技術開発が必要であった。開発・製作した再照射キャプセルによる照射試験は、照射されたキャプセルのカナルでの取扱いやホットセル内での遠隔操作による試料交換を計画通り実施でき、再照射の際の試料温度も目標範囲を満足するなど、開発目標を達成することができた。
大場 敏弘; 菊地 泰二; 高 勇; 磯崎 太*; 千葉 雅昭; 石川 和義; 井上 広己*; 照沼 勲*; 沢辺 正樹*; 津田 和美*; et al.
JAERI-Tech 2001-067, 29 Pages, 2001/11
JAERI-Tech-2001-067.pdf:1.93MB
原子力関連機器の気密漏洩検査としてヘリウム漏洩検査が行われているが、この検査においては検査箇所の気密を維持するためにシール用ガスケットとしてゴム製のOリングが使用される。一方、ヘリウムは透過性が強いため該Oリングをも透過漏洩し、漏洩検査時にこのヘリウムが検出され検査が阻害される問題がある。この問題を回避するためにOリングを2重に装着してヘリウムをシールする方法を考案し、ヘリウム透過漏洩量の時間変化の測定試験を行った。この結果、2重に装着したOリング間の空間の存在がOリングを透過して漏洩するヘリウムを抑制するうえで極めて有効であることが確認された。
河野 康則; 近藤 貴; 石川 正男; 波多江 仰紀; 林 利光; 小野 武博; 小川 宏明; 杉江 達夫; 岩前 敦; 草間 義紀; et al.
no journal, ,
日本におけるITER計測装置の開発の進展を報告する。主な内容は以下の通り。(1)マイクロフィッションチェンバー:真空容器内に敷設する無機絶縁ケーブルに求められる最小曲げ半径は12cmであることから、曲げ試験を行い、曲げ半径10cmの場合でも性能が劣化しないことを確認した。(2)周辺トムソン散乱計:光源YAGレーザー増幅器のプロトタイプの開発に成功し、ITERの要求仕様を満足することを確認した。(3)ポロイダル偏光計:上部ポートプラグ内機器配置の設計検討及び真空容器内に設置する再帰反射ミラーの設計検討を進めた。(4)ダイバータ不純物モニター:ダイバータカセット内に設置するミラーボックス及びシャッターの機械設計を行った。(5)上部ポートプラグ:上部ポートプラグに発生する電磁力解析のためのメッシュモデリングを行った。また、熱間等方圧加圧加工(HIP処理)によるポートプラグ製作法を提案した。
井上 修一; 山浦 高幸; 石川 和義; 斎藤 隆; 相沢 静男; 土谷 邦彦
no journal, ,
軽水炉燃材料の研究・開発において、JMTRでは、沸騰水キャプセル(BOCA)を開発し、燃料棒の中心温度及び内圧を測定しながら、出力急昇中における燃料のふるまいを評価している。3種類のBOCAが設計・製作されているが、中心温度及びFPガス圧力を計測するためのBOCAには、燃料試料に計装機器を直接溶接する構造である。このため、BOCAの製作費や放射線廃棄物の低減の観点から、新たなBOCAとして燃料試料への計装機器の取付をメカニカルシール構造とする検討を開始した。本発表では、メカニカルシール構造の設計製作,試作したメカニカルシール構造の熱サイクル条件下や高温高圧水環境下でのヘリウムリーク試験,耐圧試験等により健全性を確認した。この結果、燃料試料と計装機器の間のОリングの装荷方法を改善することにより、良好な気密性を確保できることがわかった。
河野 康則; 石川 正男; 佐藤 和義; 草間 義紀; 林 利光; 小野 武博; 海老澤 克之*; 若林 邦朗*; 平松 美帆*; 清原 通雄*; et al.
no journal, ,
ITER計画において日本が調達するポロイダル偏光計測装置は、遠赤外レーザー光(波長:約118ミクロン)の偏光面ファラデー回転角測定に基づき、ITERのプラズマ中心部におけるプラズマ電流分布の計測を行う装置である。原子力機構ではポロイダル偏光計測装置の設計検討を進めており、本講演では、以下の成果について報告する。(1)現在の設計では、上部計測ポートプラグから6本、水平計測ポートプラグから9本のレーザー光をプラズマ中に入射することとしており、これに対応した各ポートプラグ内での機器配置案を作成した。(2)真空容器内の第一壁パネル及びダイバータカセットに設置するレトロリフレクター(レーザー光折り返し用の再帰反射ミラー)について、熱負荷条件を考慮に入れた設計案を作成した。
草間 義紀; 近藤 貴; 石川 正男; 波多江 仰紀; 谷塚 英一; 林 利光; 小野 武博; 河野 康則; 今澤 良太; 小川 宏明; et al.
no journal, ,
ITER計画において我が国が調達を担当する6つの計測装置(マイクロフィッションチェンバー,周辺トムソン散乱計測装置,ポロイダル偏光計,ダイバータ不純物モニター,ダイバータ熱電対,ダイバータ赤外サーモグラフィー)の開発並びに計測装置設計に不可欠な中性子輸送解析,上部計測ポートプラグ設計の進展について報告する。
河野 康則; 今澤 良太; 小野 武博; 石川 正男; 林 利光; 佐藤 和義; 草間 義紀; 海老澤 克之*; 若林 邦朗*; 勝又 孝仁*
no journal, ,
ITER計画において日本が調達するポロイダル偏光計は、遠赤外レーザー光のファラデー回転角測定に基づきプラズマ中心部の電流分布を計測する装置である。本講演では、ポロイダル偏光計の機械設計の進展について報告する。主な内容は以下の通り。(1)水平ポートプラグ内ミラーモジュールの設計:レーザー光の光軸の安定化及びレーザー光の反射特性の維持を目的として、ITER運転時の核発熱に起因したプラズマ対向ミラー(第一ミラー及び第二ミラー)の熱変形を低減できるよう、ミラーとミラー支持構造体を一体化したミラーモジュール方式を考案・設計し、熱機械解析・電磁力解析を通してその妥当性を確認した。(2)上部ポートプラグ内ミラーモジュールの設計:ミラーの熱変形を低減できるよう、新たに第三ミラーを採用してミラーモジュールの構造を見直すとともに、冷却配管設計の改善を行った。(3)シャッターの設計:シャッター板開閉のための回転駆動部に、バネとして機能するスパイラル状の冷却配管を採用した。これにより、可動シャッター板への冷却配管経路を確保するとともに、ITERの指針である開閉駆動源が失われた場合にはシャッターを開とする設計が得られた。
若井 栄一; 涌井 隆; 粉川 広行; 直江 崇; 荘司 政行; 石川 和義; 安 一三*; 勅使河原 誠; 花野 耕平; 成井 紀男; et al.
no journal, ,
J-PARCの物質・生命科学実験施設では高強度の核破砕中性子源を用いて物質生命科学の研究を推進している。この中性子源は水銀標的を用い、316L鋼製の容器内で水銀を流動させて運転している。また、この標的容器は、水銀を入れた容器(厚さ8mm)を2重の保護容器(厚さ: 各3mm)で包んだ多重容器構造を持つ。本研究では本容器の健全性評価において、より有効な検査方法を開発するため、FMV/TFM法(全素子組送受波形収集によるデジタル全フォーカス法)によってリアルタイムに画像処理したフェーズドアレイ超音波探傷器及びX線透過等の試験で本構造体の内部状態や欠陥状態などを詳細に調査をした。その結果、これまで検査が困難であった最外層薄肉容器の未溶接部やき裂を含む内部の欠陥状態等を評価できることが分かった。このため、今後、製作する水銀標的容器に対してこれらの検査方法を適用させていく予定である。
