燃料照射試験用再計装機器のメカニカルシール機構の開発

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。

Performance measurement of the scintillator with optical fiber detector for boron neutron capture therapy

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

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2009.03.083

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 2.010 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.

Performance measurement of the SOF detector for boron neutron capture therapy

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。

Development of a wide-range paired scintillator with optical fiber neutron monitor for BNCT irradiation field study

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

https://doi.org/10.1016/j.nima.2005.06.044

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。

内部を加圧した照射用被覆管試験片の製作

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0.01mで測定する方法を確立した。

ゴム系Oリングを使用したHeガスの透過漏洩抑制法

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。

Post-irradiation annealing and re-irradiation technique for LWR reactor pressure vessel material

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。

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。

ITER上部計測ポートプラグの設計の現状

佐藤 和義; 大森 順次; 近藤 貴; 波多江 仰紀; 梶田 信*; 石川 正男; 草間 義紀; 閨谷 譲; 海老沢 克之*

no journal, , 

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。上部ポートプラグは長さ約6m、重量約20t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解析により変位量を求めたところ、最大変位約9mm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56mmとなるが、動的拡大係数(DAF)は含まれていない。遮蔽ブランケットのDAFが1.5であることを考慮すると変位をさらに抑制する必要がある。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、変位量は約5mmと低減できることがわかった。一方応力はマニフォールドと側板接続部、フランジ付け根部で高い応力が発生し、最大値は230MPaである。同部位は、接続形状の変更や補強構造を設けることにより、発生応力を相当低減することが可能である。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。

長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常陽)及びホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)作業の報告

松井 義典; 高橋 広幸; 市瀬 健一; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 岩松 重美; 米川 実; 伊藤 和寛; 山本 雅也; 曽我 知則; et al.

no journal, , 

平成18年度から文部科学省の受託事業として「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」を実施している。この研究開発において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な照射材を高速炉の常陽と研究炉のJRR-3との相互組合せ照射により、約2年間の短期間で取得した。この常陽及びJRR-3の照射を実施するにあたり、日本原子力研究開発機構の大洗研究開発センター及び原子力科学研究所の各原子炉施設及び各ホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)を利用する全体計画,各施設作業及び照射結果等について報告する。