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報告書

JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2015年度

江口 祥平; 竹本 紀之; 柴田 裕司; 那珂 通裕; 中村 仁一; 谷本 政隆; 伊藤 治彦*

JAEA-Review 2016-001, 31 Pages, 2016/05

JAEA-Review-2016-001.pdf:9.05MB

照射試験炉センターでは、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来のJMTRの照射利用拡大を目的とし、海外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践的な研修を平成23年度に開始した。一方、国内の若手研究者・技術者を対象とした同様の研修を平成22年度に開始した。平成26年度からは、これら国内及び海外の研修を統合して実施している。平成27年度は7か国から17名が参加し、2週間の研修を実施した。参加者は、原子力に関 する講義や実習を通して、原子力研究の概要、原子力エネルギーの現状と開発、原子炉の安全管理、原子炉用燃料及び材料の中性子照射によるふるまい、照射と照射後試験施設及び技術、原子炉の核特性等について学んだ。また、研修の最後には各国のエネルギーミックスの現状と将来及び再生可能エネルギーを題材として、参加者間での討論を行った。本報告は、平成27年度に実施した研修の内容と結果についてまとめたものである。

報告書

JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2014年度

江口 祥平; 竹本 紀之; 谷本 政隆; 久保 彩子; 石塚 悦男; 中村 仁一; 伊藤 治彦

JAEA-Review 2015-005, 38 Pages, 2015/06

JAEA-Review-2015-005.pdf:15.06MB

照射試験炉センターでは、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来のJMTRの照射利用拡大を目的とし、海外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践的な研修を平成23年度から実施している。一方、国内の若手研究者・技術者を対象とした同様の研修は、平成22年度から実施している。平成26年度は、これらの研修を統合し、国内外の若手研究者・技術者を対象に3週間の研修を 実施した。研修には7か国から19名が参加し、原子力研究の概要、原子力エネルギーの現状と 開発、照射試験研究に係る施設及び技術、原子炉の核特性、原子炉施設の安全管理及び運転管理等について学んだ。また、研修の最後にはエネルギーミックスの現状と将来を題材として参加者間の討論を行い、活発な意見交換がなされた。本報告は、平成26年度に実施した研修の内容と結果についてまとめたものである。

報告書

大洗研究開発センターの原子力施設を活用したインターンシップ

竹本 紀之; 板垣 亘; 木村 伸明; 石塚 悦男; 中塚 亨; 堀 直彦; 大岡 誠; 伊藤 治彦

JAEA-Review 2013-063, 34 Pages, 2014/03

JAEA-Review-2013-063.pdf:8.46MB

我が国において原子力エネルギーは経済性及びエネルギー保障の観点で重要である。しかし、東京電力福島第一原子力発電所の事故以降、今後の原子力研究者及び技術者の不足が懸念されている。このような中、国立高等専門学校機構では、高等専門学校生を対象とし、原子力施設において実際の体験を含む原子力人材育成研修を行うことを計画した。日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、この計画に協力し、原子力防災・安全を主要テーマにJMTRをはじめとした大洗研究開発センターの原子力施設を活用したインターンシップを実施し、平成23年度から平成25年度まで合計32名の高等専門学校生が参加した。本報告は、平成23年度から3年間に実施した本インターンシップの内容と結果についてまとめたものである。

報告書

最先端研究基盤JMTR及び関連施設を活用した研修; 2013年度

竹本 紀之; 木村 伸明; 花川 裕規; 柴田 晃; 松井 義典; 中村 仁一; 石塚 悦男; 中塚 亨; 伊藤 治彦

JAEA-Review 2013-058, 42 Pages, 2014/02

JAEA-Review-2013-058.pdf:4.95MB

日本原子力研究開発機構では、将来の原子力人材を確保するための裾野拡大及びその育成を行う観点から、最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた実践的な体験型研修を平成22年度から実施している。平成25年度は、海外若手研究者・技術者を対象とした「海外若手研究者・技術者のためのJMTRオンサイト研修」を7月8日から7月26日に実施し、国内の若手研究者・技術者を対象とした「最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた研修講座」を7月29日から8月9日に実施した。研修にはそれぞれ18名の計36名が参加し、基礎講義や体験実習を通してJMTRの運転管理、安全管理、照射試験等の原子力基盤研究・技術について学んだ。本報告は、平成25年度に実施したこれらの研修の内容と結果についてまとめたものである。

報告書

最先端研究基盤としてのJMTR及び関連施設を活用した研修; 2012年度

木村 伸明; 竹本 紀之; 大岡 誠; 石塚 悦男; 中塚 亨; 伊藤 治彦; 石原 正博

JAEA-Review 2012-055, 40 Pages, 2013/03

JAEA-Review-2012-055.pdf:93.64MB

日本原子力研究開発機構では、平成22年度から原子力産業の世界展開を支援することを目的に、原子力人材育成の観点から若手研究者・技術者を対象に、最先端研究基盤であるJMTR及び関連施設を用いた実務的な研修講座を開設している。平成24年度は、効果的な実務研修を行うため、研修者の国籍、年齢等を考慮した海外若手研究者・技術者のためのJMTRオンサイト研修(海外若手研修)及び国内の若手研究者・技術者を主体とした最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた研修講座(国内若手研修)を実施した。研修は原子力の基礎から実務まで行うことを基本として、対象者に合うようカリキュラムを構成している。海外若手研修は、平成24年7月23日から8月10日に行い16名、国内若手研修は8月20日から8月31日までと9月3日から9月14日まで2回行い、合わせて35名が受講した。本報告は、平成24年度に行った研修講座の内容と研修結果についてまとめたものである。

論文

In-situ tritium recovery behavior from Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebble bed under neutron pulse operation

土谷 邦彦; 菊川 明広*; 星野 毅; 中道 勝; 山田 弘一*; 八巻 大樹; 榎枝 幹男; 石塚 悦男; 河村 弘; 伊藤 治彦; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1248 - 1251, 2004/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.39(Materials Science, Multidisciplinary)

チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は、核融合炉ブランケットで用いるトリチウム増殖材料の有望な候補材の1つである。大小2種類(直径2mm及び0.3mm)のLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球を混合充填した充填体を中性子パルス運転が模擬できる照射試験体に装荷し、中性子吸収体を回転させた後一定出力とした時と、中性子吸収体を一定間隔でパルス運転した時のトリチウム生成回収特性を調べるための照射試験をJMTRを用いて行った。その結果、R/G(トリチウム回収率との生成率の比)はパルス運転に伴って、波を描きながら増加したが、マクロ的なトリチウム生成回収挙動は一定出力運転させたものと時定数がほとんど変わらないことがわかった。この原因は、トリチウム回収速度の時定数がパルスの周期より十分長いためで、パルス運転の影響はほとんどないことに起因しているものと考えられる。

報告書

世界の照射試験炉の現状と今後の利用

伊藤 治彦; 井手 広史; 山浦 高幸; 辻 智之

JAERI-Review 2004-001, 39 Pages, 2004/02

JAERI-Review-2004-001.pdf:2.02MB

世界の研究用原子炉は、1975年以降、開発途上国に関しては増えているものの、全体としては減少しており、多くの研究炉は、初臨界から35年を経過し、高経年化対策が課題となっている現状である。この傾向は、高中性子照射量を要求される照射試験炉においても同様である。照射試験炉の最近の主要な利用目的は、(1)軽水炉の寿命延長のための圧力容器材の照射脆化に関する研究、及び炉内構造材の照射誘起応力腐食割れの研究,(2)軽水炉用燃料の高燃焼度化研究、及び軽水炉用混合酸化物(MOX)燃料の照射試験,(3)核融合炉用のブランケット及び構造材料の研究開発,(4)その他、放射性同位元素製造,シリコンドーピング,基礎研究などである。以上の利用目的を達成するため、照射試験炉は、高中性子束,高稼働率、さらに多目的利用炉として冷却材温度が低いことが要求される。今後の照射試験においては、中性子照射の影響に加えて、温度因子,軽水炉の水質のような化学的因子,種々の応力などの機械的因子から成る複合環境での影響評価が重要になる。このことから、環境制御技術、及び「その場」測定技術の開発が重要となる。このような高度な照射試験を実現するためには、原子炉としてフレキシビリティーを持つことが今後の照射試験炉にとって欠かせない要素である。

報告書

JMTR計測用配管水漏れ対策報告書

伊藤 治彦; 本間 建三; 板橋 行夫; 田畑 俊夫; 明石 一朝; 稲場 幸夫; 熊原 肇; 高橋 邦裕; 北島 敏雄; 横内 猪一郎

JAERI-Review 2003-024, 76 Pages, 2003/10

JAERI-Review-2003-024.pdf:8.35MB

JMTRでは、平成14年12月6日に原子炉一次冷却系がある部屋の漏水検知器が作動したため、ITVで漏水の観察を続けたが、12月10日になって計測用配管からの漏水を発見して原子炉を手動で停止した。本計画外停止に関しては「JMTR計測用配管水漏れ調査委員会」において、漏水発生の原因と対策のほか、漏水検知器の作動から原子炉の手動停止に至る4日間の安全管理に関する問題指摘とその対策の検討を行った。その後、委員会報告を受け、水漏れ発生箇所の修復と類似箇所への水平展開を図るとともに、原子炉施設の安全運転のために必要な設備の改善と運転手引きの改善,教育訓練,情報の共有化,品質保証活動の充実など、具体策を実施した。本報告書は、これらの対策の実施結果についてまとめたものである。

論文

Preliminary neutronic estimation for demo blanket with beryllide

山田 弘一*; 長尾 美春; 河村 弘; 中尾 誠*; 内田 宗範*; 伊藤 治彦

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.269 - 273, 2003/09

 被引用回数:12 パーセンタイル:32.91

核融合炉ブランケットの中性子増倍材として、ベリリウム金属(Be)を用いた場合と高温特性に優れたベリリウム金属間化合物(Be$$_{12}$$Ti, Be$$_{12}$$WまたはBe$$_{12}$$V)を用いた場合とで、中性子1あたりのトリチウム生成量で定義されるトリチウム増殖比(TBR)にどのような違いがあるかを、2次元輸送コードDOT3.5により計算したTBR値の比較により検討した。その結果、Be$$_{12}$$TiではTBR目標値である1.3に近いTBR(1.26)が得られ、またそれはBeを用いた場合のTBR(1.29)相当であることから、中性子増倍材として使用できることを明らかにした。併せて、充填方法について、トリチウム増殖材と中性子増倍材を混合充填した場合の方が両者を分離充填した場合よりTBRが大きくなることを明らかにした。

論文

Evaluation of effective thermal diffusivity of Li$$_2$$TiO$$_3$$ pebble bed under neutron irradiation

河村 弘; 菊川 明広*; 土谷 邦彦; 山田 弘一*; 中道 勝; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 伊藤 治彦

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.263 - 267, 2003/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.71

JMTRにて中性子パルス運転模擬照射試験体の照射試験を行い、ITERブランケットテストモジュールを設計するうえで必要不可欠な中性子照射下のチタン酸リチウム(Li$$_2$$TiO$$_3$$)微小球充填層中の見かけの熱拡散率を調べた。定速昇温法により測定した結果、Li$$_2$$TiO$$_3$$微小球充填層の見かけの熱拡散率は、照射温度と中性子照射量の増加とともに減少することがわかった。一方、スイープガス流量の影響は、0$$sim$$600cm$$^3$$/minの間では見られなかった。

論文

Development of advanced blanket materials for a solid breeder blanket of a fusion reactor

河村 弘; 石塚 悦男; 土谷 邦彦; 中道 勝; 内田 宗範*; 山田 弘一*; 中村 和幸; 伊藤 治彦; 中沢 哲也; 高橋 平七郎*; et al.

Nuclear Fusion, 43(8), p.675 - 680, 2003/08

 被引用回数:20 パーセンタイル:39.47(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合原型炉を実現するために、先進ブランケットの設計研究が行われている。これらの設計では、より高い発電効率を目指して冷却材温度を500$$^{circ}C$$以上としており、高温に耐え、また高中性子照射量まで使用できるブランケット材料(トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料)の開発が求められている。本論文では、原研及び国内の大学、産業界が共同で実施してきたこれら先進ブランケット材料の開発の現状について報告する。トリチウム増殖材料に関しては、トリチウム放出特性に悪影響を及す高温での結晶粒径成長を抑制できる材料の開発として、TiO$$_{2}$$を添加したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$に注目し、湿式造粒法による微小球の製造技術開発を実施した。この結果、固体ブランケットに用いる微小球製造に見通しが得られた。中性子増倍材料に関しては、融点が高く化学的に安定な材料としてベリリウム金属間化合物であるBe$$_{12}$$Ti等に注目し、回転電極法による微小球の製造技術開発及び特性評価を実施した。この結果、ベリリウムの含有量を化学量論値より多くすることにより、延性を増すことによって、微小球の製造に見通しが得られた。また、Be$$_{12}$$Tiはベリリウムより中性子照射によるスエリングが小さいことなど、優れた特性を有していることが明らかとなった。

報告書

JMTR計測用配管のき裂発生原因の調査報告書; 配管部の振動解析と応力解析の結果

塙 悟史; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 石原 正博; 伊藤 治彦

JAERI-Tech 2003-064, 25 Pages, 2003/07

JAERI-Tech-2003-064.pdf:2.84MB

材料試験炉(JMTR:Japan Materials Testing Reactor)は、第147サイクルの共同利用運転中に、一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管からの水漏れが確認されたため、12月10日に原子炉を手動停止した。当該圧力計導管については、充填ポンプが加振源となり圧力計導管が振動し、その繰り返し荷重によりき裂が発生・進展した可能性がある。このため、当該部の振動解析と応力解析を実施した。振動解析の結果、充填ポンプNo.1圧力計導管の固有振動数は53$$sim$$58Hz程度と推定され、共振周波数である50Hz(充填ポンプ回転数)に近い状態にあった。応力解析の結果、振動により当該圧力計導管に発生する応力は固有振動数53Hzで63MPa,58Hzで25MPaと求められた。振動による応力と、自重と内圧による応力の合計値を計算すると、固有振動数53Hzで112.2MPa,58Hzで74.2MPaになる。これらの発生応力は使用材料の疲れ限度に近い値であり、充填ポンプNo.1の圧力計導管に生じたき裂は、充填ポンプの振動に起因する疲労によるものと推測された。

論文

High-temperature XAFS measurement of molten salt systems

岡本 芳浩; 赤堀 光雄; 本橋 治彦*; 伊藤 昭憲; 小川 徹

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 487(3), p.605 - 611, 2002/07

 被引用回数:20 パーセンタイル:19.48

希土類塩化物のような空気中で活性な溶融塩系の局所構造を調べるために、最高到達温度1000$$^{circ}C$$の高温XAFS測定システムを開発した。砂時計型の石英セルの上部タンクに固体試料を減圧状態でセットし、電気炉で溶融させ、厚さ0.1mm(0.2mm)の融体パスを通過するところで、XAFS測定を実施した。石英の吸収のために、10keV以上のエネルギー領域に測定が限られたが、本測定システムで吸湿性の高い活性な溶融塩系のXAFS測定が可能であることを確認した。

報告書

核融合炉ブランケット照射試験データ解析プログラム

中道 勝; 圷 久*; 山口 勝義*; 土谷 邦彦; 河村 弘; 伊藤 治彦

JAERI-Data/Code 2002-010, 288 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-010.pdf:35.19MB

核融合炉ブランケット照射試験データ解析プログラムは、材料試験炉(JMTR)で実施しているトリチウム増殖材微小球充填体の照射試験における照射挙動評価を行うためのものであり、照射試験データ収集・表示システム(TRITON)及び照射試験体内トリチウム分布表示システム(MARINE)から構成されている。TRITONは、ブランケット照射試験用の照射設備(スイープガス装置及び試験体制御盤)の100ms毎の各種計装機器データを光ケーブルを介して居室側へ転送し、DEC 3400を用いてデータの収集,保存及び表示するものである。MARINEは、DEC Alpha Station 255/233及びDell precision210を用いて、TRITONで収集した100ms毎のデータをイントラネットを介して収集及び保存し、本データを用いて、照射試験体内の温度分布,トリチウム分布計算をリアルタイムでの解析又は保存データからのヒストリ解析を行うものである。

論文

Current status and future prospects of JMTR Hot Laboratory

齋藤 順市; 石井 敏満; 近江 正男; 藤木 和男; 伊藤 治彦; 高橋 秀武

KAERI/GP-192/2002, p.3 - 11, 2002/00

材料試験炉部ホットラボで開発した、核融合炉材料開発に不可欠な微小試験片試験技術,IASCC研究に不可欠な低歪速度引張試験技術,軽水炉燃料の安全性研究に貢献する再計装技術及び遠隔溶接技術,照射脆化を非破壊的に評価する技術等について紹介する。また、PIE技術の情報交換,研究者の交流及びPIE施設の相互利用を図ることが、PIE技術の底上げ及び原子力研究のブレークスルーのために重要であることを提案する。

論文

New in-pile water loop facility for IASCC studies at JMTR

塚田 隆; 小森 芳廣; 辻 宏和; 中島 甫; 伊藤 治彦

Proceedings of International Conference on Water Chemistry in Nuclear Reactor Systems 2002 (CD-ROM), 5 Pages, 2002/00

照射誘起応力腐食割れ(以下、IASCC)研究における試験データは、従来ほとんどすべてが照射後試験により得られて来た。その結果、IASCCに関して多くの知見が得られたことは事実である。しかし、IASCCは本来炉内で使用される構造材で問題となり、そこでは照射,化学環境(高温水)そして応力は同時に材料に作用している。これらの作用には照射後試験では再現不可能な現象があり、照射は高温水の放射線分解をもたらし、応力付加状態での照射損傷組織は無負荷状態のそれと異なることも知られている。近年、IASCC研究では炉内の照射下高温水中で材料試験を行い、上記の炉内複合環境におけるIASCC挙動を調べようとする機運が高まっている。既にハルデン炉では、照射下IASCC試験を開始しているが、チェコLVR-15炉,ベルギーBR-2炉においても照射下IASCC試験のための高温水ループを炉内に設置して試験の実施を目指している。本発表では、平成13年度にJMTRに設置されたIASCC研究用高温水ループについて、その設計の考え方と装置の仕様と特徴などを報告する。

論文

Local structure of (U,Zr)Pd$$_{3}$$ by EXAFS

赤堀 光雄; 小川 徹; 伊藤 昭憲; 本橋 治彦; 塩飽 秀啓

Journal of Alloys and Compounds, 271-273, p.363 - 366, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:78.76

(U,Zr)Pd$$_{3}$$合金のEXAFS測定を行い、理論パラメータを用いた最適化法によりU-Pd,Zr-Pd原子間距離の濃度依存性を調べた。EXAFS測定は、高エネルギー物理学研究所の放射光施設内BL-27X線ラインで実施した。ZrPd$$_{3}$$組成の増加に伴うU-Pd原子間距離の減少は、X線回折による格子定数から求めた平均の原子間距離よりも少ないことが解った。このことは、UPd$$_{3}$$での局在化した5-f電子構造が(U,Zr)Pd$$_{3}$$でも維持されていることを示していた。

論文

Application of thermography as a technique for nondestructive evaluation on nuclear facilities

那珂 通裕; 石井 敏満; 大岡 紀一; 廣原 進; 伊藤 治彦; 馬場 治

Proc. of CORENDE, 3 Pages, 1997/00

サーモグラフィを用いたリモートセンシング非破壊試験、評価法が、多くの分野の機器構造物の検査に応用されてきているが、原子力分野への応用はほとんどなされていない。そこで、原子力分野での適用の可能性を明らかにするために、日本原子力研究所の材料試験炉(JMTR)にこの手法の適用を試みた。その結果、建屋構造物の欠陥検出が可能であり、また、熱負荷運転目的の機器、ポンプや冷却塔の運転状態を観察することが可能であった。これらから、この手法は原子力分野においても非常に有効な温度監視、及び健全性評価法であることが確認された。

口頭

ループ照射設備の炉外装置に関する解体技術

小沼 勇一; 石田 卓也; 斎藤 隆; 菅野 勝; 伊藤 治彦*

no journal, , 

大洗研究開発センターのJMTRは、平成23年の再稼働に向けて改修中であり、改修に伴う照射設備の整備の一環として、JMTRに設置されたOWL-1照射設備(Oarai Water Loop -1:大洗水ループ1号)の炉外装置の解体について検討を行った。本装置の機器内部は、核分裂生成物(fission products:FP)や腐食生成物(crud)で汚染されているため、設備の解体を安全かつ迅速に行う解体手法及び解体によって発生する廃棄物の分別を合理的に行うための検討を行った。

口頭

Cu$$_{3}$$Mo$$_{2}$$O$$_{9}$$の中性子非弾性散乱

黒江 晴彦*; 浜崎 智幸*; 長谷 正司*; 金子 耕士; 目時 直人; 松田 雅昌; 加倉井 和久; 岡 邦彦*; 伊藤 利充*; 永崎 洋*

no journal, , 

低次元反強磁性体物質Cu$$_{3}$$Mo$$_{2}$$O$$_{9}$$の中性子非弾性散乱の結果を報告する。この系の磁気励起分散関係は、交換相互作用J3による孤立ダイマーによるフラットな分散関係(Et=J3=5.8meV,図中の点線)と、鎖間相互作用を考慮した擬一次元磁性鎖の分散関係との間に、波数に依存した相互作用を働かせることで再現できる。当日は、磁気励起の分散関係のほかに、低エネルギー励起の詳細を紹介する。

口頭

実践型JMTR及び関連施設を活用したオンサイト研修; 原子力人材育成の取組みについて

江口 祥平; 竹本 紀之; 谷本 政隆; 石塚 悦男; 伊藤 治彦; 荒木 政則

no journal, , 

原子力機構・大洗研究開発センター・照射試験炉センターでは、原子力人材の確保の裾野拡大とその育成及び将来のJMTRの照射利用拡大に資することを目的として、大洗研究開発センターの有するJMTRとその関連施設を中核とする原子力施設を活用した実践的な研修を平成22年度から行っている。本研修は、「基礎講義」、「施設見学」及び「体験型実習」により構成している。また、核計算実習, 照射後試験実習, 原子炉シミュレータ運転実習等により、原子炉の運転管理や中性子照射試験に係る一連の実務を体験できるようにしている。今年度は、日本を含む7ヶ国から19名の若手研究者・技術者が参加し、平成26年7月22日から8月8日にかけて約3週間の研修を実施した。研修後のアンケート等から、本研修を通して運転に伴う原子炉の挙動等について、参加者の理解が十分深まったことを確認できた等、本研修の有効性が確認できたため、次年度以降も実施していく計画である。

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