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論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士一次試験「原子力・放射線部門」; 専門科目の解説

高橋 直樹; 鈴木 惣十; 齋藤 拓人; 上野 隆; 阿部 定好; 山中 淳至; 谷川 聖史; 中村 大司; 佐々木 俊一; 峯 忠治

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 20 Pages, 2017/05

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)一次試験受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度に実施された技術士試験(原子力・放射線部門)一次試験の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、専門科目の解答と解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士等が作成を行ったものである。

報告書

OGL-1第13次~第15次燃料体の照射試験

林 君夫; 沢 和弘; 白鳥 徹雄; 菊地 啓修; 福田 幸朔; 北島 敏雄; 伊藤 忠春; 藁谷 兵太

JAERI-Research 2000-001, p.116 - 0, 2000/01

JAERI-Research-2000-001.pdf:21.78MB

JMTRに設置された高温・高圧の炉内ガスループOGL-1において照射した第13次~第15次燃料体の製造、照射及び照射後試験の結果をまとめた。第13次、第15次燃料はHTTR用初装荷仕様燃料であり、前者は製造時破損率を大幅に低下させた高品質燃料、後者はHTTR初装荷燃料と同一の製造装置で製造した燃料である。両者とも、照射中のFPガス放出率、照射後試験結果とも極めて良好であった。第14次燃料は高燃焼度用改良燃料の試作品であり、過渡的昇温後の約1500$$^{circ}C$$照射中にFPガスのスパイク的放出が検出された。全体としては、第13次~第15次燃料体のいずれについても、照射中のFPガス放出率、照射後の被覆燃料粒子貫通破損率とも、HTTR初装荷燃料の設計における基準値に比べて十分低い値であり、良好な照射健全性が確認された。

報告書

Behavior of irradiated PWR fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test MH-3

笹島 栄夫; 更田 豊志; 森 行秀*; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 伊藤 忠春

JAERI-Research 95-087, 179 Pages, 1995/12

JAERI-Research-95-087.pdf:12.06MB

本報告書は、NSRRにおいて実施した美浜2号機照射済PWR燃料を用いた第3回目の反応度模擬実験であるMH-3について、実験方法、パルス照射前の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果など実験データを整理し、考察を加えたものである。実験に使用した試験燃料は、関西電力(株)美浜2号機で照射された14$$times$$14PWR型燃料棒を短尺加工したものであり、燃料燃焼度は38.9MWd/kgUであった。

報告書

Experimental data report for test TS-5; Reactivity initiated accident test in the NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 伊藤 忠春

JAERI-Research 95-080, 92 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-080.pdf:8.22MB

本報告書は、1993年度1月に実施した照射済BWR燃料を用いた5回目の反応度事故模擬実験であるTS-5について、実験データをまとめたものである。TS-4実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、日本原子力発電(株)の敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した燃料の燃焼度は26GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、BWRのコールドスタートアップ条件を模擬した大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、公称発熱量は117$$pm$$5cal/g・fuel(ピークエンタルピ98$$pm$$4cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。なお、この実験では集合体中の燃料/水比を模した流路管中で燃料のパルス照射を行った。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。

報告書

高速炉照射したステンレス鋼の照射腐食割れ挙動,1

塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 薄井 洸; 近江 正男; 後藤 一郎; 加藤 佳明; 中川 哲也; 川又 一夫; 田山 義伸; et al.

JAERI-M 92-165, 41 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-165.pdf:4.99MB

原研及び動燃による共同研究「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、高速炉「常陽」で使用済みのラッパー管を供試材として行った、水中応力腐食割れ性評価試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れ研究を行っており、一方動燃では燃料集合体の照射後水中裸貯蔵に関連して水環境下での照射後ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)感受性評価が課題となっている。本研究では、照射量8$$times$$10$$^{22}$$n/cm$$^{2}$$(=約40dpa)のラッパー管より試験片を製作し、溶存酸素32ppmの純水中で60$$^{circ}$$C、200$$^{circ}$$C、300$$^{circ}$$Cにおいて低歪速度引張試験を実施した。その結果、60$$^{circ}$$Cでは完全な延性破断を確認したが、300$$^{circ}$$Cの水中では破断面の一部に粒界破面が観察された。これらの結果から、高速炉照射したステンレス鋼は、常温においてはSCC感受性を示さないが、高温水中においてはSCC感受性を持つようになると考えられる。

論文

遮蔽窓の除雲

菊池 輝男; 黒羽根 史朗; 伊藤 忠春

デコミッショニング技報, (5), p.60 - 66, 1992/06

ホットセルの遮蔽窓は、その内部を透視するための設備である。遮蔽ガラスはホットセルでの長時間の使用により、放射線の照射による着色に加えて、ガラス表面へのごみやほこり等の付着によるくもり及びカラス表面のアルカリ成分と大気中の水分や二酸化炭素との反応によるヤケ等が生ずる。これらはいずれもホットセル内部を見えにくくする要因であり、ホットセル内での作業を効率よく確実に実施する上で好ましくない。東海研ホットラボは、建設以来26年以上経過しているために、遮蔽窓のくもりやヤケが目立ってきている。そこで、遮蔽窓の透明度を回復させるために、除雲を実施した。本報告は、この度実施した除雲作業の概要をまとめたものである。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irradiation examination of MH-2 fuel rod

柳澤 和章; 片西 昌司; 本間 功三*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 92-015, 211 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-015.pdf:8.77MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-2(MH-2)を用いたパルス照射がNSRRで1990年3月8日に実施された。当該燃料の発熱量は68cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-2に関して燃料棒再製作時のデータ。NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irraditaiton examination of MH-1 fuel rod

柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 本間 功三*; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 91-220, 186 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-220.pdf:7.02MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-1を用いたパルス照射がNSRRで1989年11月28日に実施された。当該燃料の発熱量は60cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-1に関して燃料棒再製作時のデータ、NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

論文

A Model to predict the ultimate failure of coated fuel particles during core heatup events

小川 徹; 湊 和生; 福田 幸朔; 沼田 正美; 宮西 秀至; 関野 甫; 松島 秀夫; 伊藤 忠春; 角 重雄; 高橋 五志生

Nuclear Technology, 96, p.314 - 322, 1991/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:77.47(Nuclear Science & Technology)

仮想的な炉心過熱時における被覆燃料粒子の破損を予測するためのモデルを提出した。本モデルは被覆燃料粒子の寸法等の統計的ばらつきを考慮したことと、照射UO$$_{2}$$の定比性と平衡CO圧との熱力学的評価を行ったことを特徴とする。予測結果を照射後加熱試験結果と比較した。

報告書

PWR型高燃焼度燃料棒に関するFPガス放出率の非破壊測定に関する研究

柳澤 和章; 宮西 秀至; 喜多川 勇; 飯田 省三; 伊藤 忠春; 天野 英俊

JAERI-M 91-202, 33 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-202.pdf:1.27MB

PWR型燃料棒のガスプレナム部に蓄積された$$^{85}$$Kr(半減期10.76y)のガンマ線放射能強度を測定することにより、非破壊的に、Xe+KrFPガスの放出率(FGR)を推定する方法を実験的に研究した。実験結果によれば、Xe+Krの放出率FGR(%)は、$$^{85}$$Krに関する測定$$gamma$$線放射能強度をC(counts/h)、燃料棒プレナム容積をVfとすれば、FGR(%)=0.28c/Vf(counts/h・min)又はFGR(%)=0.07C(counts/h)で与えられる。本実験では、NSRRでパルス照射した燃焼度42MWd/kgUまでのPWR型短尺燃料棒を用いて行ったものであり、その過渡変化による放出率は0.6%から12%まであった。また、$$^{85}$$Krを用いたFGRの推定精度は、$$pm$$30%以内である。

報告書

技術報告; PWR型燃料棒の短尺化

柳澤 和章; 宇野 久男; 笹島 栄夫; 山崎 利; 稲葉 稲雄; 石島 清見; 黒羽 裕; 関田 憲昭; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 90-091, 171 Pages, 1990/06

JAERI-M-90-091.pdf:6.33MB

予備照射済燃料(商用炉で使用したLWR型燃料他)を用いたNSRRでの反応度事故(RIA)模擬実験遂行に関しては、実験遂行にあたり次の様な3つの技術的課題を克服する必要があった。(1)燃料棒の短尺化:商用炉で使用された予備照射済燃料棒の有効発熱表は3.6mあり、これをNSRR実験で使用するには有効発熱長0.12m程度に短尺化した燃料棒を(短尺化率1/30)作製しなければならなかった。(2)炉内計装機器の開発:炉内使用期間中、燃料棒は水側腐食、曲がり、つぶれ等の構造及び寸法変化をおこしていた。この様な状況の下で研究上の必要性から燃料棒内圧センサー、被覆管と燃料ペレットの伸びセンサー及び被覆管表面の熱電対等の計装類を遠隔操作で燃料棒に取り付ける技術を開発しなければならなかった。(3)パルス後の短尺化燃料棒の照射後試験機器の整備。以上の3つの課題につき、反応度安全研究室、NSRR管理室、実燃燃料試験室及び研究炉管理部ホットラボの技術陣が約4年の歳月をかけて当該技術課題と取り組み解決に至った。本報は、その技術的成果を集大成したものである。

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