Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
根本 義之; 加治 芳行; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
使用済燃料プールでの事故解析を目的としたシビアアクシデントコードの高度化においては、被覆管材料の当該事故条件での酸化モデルの構築及びその導入が必要である。著者らは短尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬の温度条件、環境条件での熱天秤を用いた酸化試験結果に基づき、酸化モデルの構築を行った。また長尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬条件での酸化試験を行い、酸化モデルによる解析結果と実験結果について比較検討を行い、酸化モデルの検証を行った。酸化試験においては酸化反応による雰囲気中の酸素欠乏に関しても実験及び解析による評価を行い、その結果に基づき、雰囲気中の酸素欠乏の被覆管酸化挙動に及ぼす影響や、それを考慮した今後の酸化モデルの高度化について議論を行なった。
東條 匡志*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 岩本 達也*; 小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 根本 義之; 加治 芳行
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 13 Pages, 2019/05
沸騰水型軽水炉の使用済燃料プールにおける、冷却水損失,冷却不全等による事故時の安全性向上を目的として、使用済み燃料ラック内における燃料配置手法の検討を3次元解析に基づいて実施した。その際、崩壊熱の正確な評価、ラック体系の熱伝達評価による燃料温度の把握、破損時の幾何形状なども考慮した臨界性等について考慮する必要がある。本研究においては、これらに関してそれぞれ3次元体系の解析コードによる評価を行い、それらの結果を総合的に検討することにより、事故進展に及ぼす燃料配置の影響について議論を行なった。またそれらの知見に基づき、安全性向上に寄与しうる燃料配置手法について考察を行なった。
根本 義之; 加治 芳行; 鬼澤 崇*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*
Proceedings of Annual Congress of the European Federation of Corrosion (EUROCORR 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/09
ジルカロイ2被覆管の短尺試験片を用いて乾燥空気及び空気と蒸気混合雰囲気での高温酸化試験データに基づく酸化モデルを提案している。使用済燃料プール事故時を模擬した長尺試験片の酸化挙動を解析するために、酸化モデルを計算熱流動解析コードに提供した。空気中での酸化皮膜成長挙動は酸化モデルを用いた計算結果により良く再現できるが、空気と蒸気混合雰囲気では過度に保守的な評価となっている。事故時の使用済燃料ラックにおける雰囲気成分の変化の影響について議論した結果について紹介する。
根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 近藤 啓悦; 中島 一雄*; 金沢 徹*; 東條 匡志*
Journal of Nuclear Materials, 488, p.22 - 32, 2017/05
被引用回数：2 パーセンタイル：19.65(Materials Science, Multidisciplinary)これまでにジルカロイ2被覆管の熱天秤による空気中酸化試験を行ったが、本研究ではそのデータに基づいて使用済み燃料プール(SFP)事故時の被覆管の酸化挙動の解析に適用可能な酸化モデルの構築を行った。その検証にあたり長尺被覆管の酸化試験に関して当該酸化モデルを適用した数値流体解析を行った。酸化試験はSFP事故を模擬した空気流量条件中で高温の温度勾配を付与して実施した。構築した酸化モデルを適用した解析は酸化試験での被覆管表面の酸化皮膜及び多孔質な酸化層の成長をよく再現し、酸化モデルの妥当性が確認できた。本研究の試験条件の範囲では空気流量条件の酸化挙動への影響は明らかには見られなかった。
伊藤 正泰; 川又 一夫; 田山 義伸; 金澤 賢治; 米川 実; 中川 哲也; 近江 正男; 岩松 重美
JAEA-Technology 2011-022, 44 Pages, 2011/07
JAEA-Technology-2011-022.pdf:3.29MB
ホットラボ施設は、材料試験炉等で照射された試料の照射後試験を実施する施設である。JMTR(Japan Materials Testing Reactor)ホットラボでは、平成23年度のJMTR再稼働にあわせ、高燃焼度燃料の取扱いを計画している。本報告書は、JMTRホットラボにおいて高燃焼度燃料を取扱うホットセルのしゃへい評価及びしゃへい体の製作・据付けについてまとめたものである。
西内 満美子; 榊 泰直; 堀 利彦; Bolton, P.; 小倉 浩一; 匂坂 明人; 余語 覚文; 森 道昭; 織茂 聡; Pirozhkov, A. S.; et al.
Physical Review Special Topics; Accelerators and Beams, 13(7), p.071304_1 - 071304_7, 2010/07
被引用回数：25 パーセンタイル：79.43(Physics, Nuclear)1.9MeVレーザー駆動陽子線のビームライン中に伝送した。ビームラインは、PMQ, RF cavity,monochrometerからなり、伝送の様子をPARMILAのシミュレーションによって再現した。このような試みは世界初のことである。ビームラインの最終端において、6nsのバンチ幅を道、5%のエネルギースプレッドを持つビームが10%の効率で検出された。この様子はPARMILAにより再現でき、PARMILAコードがレーザー駆動陽子線のビームラインの構築に使用できることを証明した。
相沢 静男; 中川 哲也; 岩松 重美; 林 光二; 田山 義伸; 川又 一夫; 米川 実; 田口 剛俊; 金澤 賢治; 近江 正男
JAEA-Technology 2009-070, 27 Pages, 2010/03
JAEA-Technology-2009-070.pdf:7.46MB
原子力機構では重要な安全基盤研究施設の1つとして位置づけられた材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor)を安定して運転するための改修を進めている。経済産業省原子力安全・保安院からの受託事業「軽水炉燃材料詳細健全性調査」では、これと並行して照射試験装置を整備し軽水炉の燃料及び構造機器の健全性評価にかかわる基準等の整備に資するための照射試験を実施する計画である。同試験の遂行に必要となるホットラボ施設の整備として、平成20年度は、(1)セル中性子しゃへい強化にかかわる申請図書作成等、(2)キャプセル組立装置の詳細設計、(3)燃料照射試験のための国内輸送装置の安全解析、(4)燃料棒中心孔加工装置用ダイヤモンドドリルの刃の確証試験の4項目について検討及び試験を進めた。
相沢 静男; 中川 哲也; 近江 正男; 林 光二; 岩松 重美; 川又 一夫; 加藤 佳明; 金澤 賢治
JAEA-Technology 2009-069, 32 Pages, 2010/03
JAEA-Technology-2009-069.pdf:7.33MB
原子力機構では重要な安全基盤研究施設の1つとして位置づけられた材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor)を安定して運転するための改修を進めている。経済産業省原子力安全・保安院からの受託事業「軽水炉燃材料詳細健全性調査」では、これと並行して照射試験装置を整備し軽水炉の燃料及び構造機器の健全性評価にかかわる基準等の整備に資するための照射試験を実施する計画である。同試験の遂行に必要となるホットラボ施設の整備として、平成19年度は、(1)JMTRホットラボのしゃへい強化,(2)キャプセル組立装置,(3)燃料照射試験のための国内輸送装置,(4)燃料棒中心孔加工装置,(5)パワーマニプレータ,(6)マスタースレーブ・マニプレータ及び、(7)微細構造観察装置の7項目について検討を進めた。本報告書は、これら検討の結果と、今後の課題についてまとめたものである。
柴田 晃; 川又 一夫; 田口 剛俊; 加治 芳行; 清水 道雄*; 金澤 賢治; 松井 義典; 岩松 重美; 相沢 静男; 田山 義伸; et al.
JAEA-Technology 2008-029, 40 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-029.pdf:25.78MB
照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は軽水炉の高経年化を考えるうえで最も重要な課題の一つである。IASCCの機構解明のためには、原子炉内でき裂進展試験や定荷重引張試験を行うことが必要とされているが、この試験を実現するためには、JMTRで所定の照射量まで照射をした試験片をホットセル内で遠隔操作により、IASCC試験用キャプセルに組込み、かつキャプセルの組立てを行うという技術的ハードルをクリアしなくてはならなかった。本報告書では照射済みの試験片を装荷したIASCC試験用キャプセルの組み立てのために必要不可欠な、遠隔操作による試験片装荷やキャプセル溶接等の組立技術の確立、すなわち、新たな遠隔操作型溶接装置の開発及び、TIG溶接による肉厚3mmの突き合せ溶接手法の開発について報告する。なお、開発されたこれらの技術を用いて合計8体のIASCC試験用キャプセルをセル内で組立て、JMTRにおいて照射下試験を実施されている。
井手 広史; 松井 義典; 川又 一夫; 田口 剛俊; 金澤 賢治; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 井上 修一; 出雲 寛互; 石田 卓也; et al.
JAEA-Technology 2008-012, 36 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-012.pdf:10.09MB
軽水炉の炉内構造物材料に使用されているオーステナイト系ステンレス鋼には、高線量の中性子照射を受けると照射誘起応力腐食割れが発生することが知られており、原子力プラントの高経年化対策のためにはその挙動の解明が重要な課題となっている。これまでの研究では中性子照射済試料の照射後試験を行うことにより評価してきたが、IASCCの適切な評価のためには、軽水炉内の環境を模擬した温度,水環境及び照射条件下で試験を行うことが必要である。そこで、照射下での応力腐食割れ試験を行うために、照射下試験用の飽和温度キャプセルを開発した。照射下応力腐食割れ試験には、き裂進展試験,き裂発生試験等があり、本報ではこのうちき裂発生試験を行ったキャプセルについてまとめたものである。
井手 広史; 松井 義典; 川又 一夫; 田口 剛俊; 金澤 賢治; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 井上 修一; 出雲 寛互; 石田 卓也; et al.
JAEA-Technology 2008-011, 46 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-011.pdf:19.39MB
軽水炉の炉内構造物材料に使用されているオーステナイト系ステンレス鋼には、高線量の中性子照射を受けると照射誘起応力腐食割れが発生することが知られており、原子力プラントの高経年化対策のためにはその挙動の解明が重要な課題となっている。これまでの研究では中性子照射済試料の照射後試験を行うことにより評価してきたが、IASCCの適切な評価のためには、軽水炉内の環境を模擬した温度,水環境及び照射条件下で試験を行うことが必要である。そこで、照射下での応力腐食割れ試験を行うために、照射下試験用の飽和温度キャプセルを開発した。照射下応力腐食割れ試験には、き裂進展試験,き裂発生試験等があり、本報ではこのうちき裂進展試験を行ったキャプセルについてまとめたものである。
川又 一夫; 石井 敏満; 金澤 賢治; 岩松 重美; 近江 正男; 清水 道雄; 松井 義典; 宇賀地 弘和; 加治 芳行; 塚田 隆; et al.
JAEA-Conf 2006-003, p.115 - 125, 2006/05
JMTRホットラボでは、JMTRにて再照射する試験を行うために、ホットセル内において照射済み試験片をキャプセルに組込む、キャプセル組立てを実施している。今回、その技術をもとに、照射下き裂進展試験用キャプセルを組立てる遠隔溶接技術を開発した。セル内において照射下き裂進展試験キャプセルを組立てる技術は照射下き裂進展試験を実施するうえで重要な技術である。本報告では、照射下試験用キャプセルの組立て技術及び開発した溶接装置について紹介する。
松井 義典; 塙 悟史; 井手 広史; 飛田 正浩*; 細川 甚作; 小沼 勇一; 川又 一夫; 金澤 賢治; 岩松 重美; 齋藤 順市; et al.
JAEA-Conf 2006-003, p.105 - 114, 2006/05
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、炉内の照射・高温水・応力が同時に作用する条件で起こる現象であるが、従来のIASCC研究は、照射後試験が中心であった。本来は、その同時作用効果を把握するために、照射下でのSCC試験が最も重要であるが、技術的に困難であったことから、実施できなかった。今回、JMTRでこの技術開発及び照射下試験(き裂進展試験,き裂発生試験)に成功したので、本報で報告する。
代谷 誠治*; 三澤 毅*; 宇根崎 博信*; 市原 千尋*; 小林 圭二*; 中村 博*; 秦 和夫*; 今西 信嗣*; 金澤 哲*; 森 貴正
JAERI-Tech 2004-025, 93 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-025.pdf:6.69MB
本研究では、京都大学原子炉実験所の将来計画に関連して、(1)高エネルギー中性子の物質透過実験,(2)京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)における加速器駆動未臨界炉(ADSR)模擬実験,(3)MCNP-Xコードによる京都大学原子炉(KUR)型ADSRの概念的核設計を行い、ADSR型の研究用中性子源の実現に資するとともに、ADSR一般の開発に向けた炉物理的課題を抽出することを目的とした。本研究を通じて、ADSRの基本的特性の概略を理論的,実験的に把握することができ、今後の研究を推進するうえで必要な基礎的知見が得られた。その知見をあえて一言で表現すれば、予想に違わず、ADSRの基本特性は未臨界炉の基本特性に大きく左右されるということである。今後、ADSRの実現に向けて、より詳細な研究を着実に積み上げることが必要と考えられるが、そのためには、(1)核データのより一層の精度向上,(2)未臨界度測定や高エネルギーから低エネルギー領域に及ぶ中性子束の絶対値測定などのADSRを対象とした炉物理実験手法の確立,(3)核破砕中性子発生挙動から遅発中性子挙動の取り扱いを含むADSR関連の解析ツールの整備が必要不可欠である。
三枝 幹雄*; 金澤 貞善*; 小川 俊英; 川島 寿人; 菊池 一夫; 井戸 毅*; 福山 淳*
Nuclear Fusion, 42(4), p.412 - 417, 2002/04
被引用回数：2 パーセンタイル：6.81(Physics, Fluids & Plasmas)トロイダルプラズマ中での速波電磁界分布の新しい診断法を開発した。JFT-2Mの速波電流駆動(FWCD)実験において、2つの近接した周波数を持つ速波を入射し、そのビート波周波数のポテンシャル揺動分布を重イオンビームプローブ(HIBP)計測によって検出できた。ポテンシャル揺動の強度は電子温度の減少とともに増大した。これは、電子ランダウ減衰による波の吸収が電子温度に依存することを示す。測定したポテンシャル揺動は理論計算による予測とおおむね一致することを確認した。
三枝 幹雄*; 金澤 貞善; 小川 俊英; 井戸 毅*; 川島 寿人; 菊池 一夫; 福山 淳*; 神谷 健作; JFT-2Mチーム
Proceedings of 2000 International Congress on Plasma Physics (ICPP 2000), Vol.3, p.844 - 847, 2000/00
トロイダルプラズマ電流駆動方式として有望な速波電流駆動方式の物理的研究をJFT-2Mにおいて行った。従来は電流が駆動されたか否かをマクロにループ電圧の減少、モーショナルシュタルク効果による電流分布解析を用いて行っていたが、より詳細な波動物理の研究を可能とするため、直接トカマクプラズマ中の高周波電界分布を測定する新しい方法を提案し、実験,理論及び数値計算により実証を行った。具体的な方法としては2つの周波数の速波を同じアンテナから励起し、そのビート波により生じるポンデロモーティブポテンシャルの振幅分布を、重イオンビームプローブで測定した結果、Full waveコードの計算結果とほぼ一致することを確認した。
平林 孝圀; 金沢 勝雄; 藤木 和男; 山手 一記*; 池ノ谷 秀行*
Proc. of Int. Conf. on Incineration & Thermal Treatment Technologies (IT3 Conference), p.261 - 264, 1998/00
低レベル放射性固体廃棄物の減容・安定化の観点から、焼却・溶融処理プロセスについて考察し、プラズマ-誘導複合溶融装置を製作した。種々の発生源から生じる低レベル放射性廃棄物は多くの異なった物質から成っているので、溶融廃棄体を作製するためには、非金属の加熱に有利なプラズマ加熱方式と金属の加熱に有利な誘導加熱方式のパワーバランスをとり、廃棄物の組成に最適な溶融条件下で溶融処理を行う必要がある。プラズマ-誘導複合溶融システム全体の概要、プラズマトーチ及び誘導炉から成る溶融装置、溶融物を固化するための造塊装置、廃ガス浄化装置、廃棄物の投入や測温を行うロボットシステム、溶融時の各種データを収集するためのシステム等について詳細を発表し、試運転の状況について述べる。
山手 一記*; 中村 寿; 金沢 勝雄; 藤木 和男; 櫻井 大八郎*
鋳造工学, 68(8), p.644 - 649, 1996/00
原子力施設の廃止措置により発生する低レベル放射性廃棄物を再利用するための技術開発は、廃棄物の減容、資源の有効利用の観点から重要である。特に金属廃棄物の再利用では、放射性核種の溶融時における移行挙動が再利用の安全性に関して重要なポイントとなっている。そこで原研で行った基礎的な溶融試験で得られた放射性核種移行データを統計解析手法を用いて解析した。その結果、Mn、ZnおよびSrの生成物への移行挙動については、主にスラグと溶湯間の酸化反応に支配されるため、スラグの酸素濃度によって説明できることが明らかになった。一方、Csについては酸化反応では説明できず、蒸発および珪酸ネットワークによる取り込み効果等の物理条件により排ガス系への移行が決定すると推定される。
中村 寿; 金沢 勝雄; 藤木 和男
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1785 - 1789, 1995/00
原子炉施設の廃止措置時に発生する放射性金属廃棄物の再利用を想定し、模擬廃棄物およびJPDRの解体金属廃棄物を用いた溶融試験を行って溶融処理に伴う代表的な汚染核種の移行挙動の把握を行った。主な試験パラメータは溶融鋼材の材質、造さい剤の塩基度、模擬廃棄物の投入時期である。鋼塊、スラグ、排ガス等から採取した試料の放射能測定に基づくと、Co-60、Ni-63、Mn-54およびZn-65の大部分は鋼塊に、Sr-85はスラグに、Cs-137はスラグおよび排ガスの両方に移行、分配される結果を得た。この結果は各元素の物理的・熱力学的性質から理解できるが、特に元素の揮発性、酸素との親和性等が移行挙動に関して重要な指標となることが分かった。本報は、溶融試験の概要、試験方法、溶融時の放射性核種の挙動、移行挙動に及ぼす試験パラメータの影響などについて記述したものである。
中村 寿; 金沢 勝雄; 佐藤 孝幸; 山手 一記; 藤木 和男
Proc., SPECTRUM 94,Nuclear and Hazardous Waste Management Int. Topical Meeting,Vol. 1, 0, p.206 - 210, 1994/00
金属廃棄物の合理的な処理・処分として再利用が考えられている。この再利用プロセスとして、溶融処理は必要かつ重要なプロセスである。このため、金属廃棄物に含まれる放射性核種の溶融・造塊時の挙動を把握することを目的に、JPDRの金属廃棄物及びRIによる模擬廃棄物を用いて溶融試験を行った。この結果、Mn-54、Co-60、Zn-65の大部分は鋼塊中に残留するが、Sr-85及びCs-135はスラグあるいは排ガス中へ移行することが分かった。これらの核種の分配割合は、各々の核種の酸化あるいは蒸発のし易さを考慮することで定性的に説明できる。溶融処理により得られた鋼塊中の放射能濃度はほぼ均一で、模擬廃棄物とJPDRの廃棄物の溶融結果とはCo-60に関してよい一致を示した。本報告は、金属廃棄物を溶融した場合の放射性核種の移行挙動に関し、基礎的な研究結果を述べたものである。
