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報告書

水環境調整設備の調整運転

馬籠 博克; 岡田 祐次; 冨田 健司; 飯田 一広; 安藤 均; 米川 昭久; 上田 晴康; 塙 博; 菅野 勝; 作田 善幸

JAEA-Technology 2015-025, 100 Pages, 2015/09

JAEA-Technology-2015-025.pdf:78.32MB

日本原子力研究開発機構では、軽水炉利用の高度化及び高経年化に対応するため、軽水炉燃料及び材料の照射試験を実施する準備を進めている。JMTRは第165運転サイクル後の2006年8月に停止し、再稼働に向けて照射施設の整備を進めており、燃料及び材料の中性子照射試験を行うための燃料異常過渡試験装置及び材料照射試験装置を2008年度から2012年度にかけて製作、設置した。材料照射試験装置は、IASCC(照射誘起応力腐食割れ: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)研究に供するものであり、主として3基の水環境調整設備で構成されている。本報告書は、水環境調整設備の性能確認を目的として、2013年度に実施した調整運転についてまとめたものである。

報告書

軽水炉照射環境下におけるIASCC研究のための水環境調整設備の整備,2

馬籠 博克; 岡田 祐次; 塙 博; 作田 善幸; 菅野 勝; 飯田 一広; 安藤 均; 米川 昭久; 上田 晴康; 柴田 光敦

JAEA-Technology 2014-023, 267 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-023-01.pdf:103.68MB
JAEA-Technology-2014-023-02.pdf:71.92MB

日本原子力研究開発機構では、軽水炉利用の高度化及び高経年化に対応するため、軽水炉燃料及び材料の照射試験を実施する準備を進めている。JMTRは第165運転サイクル後の2006年8月に停止し、再稼働に向けて照射施設の整備を進めており、燃料・材料の中性子照射試験を行うための燃料異常過渡試験装置及び材料照射試験装置を2008年度から2012年度の間に製作、設置した。本報告書は、先に報告したJAEA-Technology 2013-019「軽水炉照射環境下におけるIASCC研究のための水環境調整設備の整備(1)」(2008年度から2010年度までの整備報告)の続報で、2011年度から2012年度までに実施したIASCC(照射誘起応力腐食割れ: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)研究のための材料照射試験装置の水環境調整設備等の整備についてまとめたものである。

報告書

軽水炉照射環境下におけるIASCC研究のための水環境調整設備の整備,1

岡田 祐次; 馬籠 博克; 塙 博; 近江 正男; 菅野 勝; 飯田 一広; 安藤 均; 柴田 光敦; 米川 昭久; 上田 晴康

JAEA-Technology 2013-019, 236 Pages, 2013/10

JAEA-Technology-2013-019.pdf:45.07MB

日本原子力研究開発機構では、軽水炉利用の高度化及び高経年化に対応するため、軽水炉燃料及び材料の照射試験を実施する準備を進めている。JMTRは第165運転サイクル後の2006年8月に停止し、再稼働に向けて照射施設の整備を進めており、燃料・材料の中性子照射試験を行うための燃料異常過渡試験装置及び材料照射試験装置を2008年度から2012年度の間に製作、設置する予定である。本報告書は、2008年度から2010年度までに実施した照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion)研究のための材料照射試験装置の水環境調整設備等の整備についてまとめたものである。

論文

軽水炉安全研究のための水環境調整設備の整備

岡田 祐次; 馬籠 博克; 飯田 一広; 塙 博; 近江 正男

UTNL-R-0483, p.10_4_1 - 10_4_10, 2013/03

原子力機構において、軽水炉(BWR)の長期利用にかかわる原子炉圧力容器の照射脆化及び炉心構成機器の応力腐食割れに関して、BWRの温度,圧力,水質等の影響を確認する目的で、JMTR(Japan Materials Testing Reactor:材料試験炉)にBWR照射環境下における照射誘起応力腐食割れ(IASCC)評価を行う水環境調整設備の整備を実施した。本報告では、JMTR再稼働後に飽和温度キャプセルを利用した照射試験のために使用する水環境調整設備の整備の概要について報告する。

報告書

照射試験炉シミュレータの概念設計

竹本 紀之; 大戸 勤; 馬籠 博克; 出雲 寛互; 堀 直彦

JAEA-Technology 2012-011, 53 Pages, 2012/03

JAEA-Technology-2012-011.pdf:4.22MB

日本原子力研究開発機構では、原子炉挙動の理解及び技能向上を図り、原子力発電所を導入しようとしているアジア諸国をはじめとした国内外の原子力人材育成に貢献するため、照射試験炉シミュレータの整備を進めている。本シミュレータは、照射試験炉の一つであるJMTRをベースに設計を行い、照射試験炉における運転,照射試験,事故等を模擬し、これらに対応した原子炉及び照射設備の運転操作を体験できるようにするためのものである。本シミュレータの整備は、文部科学省からの最先端研究開発戦略的強化費補助金のうち、世界最先端研究用原子炉の高度利用による国際的研究開発拠点の整備事業において実施するものであり、2010年度から2011年度にかけて整備を行い、2012年度から本シミュレータを用いた研修を開始する予定である。本報告は、2010年度に実施した本シミュレータの概念設計についてまとめたものである。

報告書

中性子フィルタ法を用いたJRR-3均一照射設備高性能化の設計検討; 研究炉を用いたシリコン照射の生産性向上に関する技術開発(共同研究)

竹内 真樹; 馬籠 博克; 米田 政夫; 川崎 幸三*

JAEA-Technology 2009-037, 28 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-037.pdf:5.71MB

JRR-3ではNTD-Si(Neutron Transmutation Doping Silicon: 中性子核変換ドーピングシリコン)を生産している。ここで用いられている方法は反転法であるが、さらにNTD-Siの生産性を大きく向上するため、中性子フィルタ法を導入のための技術検討を行った。検討の結果、現在、JRR-3で用いられているNTD-Si装置をほとんど変更することなくフィルタ法を導入できる見通しを得た。

報告書

k$$_{0}$$法に基づく中性子放射化分析法を用いた高純度チタン及び炭化ケイ素(SiC)の不純物元素の分析; 研究炉を用いたシリコン照射の生産性向上に関する技術開発(共同研究)

本橋 純; 高橋 広幸; 馬籠 博克; 笹島 文雄; 徳永 興公*; 川崎 幸三*; 鬼沢 孝治*; 一色 正彦*

JAEA-Technology 2009-036, 50 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-036.pdf:32.66MB

JRR-3及びJRR-4では、中性子転換ドーピング法を用いたシリコン単結晶(Si)の半導体(NTD-Si)の製造が行われている。現在、NTD-Siは、増産を目的とした生産性の向上が重要な課題となっている。このため、中性子均一照射工程を現在よりも効率的に行うためには、中性子フィルタ法があり、中性子フィルタ材としては、高純度チタン材料の使用が考えられる。また一方で、炭化ケイ素(SiC)は、シリコン(Si)材よりパワー半導体デバイスとしての優れた物理的特性を有しているため、NTD法によるSiC半導体製造の技術開発についても大いに検討の対象となる。そこで、高純度チタン及びSiC材料について、中性子照射後の放射化量を評価するため、k$$_{0}$$法に基づく中性子放射化分析法を用いた不純物元素の分析を行った。本分析により、高純度チタンからは6元素、SiCからは9元素を検出し、定量を行った。このうち、高純度チタンから検出されたSc及びSiCから検出されたFeは、半減期が比較的長い核種である。これらの核種からの放射線による取扱い作業での被ばくが問題となるため、不純物管理の検討が必要であることがわかった。

報告書

Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射済試験体のJMTR炉心からの取出方法に関する検討

池島 義昭; 石田 卓也*; 土谷 邦彦; 冨田 健司; 海老沢 博幸; 馬籠 博克; 中道 勝*; 北島 敏雄; 河村 弘

JAERI-Tech 2005-005, 37 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2005-005.pdf:7.59MB

JMTRを照射場として、トリチウム増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球充填体を装荷した照射試験体を用いた第1期照射試験(ORIENT-I,JMTRキャプセル名:96M-37J)の終了に伴い、JMTR炉心からの照射済試験体の取出方法の検討及び取出試験を行った。本報告書は、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射済試験体の取出しに備えて行った、トリチウム除去及びトリチウム脱離に関する特性試験及び作業者の内部被ばくに関する試験前評価の結果、並びに、照射済試験体の取出し実績及びそこから得られた知見についてまとめたものである。

口頭

Present status of production of neutron-transmutation-doped-silicon in JRR-3 and JRR-4

楠 剛; 馬籠 博克; 竹内 真樹; 小林 晋昇*; 山下 清信

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、現在、研究炉JRR-3及びJRR-4においてシリコンの照射による半導体生産を行っている。JRR-3では、炉心を取り囲む重水タンク領域に設けられた照射設備でシリコンを照射している。この設備では、最大直径約152mm(6インチ),長さ600mmまでのインゴットに中性子を均一に照射することができる。JRR-4では、炉心近傍の照射設備でシリコンの照射を行っており、最大約125mm(5インチ),長さ400mmまでのインゴットが照射可能である。2006年度のNTD年間生産量は、JRR-3が約3.7トン、JRR-4が約0.7トンであった。現在、シリコンインゴット大口径化等によるJRR-3のNTD-Si増産方法を検討している。

口頭

JRR-3における12インチ径シリコン照射に対する均一照射条件の解析的評価

米田 政夫; 山本 和喜; 馬籠 博克; 一色 正彦*; 佐川 尚司

no journal, , 

6インチ径シリコンを用いた中性子ドーピング(Neutron Transmutation Doping: NTD)が行われている研究炉JRR-3において、12インチ径シリコンを均一に照射するための照射条件について計算コードMVPを用いて評価した。既存の照射技術ではシリコン照射筒の設置位置が炉心に近いほどスペクトルが硬化し均一性は向上するが、炉心に最も近い場合でも目標とする均一性(偏差が1.1以下)の達成は難しい。そこで、アルミに1%ホウ素を混入させた熱中性子フィルターを用いることにより均一な照射を図った。フィルターを用いた場合でも均一性及びドーピング反応量からシリコン照射筒は炉心に近い方が有利であるが、炉心に近いほど高速中性子束が高くなり、シリコンの照射欠陥の問題が生じる恐れがある。これらの条件のもと計算を行った結果、ドーピング反応量と高速中性子の影響のバランス等を考慮し、炉心から10cm離れた位置に照射筒を設置することが良いことがわかった。ここで検討した体系を用いると、仮にJRR-3の運転を年間8サイクル、シリコン照射設備の稼働率を50%とすると1本の照射筒による年間シリコン(抵抗率50$$Omega$$cm)生産量は25トンとなる。

口頭

大口径(12インチ)NTD-Si半導体製造で用いる熱中性子フィルターの特性解析

米田 政夫; 馬籠 博克; 佐川 尚司

no journal, , 

現在、検討を進めている大口径NTD-Si製造において、均一照射を図るために熱中性子フィルターの使用が考えられている。熱中性子フィルターとしてB$$_{4}$$C粒子を用いた場合において、粒径効果に着目した熱中性子フィルターの特性解析を実施した。従来の計算手法では熱中性子フィルター中に含まれる無数のB$$_{4}$$Cを粒子として取り扱うことは不可能であり、B$$_{4}$$C粒子の粒径効果を考慮することができなかった。そこで本解析では、高温ガス炉の被覆燃料粒子の解析のために開発された、中性子輸送計算モンテカルロコードであるMVPの確率論的幾何学形状モデル(Statistical Geometry Model: STGM)を使用して行った。粒径100$$mu$$mと2$$mu$$mのフィルターの中性子断面積を求めると、フィルター全体でのB$$_{4}$$C重量は同じであるにもかかわらず、自己遮蔽の影響から、100$$mu$$mにおけるフィルターの中性子吸収マクロ断面積は2$$mu$$mより約24%低い値となることがわかった。本研究によりB$$_{4}$$C粒子を用いたフィルターの粒径効果及び燃焼特性を明らかにし、フィルター性能評価技術の向上を図ることができた。

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