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論文

高速実験炉「常陽」照射試験用金属燃料要素の製造

中村 勤也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 荒井 康夫; 魚住 浩一*; 土方 孝敏*; 小山 正史*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.245 - 256, 2011/12

「常陽」での照射試験を目的として、金属ウラン,ウラン-プルトニウム合金及び金属ジルコニウムを原料に、U-20Pu-10Zr燃料スラグを射出鋳造法により製造した。いずれの燃料スラグも表面は滑らかであり、合金組成,密度,長さ,直径,不純物濃度も製造仕様を満足した。製造した燃料スラグを、熱ボンド材,熱遮へい体及び要素反射体とともに下部端栓付被覆管に充填してTIG溶接を行い、ナトリウムボンド型金属燃料要素6本を組み立てた。これらの燃料要素は、今後B型照射燃料集合体に組み立てられた後、「常陽」に装荷されて国内で初めてとなる金属燃料の照射試験が実施される予定である。

報告書

超ウラン元素仕様高温音速弾性率測定装置及び円筒形試料成型機の製作及び性能試験

芹澤 弘幸; 菊地 啓修; 岩井 孝; 荒井 康夫; 黒澤 誠; 三村 英明; 阿部 治郎

JAERI-Tech 2005-039, 23 Pages, 2005/07

JAERI-Tech-2005-039.pdf:2.89MB

プルトニウム等超ウラン元素を含むセラミックス燃料及び合金燃料の高温における機械的性質に関する研究を実施するため、高温音速弾性率測定装置及び円筒形試料成型機並びに高温音速弾性率測定装置格納用グローブボックス(711-DGB)を製作した。セラミックス試料の加工を前提とした円筒形試料成型機は、大洗研究所燃料研究棟101号室既設のグローブボックス(142-D)内に設置した。高温音速弾性率測定装置は、超音波センサ,加熱装置,循環式冷却装置,空冷用エアーコンプレッサ,真空排気系及びガス供給系並びに制御用コンピュータから構成され、超音波のパルサ/レシーバー及びアンプは、制御用コンピューターに内蔵されている。グローブボックス内に敷設するため市販品を改造し、超ウラン元素化合物の使用を前提として、試料の小型化を検討するとともに安全機構を付加した。高温音速弾性率測定装置の最高使用温度は、1500$$^{circ}$$Cである。装置本体及びグローブボックスは、それぞれ装置の性能及び安全性試験を実施した。

論文

In-pile and post-irradiation creep of type 304 stainless steel under different neutron spectra

倉田 有司; 板橋 行夫; 三村 英明*; 菊地 泰二; 雨澤 博男; 島川 聡司; 辻 宏和; 新藤 雅美

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.386 - 390, 2000/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.85(Materials Science, Multidisciplinary)

ひずみのその場測定を行う照射下単軸クリープ試験によれば、クリープ変形の過程を詳細に調べることができる。タイプ304ステンレス鋼を用いて、異なる中性子スペクトルのもとで、照射下及び照射後クリープ試験を行った。照射後クリープ試験では、JMTRの通常スペクトル、高熱中性子スペクトル、熱中性子シールドスペクトルのもとで、はじき出し損傷率は約2dpa、ヘリウム生成量はそれぞれ、3appm,15appm,1appmまで550$$^{circ}C$$で照射した後、550$$^{circ}C$$でクリープ試験を行った。照射下クリープ試験は、高熱中性子スペクトル及び熱中性子シールドスペクトルのもとで、550$$^{circ}C$$で実施した。中性子スペクトルの違いは、照射後クリープ特性には、ほとんど影響が認められなかった。これに対し、照射下クリープ挙動には、明らかな中性子スペクトル効果が認められ、高熱中性子スペクトルのもとでクリープ変形が加速された。

論文

Effect of helium to dpa ratio on fatigue behavior of austenitic stainless steel irradiated to 2 dpa

井岡 郁夫; 米川 実; 三輪 幸夫; 三村 英明; 辻 宏和; 星屋 泰二

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.440 - 445, 2000/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.29(Materials Science, Multidisciplinary)

種々の中性子スペクトル条件でのJMTR照射を可能とする照射キャプセルを新たに開発した。この新たに開発したキャプセルを用いて、オーステナイトステンレス鋼の試料を弾き出し損傷量は約2dpaで一定で核変換生成ヘリウム量が異なる3水準(1.5,3,15appm)となるように(He/dpa比が3水準となるように)550$$^{circ}C$$で中性子照射を行い、照射後の試料の550$$^{circ}C$$における低サイクル疲労挙動を調べ、照射前の挙動と比較した。非照射材では、固溶化熱処理材と熱時効材(中性子照射材と同じ熱履歴材)の間に550$$^{circ}C$$における低サイクル疲労挙動に有意な差はなかった。中性子照射材の低サイクル疲労強度は非照射材よりもやや低下していたが、He/dpa比の影響は顕著ではなかった。今後、最大引張歪での保持を伴う場合の疲労挙動(クリープ・疲労挙動)を調べることを予定しており、He-dpa比の影響を定量化できるものと考えている。

論文

Post irradiation mechanical properties of type 304 stainless steel

辻 宏和; 倉田 有司; 三輪 幸夫; 板橋 行夫; 雨沢 博男*; 島川 聡司; 三村 英明; 北 智士; 鈴木 富男; 塚田 隆; et al.

Advances in Science and Technology, 24, p.483 - 490, 1999/00

高速増殖炉「もんじゅ」の構造材である304ステンレス鋼を対象として、中性子照射による弾き出し損傷量を約2dpa一定に保ちながら、核変換ヘリウム生成量を1,3及び16appmの3水準に変えることにより、中性子照射材の機械的性質に及ぼすヘリウム生成量の影響を分離抽出することを目的として、熱中性子炉JMTR用の特殊照射キャプセルを開発した。この特殊照射キャプセルを用いてJMTRにおいて400及び550$$^{circ}$$Cで304ステンレス鋼の中性子照射を行い、照射材の引張、破壊靱性、クリープ、疲労の諸試験及びTEMによる組織観察を行うとともに照射前の基本特性試験を行う体系的な研究プログラムを進めてきた。本報告では、計画の全体概要について述べるとともに特殊照射キャプセルの特徴、これまでに得た照射前の基本特性試験結果及び照射後試験結果について述べる。

論文

Properties of precipitation hardened steel irradiated at 323K in the Japan Materials Testing Reactor

新見 素二; 松井 義典; 實川 資朗; 星屋 泰二; 塚田 隆; 近江 正男; 三村 英明; 大岡 紀一; 秀 耕一郎*

Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.92 - 96, 1999/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:36.04(Materials Science, Multidisciplinary)

析出硬化型630ステンレス鋼の引張試験片、破壊靱性試験片及びシャルピー衝撃試験片をJMTRにおいて冷却水温度である325Kにて照射した。速中性子の照射量は最高で1.2$$times$$10$$^{26}$$m$$^{-2}$$(E$$>$$1MeV)である。試験温度は引張及び破壊靱性試験を293Kで、シャルピー衝撃試験は273~450Kの範囲で行った。引張強さは速中性子照射量7$$times$$10$$^{24}$$m$$^{-2}$$付近で1600MPaのピークを示し、それ以降は、1500MPa(1.2$$times$$10$$^{26}$$m-2)付近まで照射量とともに徐々に低下した。伸びは未照射材で12%程度、7$$times$$10$$^{24}$$m$$^{-2}$$までの照射で7%に低下した。破面観察結果は破壊が延性的であったことを示した。破壊靱性値は照射によって未照射材の約半分に低下した。破壊靱性試験片では、へき開破面が支配的であった。シャルピー衝撃試験によるDBTTは照射によって60K上昇した。

報告書

HTTR圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼の照射後疲労試験

石井 敏満; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 近江 正男; 三村 英明; 大岡 紀一

JAERI-Research 96-028, 33 Pages, 1996/06

JAERI-Research-96-028.pdf:1.85MB

HTTR圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼の照射後疲労試験を実施し、疲労寿命及び繰り返し軟化挙動に与える中性子照射の影響を調べた。試験は大洗ホットラボ施設に設置された照射後疲労試験装置を用いて、真空中450$$^{circ}$$C、歪み速度0.1%/s、制御歪み範囲0.75~1.5%で行った。主要な結果は次の通りである。1)2$$times$$10$$^{19}$$n/cm$$^{2}$$($$>$$1MeV)以上の中性子照射量を受けた材料では、繰返し疲労試験初期の最大応力が増大した。2)照射材と未照射材の繰返し軟化挙動に顕著な差はなかった。3)照射により延性が低下した材料では、未照射材に比べて疲労寿命が僅かに減少した。4)HTTR圧力容器における設計上の中性子照射量では、疲労寿命と繰返し軟化挙動に与える照射の影響はないものと考えられる。

報告書

遠隔操作型高温疲労試験装置の開発

近江 正男; 三村 英明; 石井 敏満; 深谷 清; 米川 実; 後藤 一郎; 加藤 佳明; 齋藤 順市; 衛藤 基邦; 酒井 陽之

JAERI-Tech 96-005, 39 Pages, 1996/02

JAERI-Tech-96-005.pdf:2.28MB

高温工学試験研究炉用圧力容器鋼材の中性子照射による耐久特性として疲労強度データを取得するために、高温真空雰囲気中で疲労試験が行える遠隔操作型高温疲労試験装置を開発した。本装置は、試験機の駆動に油圧を必要とするなどその複雑さからホットセルでの使用経験が少なく、また、ホットセルにおいて遠隔操作で使用しなければならないため、試験機各部の操作を自動的に行えるように設計する必要があった。今回開発した装置は、高温真空雰囲気で疲労試験を行うための試験片掴み、伸び測定等、試験機各部に数々の改良が施され、十分にその仕様を満足するものである。本報告書は、装置を開発するために実施した疲労試験機の調査結果、本装置の機能、開発項目、性能及び高温工学試験研究炉用圧力容器鋼の非照射材及び照射材の低サイクル疲労試験結果について報告する。

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。

報告書

Post irradiation examination of 14 $$times$$ 14 PWR type fuel rod prior to pulse irradiation in NSRR

柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 藤城 俊夫; 三瓶 真一; 二瓶 康夫; 三村 英明; 大枝 悦郎; 山原 武; 森本 研次*

JAERI-M 91-218, 199 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-218.pdf:15.05MB

美浜2号機にて使用した14$$times$$14PWR型燃料棒に対し、原研ホット試験室にてパルス前の照射後試験を実施した。これは商用炉供用期間末期の燃料性能に関するデータを手得する目的で実施されたものである。得られた非破壊及び破壊試験データをとりまとめ、本報告書に収録した。反応度事故(RIA)に係る安全性研究の観点から、当該燃料棒は本試験後に短尺化され、原研原子炉安全性研究炉(NSRR)にてパルス照射に供試された。収録したデータは、予備照射した燃料棒のRIA破損に関するメカニズム究明にとって将来とも重要なものになると思われる。

報告書

照射炭化物燃料中でのプルトニウムおよび核分裂生成物の挙動

鈴木 康文; 前多 厚; 岩井 孝; 金澤 浩之; 三村 英明; 荒井 康夫

JAERI-M 91-192, 25 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-192.pdf:1.35MB

高速炉用新型燃料として期待されるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料中のプルトニウムおよび核分裂生成物の燃料内挙動を主にX線微小分析によって調べた。試験対象には、JMTRで約3%FIMAまで照射した燃料を用いた。ウランおよびプルトニウムの他にキセノン、パラジウム、ジルコニウム、セリウム等の核分裂生成物が同定された。ミニ炭化物の析出に起因する微細なプルトニウムの偏析が見られたほか、燃料ペレット周辺部で燃焼に伴うプルトニウム濃度の低下が認められた。キセノンについては、燃料周辺部で生成したキセノンのほとんどが燃料内に拘束されているのに対して、中心部では有意量がプレナム部へ放出されていることを示す試験結果を得た。ネオジム等の多くの固体状核分裂生成物の分布については、燃料内の燃焼度分布に応じたプロフィルが観察された。

報告書

技術報告: NSRRを用いたシリサイド板状燃料実験の技術開発

柳澤 和章; 曽山 和彦; 市川 博喜; 根本 工; 星野 修; 宇野 久男; 梅田 政幸; 鈴木 敏夫; 金澤 浩之; 木村 康彦; et al.

JAERI-M 91-114, 67 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-114.pdf:4.28MB

研究炉では、濃縮度低減のため、従来使用して来たアルミナイド板状燃料からシリサイド板状燃料に材質が変更されつつある。NSRRでは安全性の観点から、このシリサイド燃料に係るパルス照射実験を計画したが、実験開始に先立って、幾つかの克服すべき技術的課題に直面した。(1)シリサイドは金属燃料板であるため、照射実験を行っても、十分に安全が担保できる照射カプセルを設計・製作する必要性、(2)熱伝導性の良いアルミ被覆板に熱電対を抵抗溶接する技術の確立、(3)照射後試験については、NSRRでは実施経験がなく、あらたに幾つかの機器の準備、発熱量較正訓練、計量管理等を行うことの必要性、これらの技術的課題を、約4年の歳月をかけて解決したので、その成果を報告する。

報告書

Nb$$_{2}$$O$$_{5}$$添加UO$$_{2}$$燃料の反応度事故時ふるまいに関する研究

柳澤 和章; 三村 英明; 木村 康彦

JAERI-M 90-164, 64 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-164.pdf:4.96MB

ナイオビア(Nb$$_{2}$$O$$_{5}$$)を0.29w/o添加したUO$$_{2}$$燃料を準備し、その反応度事故時ふるまいを研究した。以下は、得られた知見である。(1)本実験で用いたナイオビア添加燃料の破損しきい値は、RIA指針値を下回らないことが、明らかになった。(2)本実験条件下での、Nb$$_{2}$$O$$_{5}$$添加燃料の破損メカニズムは、被覆管の局所的なふくれによる破裂破損である事が、明らかになった。この破損メカニズムは、安全審査指針作成時にデータベースとなった、NSRR標準加圧燃料の破損メカニズムと一致した。(3)バルス照射開始後ふくれ破損に至るまでの時間は、発熱量の増加とともに短くなる事が明らかになった。(4)照射したナイオビア添加燃料の結晶形態観察から、結晶粒界で塑性流動が起こった形跡が認められた。RIA時でも、ナイオビア添加による燃料の塑性流動効果により、PCMIが低減する事が明らかになった。

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