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報告書

試験研究炉における一次冷却水中へのトリチウム放出源に関する検討; JMTR, JRR-3M及びJRR-4運転データから評価したトリチウム放出率

石塚 悦男; 本橋 純; 塙 善雄; 米田 政夫; 綿引 俊介; Mukanova, A.*; Kenzhina, I. E.*; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2014-025, 77 Pages, 2014/08

JAEA-Technology-2014-025.pdf:43.46MB

JMTRやJRR-3では、原子炉の運転に伴って一次冷却水中のトリチウム濃度が高くなることが明らかになっている。本報告書では、これらのトリチウム放出源を明らかにするため、JMTR, JRR-3M及びJRR-4の各運転サイクルにおけるトリチウム放出率を実測値から評価した。この結果、炉心構成材にベリリウムを使用していないJRR-4のトリチウム放出率は8Bq/Wd以下であり、運転に伴うトリチウム濃度の上昇は認められなかった。これに対して、炉心構成材にベリリウムを使用しているJMTR及びJRR-3Mでは、トリチウム放出率がそれぞれ約60$$sim$$140及び約10$$sim$$95Bq/Wdで運転に伴ってトリチウム濃度が上昇すること、ベリリウム製炉心構成材を新規製作品と交換するとトリチウム放出率が一時的に低下し、その後、運転サイクルとともに増加する傾向が見られた。

報告書

JRR-4中性子ビーム設備の特性測定; 反射体変更後のBNCT線量解析精度の評価

堀口 洋徳; 中村 剛実; 本橋 純; 樫村 隆則; 市村 茂樹; 笹島 文雄

JAEA-Technology 2012-003, 38 Pages, 2012/03

JAEA-Technology-2012-003.pdf:2.55MB

研究炉JRR-4では、悪性脳腫瘍や頭頸部癌等に対するホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の臨床研究が実施されている。BNCTは、熱中性子と患者に投与されたホウ素($$^{10}$$B)との核反応を利用した放射線治療法である。JRR-4では、反射体要素の不具合に伴い、全種類の反射体要素について設計仕様の変更が行われた。新たな反射体要素の製作においては、計算解析により中性子ビーム設備への影響を考慮した設計を行っている。反射体要素の据え付け終了後、中性子ビーム設備の性能についてフリービーム実験及び水ファントム実験による確認を実施した。得られた実験結果と本解析手法による結果を比較することにより、BNCTの治療計画に必要となる計算誤差を評価することができた。

論文

Resumption of JRR-4 and characteristics of the neutron beam for BNCT

中村 剛実; 堀口 洋徳; 岸 敏明; 本橋 純; 笹島 文雄; 熊田 博明*

Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.379 - 382, 2010/10

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)に利用されている研究用原子炉JRR-4は、黒鉛反射体損傷によるトラブルで2008年1月に原子炉が停止した。このため、新しい黒鉛反射体を製作(仕様:黒鉛の幅を薄くし、水のギャップを増加)し、炉心内に装荷してある従来の反射体をすべて新しい反射体と入れ換えた炉心で、JRR-4の運転を再開(2010年2月)した。このため、新しい黒鉛反射体でのJRR-4炉心におけるBNCT用中性子ビームの特性実験を行った。実験体系は、コリメータの前に水円筒ファントムを設置し、ファントム内に、裸金線,カドミウム入り金線、及びTLDを配置させることによって、熱中性子束分布及び$$gamma$$線量分布を測定した。MCNPコードを用いた計算解析では、反射体変更前に対して、中性子エネルギースペクトルの有意な変化は見られなかったが、相対強度は約8%減少した。また、現在得られている実験結果も、計算解析結果と同じ傾向が見られた。実験及び計算解析との比較評価の詳細は、フルペーパーの中で報告を行う。

論文

Effect of heat treatment on TEM microstructures of Zirconium carbide coating layer in fuel particle for advanced high temperature gas cooled reactor

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳*; 竹内 均*; 茂住 泰寛*; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

Materials Transactions, 50(11), p.2631 - 2636, 2009/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.28(Materials Science, Multidisciplinary)

革新的高温ガス炉用に耐熱性の高いZrC被覆燃料粒子の開発を進めている。その基礎研究として、ジルコニア核を高密度熱分解炭素で被覆した物の上にZrCを臭素法で被覆した。実際の製造工程でのコンパクト焼成の微細構造に対する影響を調べるため、約1800$$^{circ}$$Cで1時間熱処理した後、C/Zr=1.11と1.35のバッチについてTEMとSTEMを用いて観察した。両方のバッチにて、ボイド又は遊離炭素領域の形や寸法の熱処理による明らかな変化が見られ、熱処理後にボイド又は遊離炭素領域は50$$sim$$100nm程度の塊状になっていた。また、ZrCの結晶成長も観察され、特に、C/Zr=1.11のバッチの方では、IPyC/ZrC境界において、IPyC層からZrC層に向かって繊維状炭素が観察される領域が見られた。これらの知見は今後の熱処理過程を改良していくのに反映する。

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。

論文

TEM/STEM observation of ZrC coating layer for advanced high-temperature gas-cooled reactor fuel, Part II

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 茂住 泰寛; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

Journal of the American Ceramic Society, 92(1), p.197 - 203, 2009/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:56.72(Materials Science, Ceramics)

ZrC被覆層は原子力機構にて臭化物法で作製された。公称被覆温度は一定に保たれた。公称被覆温度を評価できるようになってからの複数のバッチのZrC層の微細組織をTEMとSTEMで観察し、過去の研究結果も含めて議論した。約1630Kで被覆したZrC粒は配向性を持っていた。この配向性は過去の研究のものとは大きく異なった。また、被覆温度により異なるPyC/ZrC境界の構造が観察された。高温(1769K)被覆の場合、繊維状カーボンがPyC/ZrC境界及び境界近くのポア周辺で観察されたが、低温(1632K)被覆の場合には観察されなかった。

報告書

JRR-4利用設備(照射設備,中性子ビーム設備,プール設備)の特性測定

岸 敏明; 本橋 純; 山本 和喜; 熊田 博明; 鳥居 義也

JAEA-Technology 2008-054, 99 Pages, 2008/08

JAEA-Technology-2008-054.pdf:3.22MB

JRR-4は、燃料ウラン濃縮度低減化を目的として改造を実施した。この改造の中で利用設備については、簡易照射筒の孔径12cmのLパイプから孔径15cmのNパイプへ大型化した。気送管照射設備については、短寿命放射化分析ができるよう改造を行った。ウラン濃縮度低減化した初装荷炉心と平衡炉心におけるJRR-4利用設備の特性測定結果について報告するものである。簡易照射筒のSパイプ及びDパイプ,水力照射設備,気送管照射設備について、特性測定結果により、改造後のその性能は改造前とほぼ同等の性能であることを確認した。Nパイプの照射均一度については、5%以下を達成することができた。新設した中性子ビーム設備では、中性子束が最大2.2$$times$$10$$^{13}$$m$$^{-2}$$・s$$^{-1}$$であり、即発$$gamma$$線分析装置では、中性子束が1$$times$$10$$^{11}$$m$$^{-2}$$・s$$^{-1}$$であり、当初の設計目標を満足する値が得られた。これらは、医療照射,医療照射の基礎実験等を行うのに十分な性能である。

論文

TEM/STEM observation of ZrC-coating layer for advanced high-temperature gas-cooled reactor fuel

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 高山 智生; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

Journal of the American Ceramic Society, 90(12), p.3968 - 3972, 2007/12

日本原子力研究開発機構は革新的高温ガス炉用燃料としてZrC被覆燃料粒子の開発を開始した。本報告はおもに、開発初期におけるZrCと当方性高密度熱分解炭素(PyC)被覆層の微細構造に焦点を当てたものである。ZrC層中の遊離炭素領域はZrC結晶粒界にc面が沿ったような構造をとっているようであった。特にこのような構造をとる遊離炭素層は、ZrC層の機械的強度に加えて核分裂生成物閉じ込め性能を損なうことが予測される。PyC被覆層は中距離秩序を持った非晶質構造をとっていた。

論文

Current status of the control system for J-PARC accelerator complex

吉川 博; 榊 泰直; 佐甲 博之; 高橋 博樹; Shen, G.; 加藤 裕子; 伊藤 雄一; 池田 浩*; 石山 達也*; 土屋 仁*; et al.

Proceedings of International Conference on Accelerator and Large Experimental Physics Control Systems (ICALEPCS '07) (CD-ROM), p.62 - 64, 2007/10

J-PARCは多目的科学研究のために日本で建設されている大規模陽子加速器施設である。この施設は3つの加速器と3つの実験施設から成り、現在建設中である。リニアックは稼動開始して1年が経過し、3GeVシンクロトロンはこの10月1日に試験運転が開始されたところで、施設全体の完成は来年の夏の予定である。加速器の制御システムは、初期の試運転に必要な性能を実現させた。この制御システムに求められる最も重要な機能は加速器構成機器の放射化を最小限に食い止めることである。この論文では、調整運転の初期の段階において、制御システムの各部分が達成した性能を示す。

論文

Calculation of the pressure vessel failure fraction of fuel particle of gas turbine high temperature reactor 300C

相原 純; 植田 祥平; 茂住 泰寛; 佐藤 博之; 本橋 嘉信*; 沢 和弘

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.416 - 422, 2007/09

高温ガス炉においては被覆粒子が燃料として使用される。高温ガス炉技術の進歩のために、現在第3層として使われているSiC被覆層は、より高温安定性と核分裂生成物のパラジウムに対する耐性に優れたZrC被覆層に置き換えられる可能性がある。ZrC層は高温では塑性変形をする可能性がある。そこで日本原子力研究開発機構では、ZrC被覆粒子の照射下破損率を予測するために既存の内圧破損率計算コードを改良して第3層の塑性変形を取り扱えるようにした。各被覆層の応力を計算するために有限要素法が適用された。このコードでGTHTR300Cの通常運転時の被覆粒子破損率を計算したところ、わずか3.5$$times$$10$$^{-6}$$であった。

論文

JRR-4医療照射設備のご紹介

本橋 純

医用原子力だより, (6), P. 7, 2007/07

JRR-4医療照射設備は、がん治療法の一つであるホウ素中性子捕捉療法(Boron neutron capture therapy, BNCT)の臨床研究に用いられている。医療照射設備は、BNCTに必要な中性子ビームを供給する中性子ビーム設備,患者の照射を行う照射室,患者の処置を行う施療室、そして分析や測定を行う測定装置等で構成されている。近年、おもにBNCTの臨床研究に用いられている中性子ビームは熱外中性子ビームであり、悪性脳腫瘍,悪性髄膜種,頸頭部腫瘍,肺がん等の照射に適用されている。平成11年10月にJRR-4初の医療照射を行って以来、平成19年3月末までに74例の臨床研究が行われ、JRR-4以前に臨床研究が行われていたJRR-2, JRR-3の症例数を合せると108例に達した。

論文

Crystal nucleation behavior caused by annealing of SiC irradiated with Ne at liquid nitrogen temperature or at 573K

相原 純; 北條 喜一; 古野 茂実*; 北條 智博; 沢 和弘; 山本 博之; 本橋 嘉信*

Materials Transactions, 48(7), p.1896 - 1900, 2007/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

炭化珪素(SiC)のTEM試料を30keVN$$^{+}$$で1.9又は2.3$$times$$10$$^{20}$$Ne$$^{+}$$/m$$^{2}$$まで573K又は98Kで照射して非晶質化させた後、1273Kで30分焼鈍した。2.3$$times$$10$$^{20}$$Ne$$^{+}$$/m$$^{2}$$まで照射した試料においてはどちらの照射温度でも焼鈍後結晶核生成及び再結晶化に伴うバブル粗大化が観察された。核生成した結晶のデバイ・シェラーリングは母相のネットパターンによく重なったが、$$beta$$-SiCの(200)に相当するリングは観察されなかった。本実験の範囲では結晶核生成の照射温度依存性は見られなかった。

論文

Microstructural change with annealing of SiC irradiated with Ne at 573-673 K

相原 純; 北條 喜一; 古野 茂実*; 志村 憲一郎; 北條 智博*; 沢 和弘; 山本 博之; 本橋 嘉信*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 242(1-2), p.441 - 444, 2006/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.13(Instruments & Instrumentation)

CVD-SiCのTEM試料を色々な温度で20keVNe$$^{+}$$で1.5$$times$$10$$^{20}$$Ne$$^{+}$$/m$$^{2}$$まで照射して引き続き1273Kで焼鈍した。573と583K照射では照射により非晶質化が起こり、焼鈍によって結晶核生成が起こった。598K照射では部分的非晶質化が起こったが焼鈍による結晶核生成は観察されなかった。673K照射では非晶質化が起こらなかった。低温照射の結果も報告する。

論文

確率論的手法による超塑性3Y-TZPセラミックスの強度特性の評価

馬場 信一; 柴田 大受; 山地 雅俊*; 角田 淳弥; 石原 正博; 本橋 嘉信*; 沢 和弘

日本機械学会関東支部茨城講演会(2004)講演論文集(No.040-3), p.61 - 62, 2004/09

高温ガス炉への応用が期待されている超塑性セラミックスについて、3mol%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体(3Y-TZP)を用いて、炉内構造物としての健全性を評価するうえで必要となる室温における曲げ及び圧縮強さを調べ、Weibull強度理論による強度特性を検討した結果、以下の結論を得た。(1)3点曲げ強さで得られた応力-ひずみ曲線はほぼ直線性を示し、弾性体の挙動が認められた。一方、圧縮試験で得られた応力-変位の関係には非線形性が認められた。(2)3点曲げ強さの支点間距離(スパン)依存性の実験結果は、Weibull強度理論による予測値とほぼ一致する。(3)曲げ弾性率と圧縮弾性率はほぼ一致する。また、スパン長さに比例して曲げ弾性率は低下する。(4)曲げ強度及び圧縮強度ともにWeibull確率分布によく適合し、Weibull係数mは曲げ及び圧縮でそれぞれ9.5及び26.5である。

報告書

逆動特性法を用いる制御棒校正用装置の実用化

山中 晴彦; 林 和彦; 本橋 純; 川島 和人; 市村 俊幸; 玉井 和夫; 竹内 光男

JAERI-Tech 2001-084, 110 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-084.pdf:10.15MB

JRR-3における炉心反応度の管理は、制御棒校正結果を用いて行っている。制御棒校正は、年1回の定期自主検査時等に、6本の制御棒の全駆動範囲について逆動特性法(IK法)を用いた反応度測定により行っている。IK法による反応度の測定は、従来のペリオド法(PP法)に比し作業時間が大幅に短縮できる長所がある。JRR-3では、約10年間のIK法を用いた反応度測定の実績を活かした測定装置の高機能化及び測定結果の信頼性向上を図った逆動特性法を用いる制御棒校正用装置を製作し、実用できることを確認した。本報は、JRR-3における制御棒校正の方法,製作した制御棒校正用装置の機能,性能及び平成12年度JRR-3定期自主検査時の制御棒校正データを用いて行った本装置の機能及び性能の検証結果について報告する。

報告書

セラミックス系新素材の高温照射試験計画に関する調査

石野 栞*; 寺井 隆幸*; 奥 達雄*; 荒井 長利; 林 君夫; 伊藤 久義; 矢野 豊彦*; 本橋 嘉信*; 北村 隆行*; 筑本 知子*; et al.

JAERI-Review 99-019, 238 Pages, 1999/08

JAERI-Review-99-019.pdf:14.88MB

本報告書は、HTTRによるセラミックス系新素材の照射試験計画を効率的に遂行するため、関連研究動向、HTTR照射試験方法等の調査・検討を、原子力学会に委託した結果をまとめたものである。高温超伝導材料、高温半導体の照射改質、耐熱セラミックス複合材料の照射損傷のほか、新規テーマ(超朔性セラミックス材料の照射効果、変形・破壊のシミュレーション等)を対象とした。本調査により、各研究テーマの目標・意義、HTTR照射試験方法等が明らかになった。本調査は、高温工学に関する先端的基礎研究について、さらに詳細な計画を立案し、実施してゆくための重要な基礎を構築したものである。

口頭

JRR-3プロセス制御計算機の更新計画

仁尾 大資; 池亀 吉則; 諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 大内 諭; 峯島 博美; 本橋 純; 鳥居 義也; 木名瀬 政美; 村山 洋二

no journal, , 

研究炉JRR-3冷却系等のプロセス系の計測及び制御はプロセス計算機により行われている。しかし、コンピューター界の技術進歩は目ざましく、旧製品のサポートは早期に打ち切られる傾向が年々強くなっている。そのような状況の中、JRR-3で使用しているプロセス制御計算機(CENTUM-V)は製造中止後10年以上が経過し、保守用部品の生産及び供給が終了し始めている。よって、今後も安定した機能維持を図るには更新する必要がある。新旧システムの混在をさける点で、単年度で全体を更新することが最善ではあるが、定期点検の期間や予算が限られていることから、部分的に順次更新していく予定である。新旧システムには情報通信の互換性が無いため、両システムの間で情報変換を行う機器を更新完了まで導入し更新を進める。今年度は部分更新のほかに、新旧システムの接続確認,新システムの動作検査などを行った。今後はプロセス制御計算機と他のシステムとの接続に関する技術的問題等に対処しつつ、全体の更新を完了させる予定である。本発表ではJRR-3における更新計画だけでなく、本件及び他の事例から得られた経験や情報を元に、効率的な計算機更新についての提言を行う。

口頭

革新的高温ガス炉燃料用ZrC被覆層のTEM・STEM観察

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

no journal, , 

固有の安全性に優れた高温ガス冷却原子炉の経済性向上のため、新型の燃料として、従来のSiC被覆にかわってZrC被覆の技術を、二酸化ウラン燃料の模擬材としてジルコニアを用いて現在開発中である。本講演では、開発途中のZrC被覆層のTEM・STEM観察結果を中心に報告する。観察の結果、遊離炭素相が多い領域と少ない領域が層を成していること,遊離炭素相は結晶粒界に積層面が沿った構造をとりやすいこと、また、ZrC被覆層製造に用いる臭素が偏析していることなどがわかった。

口頭

革新的高温ガス炉燃料用ZrC被覆層のTEM$$cdot$$STEM観察

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(JAEA)は革新的高温ガス炉のためのZrC被覆燃料粒子の開発を行っている。ZrC被覆層は臭素過程でJAEAで製造されている。本研究では製造開始から2年目のZrC被覆層の微細構造について報告する。1年目については昨年報告した。低温で蒸着したZrC層は高温で蒸着したものよりも遊離炭素が少なかった。遊離炭素が少ないZrC層においてはZrC結晶粒は柱状で、昨年度報告したものとは異なる配向性を持っていた。ZrCの定比性に加えて、PyC/ZrC境界の構造も蒸着温度に依存した。高温で蒸着したZrC層においてはPyC/ZrC境界で繊維状の炭素が観察された一方で、低温で蒸着したZrC層には観察されなかった。

口頭

新型高温ガス冷却原子炉用燃料用ZrC被覆層のTEM・STEM観察,3

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 竹内 均; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

no journal, , 

ZrC層の焼鈍による微細組織変化について報告する。熱処理前の微細組織については昨年度報告した。ZrC被覆粒子は実際のHTGR燃料のコンパクト焼成過程を模擬し、約1800$$^{circ}$$Cで1時間熱処理した。熱処理により、ZrC結晶粒はもとの配向性を保ったまま特に表面領域で成長した。ZrC層中の遊離炭素又はボイドはZrC結晶粒界に凝集した。凝集した遊離炭素又はボイドは、遊離炭素のリボンの塊のように見えた。さらに、IPyC/ZrC境界部には、熱処理前には繊維状炭素組織がなかったバッチでも、熱処理後には繊維状炭素組織が観察された。

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