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報告書

自己出力型放射線検出器の出力電流値計算コードの作成; アルゴリズムの構築と計算結果の比較

柴田 裕司; 武内 伴照; 関 美沙紀; 柴田 晃; 中村 仁一; 井手 広史

JAEA-Data/Code 2021-018, 42 Pages, 2022/03

JAEA-Data-Code-2021-018.pdf:2.78MB
JAEA-Data-Code-2021-018-appendix(CD-ROM).zip:0.15MB

日本原子力研究開発機構大洗研究所に設置されている材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)では過去30年以上、多様な原子炉材料や照射技術及び計測装置の開発が行われてきた。その中では自己出力型の中性子検出器(Self-Powered Neutron Detectors: SPNDs)やガンマ線検出器(Self-Powered Gamma Detectors: SPGDs)の開発も行われており、複数の研究成果が報告されている。しかし、それら成果のほとんどは検出器の開発に関する創意工夫と炉内照射試験、コバルト60によるガンマ線照射試験の結果を整理又は考察したものであり、検出器出力の理論的な解析及び評価はあまり行われてこなかった。そこで、これら自己出力型放射線検出器の理論的な評価を行うための準備として1974年にH.D. WarrenとN.H. Shahが著した論文『Neutron and Gamma-Ray Effects on Self-Powered In-Core Radiation Detectors』を基に数値計算コードの作成を行った。本稿は作成した数値計算コードの内容について報告を行うものである。

報告書

アジアにおける原子力技術の平和利用のための講師育成事業の概要2014(受託事業)

日高 昭秀; 中野 佳洋; 渡部 陽子; 新井 信義; 澤田 誠; 金井塚 清一*; 加藤木 亜紀; 嶋田 麻由香*; 石川 智美*; 海老根 雅子*; et al.

JAEA-Review 2016-011, 208 Pages, 2016/07

JAEA-Review-2016-011-01.pdf:33.85MB
JAEA-Review-2016-011-02.pdf:27.68MB

原子力機構では、アジアにおける原子力技術の平和利用のための人材育成に貢献するため、文部科学省からの受託事業として、1996年から講師育成事業(ITP)を実施している。ITPは講師育成研修(ITC)、フォローアップ研修(FTC)、原子力技術セミナーからなり、アジア諸国を中心とする国々(現在、11ヵ国)の原子力関係者を我が国に招聘し、放射線利用技術等に関する研修、セミナーを行うことにより、母国において技術指導のできる講師を育成している。また、我が国からアジア諸国への講師派遣を通じて、各国の原子力関係者の技術及び知識の向上を図っている。さらに、作成したニュースレターを広く配布することにより、各国で得られた技術情報等を国内の原子力施設の立地地域等に広く提供している。本報では、これらについて概要を記載すると共に、今後、原子力人材育成事業を効果的に実施するための課題等について報告する。

報告書

JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2015年度

江口 祥平; 竹本 紀之; 柴田 裕司; 那珂 通裕; 中村 仁一; 谷本 政隆; 伊藤 治彦*

JAEA-Review 2016-001, 31 Pages, 2016/05

JAEA-Review-2016-001.pdf:9.05MB

照射試験炉センターでは、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来のJMTRの照射利用拡大を目的とし、海外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践的な研修を平成23年度に開始した。一方、国内の若手研究者・技術者を対象とした同様の研修を平成22年度に開始した。平成26年度からは、これら国内及び海外の研修を統合して実施している。平成27年度は7か国から17名が参加し、2週間の研修を実施した。参加者は、原子力に関 する講義や実習を通して、原子力研究の概要、原子力エネルギーの現状と開発、原子炉の安全管理、原子炉用燃料及び材料の中性子照射によるふるまい、照射と照射後試験施設及び技術、原子炉の核特性等について学んだ。また、研修の最後には各国のエネルギーミックスの現状と将来及び再生可能エネルギーを題材として、参加者間での討論を行った。本報告は、平成27年度に実施した研修の内容と結果についてまとめたものである。

報告書

炉外高温高圧水ループ試験装置の性能試験(受託研究)

中野 寛子; 上原 聡明; 武内 伴照; 柴田 裕司; 中村 仁一; 松井 義典; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2015-049, 61 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-049.pdf:14.7MB

日本原子力研究開発機構では、原子力施設でシビアアクシデントが発生した際に、プラント状態を監視するため、過酷環境下でも高解像度で監視できる耐放射線性カメラ、炉内の情報を伝送するための無線伝送システムならびに計測線等の高度化に向けた要素技術の基盤整備を進めている。計測線の高度化開発の一環として、高温型MIケーブルの信頼性およびそれらを構成するシース材料の特性を調べるため、PWR及びBWR条件の炉内環境を模擬できる炉外高温高圧水ループ試験装置を整備した。本装置は、圧力容器(オートクレーブ)、水質調整タンク、送水ポンプ、高圧定量ポンプ、予熱器、熱交換器および純水精製装置などから構成されている。本報告書は、炉外高温高圧水ループ試験装置の製作にあたって構成する機器の基本設計及び当該装置を用いた性能試験結果についてまとめたものである。

報告書

JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2014年度

江口 祥平; 竹本 紀之; 谷本 政隆; 久保 彩子; 石塚 悦男; 中村 仁一; 伊藤 治彦

JAEA-Review 2015-005, 38 Pages, 2015/06

JAEA-Review-2015-005.pdf:15.06MB

照射試験炉センターでは、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来のJMTRの照射利用拡大を目的とし、海外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践的な研修を平成23年度から実施している。一方、国内の若手研究者・技術者を対象とした同様の研修は、平成22年度から実施している。平成26年度は、これらの研修を統合し、国内外の若手研究者・技術者を対象に3週間の研修を 実施した。研修には7か国から19名が参加し、原子力研究の概要、原子力エネルギーの現状と 開発、照射試験研究に係る施設及び技術、原子炉の核特性、原子炉施設の安全管理及び運転管理等について学んだ。また、研修の最後にはエネルギーミックスの現状と将来を題材として参加者間の討論を行い、活発な意見交換がなされた。本報告は、平成26年度に実施した研修の内容と結果についてまとめたものである。

報告書

最先端研究基盤JMTR及び関連施設を活用した研修; 2013年度

竹本 紀之; 木村 伸明; 花川 裕規; 柴田 晃; 松井 義典; 中村 仁一; 石塚 悦男; 中塚 亨; 伊藤 治彦

JAEA-Review 2013-058, 42 Pages, 2014/02

JAEA-Review-2013-058.pdf:4.95MB

日本原子力研究開発機構では、将来の原子力人材を確保するための裾野拡大及びその育成を行う観点から、最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた実践的な体験型研修を平成22年度から実施している。平成25年度は、海外若手研究者・技術者を対象とした「海外若手研究者・技術者のためのJMTRオンサイト研修」を7月8日から7月26日に実施し、国内の若手研究者・技術者を対象とした「最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた研修講座」を7月29日から8月9日に実施した。研修にはそれぞれ18名の計36名が参加し、基礎講義や体験実習を通してJMTRの運転管理、安全管理、照射試験等の原子力基盤研究・技術について学んだ。本報告は、平成25年度に実施したこれらの研修の内容と結果についてまとめたものである。

論文

Development of instrumentation systems for safety measure at LWR's severe accident

武内 伴照; 柴田 晃; 永田 寛; 木村 伸明; 大塚 紀彰; 斎藤 隆; 中村 仁一; 松井 義典; 土谷 邦彦

Proceedings of 3rd Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2013), p.52 - 58, 2013/11

LWRの炉計装システムは、原子炉運転中から炉停止中の状況を監視できるシステムとなっていた。しかしながら、そのシステムは、福島第一原子力発電所で起きたシビアアクシデント時では電源喪失のため作動せず、事故後の対応が遅れた。このため、炉心損傷事故が起きても測定できる原子炉計装システムの開発が必要不可欠となった。本研究は、JMTRに蓄積された照射技術を活用し、測定技術を含めた監視システムの開発を行っている。本報告では固体電解質型の水素濃度センサー、ヒーターを備えている熱電対型の水位計、自己出力型のSPGD$$gamma$$線検出器及びCCDカメラによる原子炉の情報の定量化のためのチェレンコフ光の画像解析システムの4つの計装システムの開発について紹介する。開発後は、JMTRで炉内確認テストを実施し、放射環境下での特性も調べる予定である。

報告書

ヒータ付熱電対型水位計の開発

柴田 晃; 三浦 邦明*; 武内 伴照; 大塚 紀彰; 中村 仁一; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2013-024, 21 Pages, 2013/10

JAEA-Technology-2013-024.pdf:12.62MB

東京電力福島第一原子力発電所の事故においては、全電源喪失により、原子炉圧力容器内水位及び使用済燃料プールの水位が測定できなくなり、事故対策及び事故後の状況の把握に大きな困難をもたらした。このため、全電源喪失時にも、小電力で作動可能な信頼性の高い水位計の開発を行った。既存の水位計を調査し、小電力作動する信頼性の高い水位計の設計と試作を行った。また、試作した水位計を用いて、性能評価試験を行い、常温から95$$^{circ}$$Cの水温範囲において$$pm$$20mmの精度で水位を測定できることを確認した。この結果、新型水位計を使用済燃料プールや過酷事象時の原子炉圧力容器の水位計として使用する見通しを得た。

論文

Development of new in-pile instrumentation at JMTR

柴田 晃; 木村 伸明; 谷本 政隆; 中村 仁一; 斎藤 隆; 土谷 邦彦

JAEA-Conf 2012-002, p.56 - 60, 2012/12

JMTRの再稼働に向けて、技術的価値の高い照射データの取得及び原子炉の安全管理における信頼性の向上のために新規炉内計装を開発することが必要不可欠である。本発表では、腐食電位(ECP)センサー,新型水位計及びチェレンコフ光炉内観察システムの開発について発表する。

論文

Development of instruments for improved safety measure for LWRs

武内 伴照; 柴田 晃; 永田 寛; 三浦 邦明*; 佐野 忠史*; 木村 伸明; 大塚 紀彰; 斎藤 隆; 中村 仁一; 土谷 邦彦

Proceedings of 5th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-5) (Internet), 8 Pages, 2012/10

既存軽水炉において、炉内計装システムは原子炉運転及び停止状況を把握するために必要不可欠である。しかし、福島第一原子力発電所における過酷事故時、これらのシステムは十分には機能しなかった。このため、JMTRにおける炉内計測技術及び照射実績をもとに、過酷事故の進展を未然に防ぐための原子炉計装システムの開発に着手した。対象は、$$gamma$$発熱を利用した水位計、自己出力型$$gamma$$線検出器、水素濃度計、及びチェレンコフ光を利用した炉内情報の可視化・定量化システムである。これらの計装機器の設計や目標仕様及び開発状況や炉外・炉内性能実証試験の概要について述べる。

論文

Development of in-pile instruments for fuel and material irradiation tests

柴田 晃; 北岸 茂; 木村 伸明; 斎藤 隆; 中村 仁一; 近江 正男; 出雲 寛互; 土谷 邦彦

JAEA-Conf 2011-003, p.185 - 188, 2012/03

JMTR再稼働における照射技術開発の一環として、燃材料の照射試験において高精度なデータを得るため、腐食電位(ECP)センサー及び差動トランス(LVDT)式ガス圧計の開発を行っている。ECPセンサは高温高圧水条件にて構造材料の腐食電位を決定するためのセンサーであり、LVDT式ガス圧計は中性子照射下における燃料要素のガス圧を測定するためのセンサーである。本開発ではECPセンサーにおいては、センサーのセラミック及び金属の接合部について応力集中を避けるため形状の最適化を行った。一方、LVDT式ガス圧計においては、高温高圧かつ高照射下環境にて、高精度かつ安定した測定を行うためにLVDTのコイル材をMIケーブルと変更する改良を行った。この結果、ECPセンサーにおいては炉外試験において、接合材の破損なく安定した出力を得ることができるとともに、LVDT式ガス圧計についてはMIケーブルに変更しても、安定かつフルスケールで1.8%という正確さを示した。

論文

Development of reactor water level sensor for extreme conditions

三浦 邦明*; 柴田 晃; 中村 仁一; 小笠原 俊彦*; 斎藤 隆; 土谷 邦彦

JAEA-Conf 2011-003, p.193 - 195, 2012/03

福島第一原子力発電所事故において、使用済み燃料プールの水位を容易に測定することができなかったことは、事故を深刻化させた要因の一つである。一般的に、原子炉の炉内水位計には差圧式水位計が用いられているが、スリーマイル事故以降、異なる作動方式の水位計の必要性が指摘されていた。これを受け、BICOTHタイプ及びTRICOTHタイプの差動熱電対を利用した水位計は開発されたが、形状や必要電力の問題から一般の原子炉では採用されなかった。本研究では、熱電対とヒーターを用いた新型水位計を開発し、その性能試験結果により、正確に水位を測定可能であることを明らかにした。

論文

Fission gas release from high burnup mixed oxide (MOX) fuel pellets

天谷 政樹; 中村 仁一; 永瀬 文久

Proceedings of Enlarged Halden Programme Group Meeting 2011 (CD-ROM), 12 Pages, 2011/10

高燃焼度MOX燃料ペレットからの核分裂生成ガス放出(FGR)を、ハルデン炉で再照射中に燃料棒内圧を計測することにより調べた。再照射試験の最初の出力上昇において、燃料中心温度が約800$$^{circ}$$Cを超えた時に燃料棒内圧が急速に上昇した。この温度は、低燃焼度における1%FGRしきい温度の燃焼度依存性から予測される値より200$$^{circ}$$C程度低かった。測定されたFPガス放出率に基づき、燃料棒内でのFGRを支配するペレット破片の大きさを評価した。その結果から、再照射試験中に急速なFGRが観測された後でも、低及び中燃焼度で見られるような粒界トンネルやマイクロクラックの顕著な形成が起こらなかったことが示された。これは、試験燃料で観測された急速なFPガス放出が低及び中燃焼度と異なる機構で生じていることを示唆している。

論文

Thermal conductivity evaluation of high burnup mixed-oxide (MOX) fuel pellet

天谷 政樹; 中村 仁一; 永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Materials, 414(2), p.303 - 308, 2011/07

 被引用回数:11 パーセンタイル:64.42(Materials Science, Multidisciplinary)

高燃焼度の混合酸化物(MOX)燃料の挙動を評価するためには、燃料温度を正確に評価することが重要である。その燃料温度評価に必要なMOX燃料ペレットの熱伝導率評価式を提案した。Klemensの理論、未照射(U,Pu)O$$_{2}$$及び照射済UO$$_{2}$$ペレットの熱伝導率を利用し、燃焼度とPu濃度の影響を含むMOX燃料ペレットの熱伝導率評価式を導出した。高燃焼度MOX燃料の温度を上記評価式及び熱伝導率積分法で評価し、試験炉照射中の燃料温度測定値と比較した。両者はよく一致したことから、提案したMOXペレットの熱伝導率評価式は妥当と考えられる。

報告書

照射試験開発棟における試験装置の設備整備

石田 卓也; 谷本 政隆; 柴田 晃; 北岸 茂; 斎藤 隆; 近江 正男; 中村 仁一; 土谷 邦彦

JAEA-Testing 2011-001, 44 Pages, 2011/06

JAEA-Testing-2011-001.pdf:4.52MB

照射試験炉センターでは、材料試験炉(JMTR)の改修・再稼動後において技術的価値の高い照射データを提供するため、新たな照射試験法の開発を行っている。照射試験に必要なキャプセルを開発するため、キャプセル組立て、照射試料の材料試験や材料検査・分析などが行える施設を整備した。施設整備にあたっては、大洗研究開発センター内にある既設建屋の有効活用の観点から、現在、管理区域が解除され、実験装置,事務用品などの保管に使用されていたRI利用開発棟を改修し、上記目的のための施設整備を行った。改修後、照射試験開発棟と命名し、利用目的に基づいて8つの実験室を整備し、実験装置の設置を開始した。現在、照射試験開発棟における基本的管理要領を設定し、運用を行っている。本報告書は、RI利用開発棟の改修工事及び実験室内の実験装置の整備と操作方法及び照射試験開発棟における基本的管理要領についてまとめたものである。

論文

Development of instrumentation for international standard

谷本 政隆; 青山 征司; 北岸 茂; 柴田 晃; 斎藤 隆; 中村 仁一; 土谷 邦彦

Proceedings of 1st Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2011), p.62 - 70, 2011/02

再稼働後のJMTRは産業利用(LWRの長期化対応,次世代炉の開発等)の拡大が期待されている。広範囲に渡る利用者の需要への対応、高度な技術や新しい照射技術を開発している。本論文では、JMTRでの照射試験に用いられる計測機器である多対式熱電対,ガス圧計,SPND及びSPGDの開発の現状について述べるとともに、これら計測機器の国際標準化への働きかけについて論じている。

論文

JMTRでの軽水炉燃材料の健全性試験計画

伊勢 英夫; 扇柳 仁; 中村 仁一; 笹島 栄夫; 高佐 明; 塙 悟史; 川口 佳彦; 知見 康弘; 西山 裕孝; 中村 武彦

FAPIG, (180), p.22 - 25, 2010/02

日本原子力研究開発機構では、軽水炉の開発や安全確保などに資するため、Japan Materials Testing Reactor (JMTR)を改修して2011年度に再稼働する計画を進めており、軽水炉燃料及び材料の照射にかかわる健全性を調べるための試験装置の整備を改修と並行して行っている。本稿では、この燃料及び材料照射試験計画の概要について述べる。

論文

Relationship between changes in the crystal lattice strain and thermal conductivity of high burnup UO$$_2$$ pellets

天谷 政樹; 中村 仁一; 更田 豊志; 高阪 裕二*

Journal of Nuclear Materials, 396(1), p.32 - 42, 2010/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.76(Materials Science, Multidisciplinary)

2種類のディスク状UO$$_2$$試料を試験炉にてそれぞれ60及び130GWd/tまで照射した。試料の微細組織を光学顕微鏡観察,SEM/EPMA及び微小X線回折法により調べた。試料の熱拡散率を測定し、熱伝導率を評価した。熱伝導率測定結果から、試料に蓄積された照射欠陥の量が各試料の照射条件に依存することが示唆される。熱拡散率測定前後での格子定数,歪みエネルギー密度の比較から、1200から1500Kの温度領域で見られる熱伝導率の回復は転位の移動に関係していると考えられる。

論文

Thermal conductivity change in high burnup MOX fuel pellet

中村 仁一; 天谷 政樹; 永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(9), p.944 - 952, 2009/09

高燃焼度MOX燃料棒とUO$$_{2}$$燃料棒が商用炉BWRで照射された燃料棒から再加工された。試験燃料棒には、燃料中心温度計,燃料棒伸び計,内圧計が取り付けられ、ノルウェーのハルデン炉(HBWR)で再照射された。MOX燃料棒とUO$$_{2}$$燃料棒の燃焼度はそれぞれ84GWd/tHMtと72GWd/tに達した。燃料中心温度は、照射試験中連続して測定された。高燃焼度燃料の熱伝導率変化を測定温度と燃料挙動解析コードFEMAXI-6による計算データを比較することにより評価した。比較結果からMOX燃料の熱伝導率が約80GWd/tの高燃焼度においてはUO$$_{2}$$の熱伝導率と同程度であることが示唆された。熱伝導率に影響を与える固溶性FPや照射欠陥の蓄積効果が高燃焼度領域で支配的になるため、Pu原子の不純物効果が燃焼度の増加とともに次第に減少すると考えられる。

論文

Newly-designed capsules for fuel ramp tests in the JMTR

塙 悟史; 扇柳 仁; 稲葉 良知; 笹島 栄夫; 中村 仁一; 中村 武彦

Proceedings of Top Fuel 2009 (DVD-ROM), p.350 - 356, 2009/09

改良型軽水炉燃料の出力過渡時における挙動を評価するため、自然対流型と強制対流型の二種類の燃料異常過渡試験キャプセルの開発を進めている。自然対流型キャプセルは構造が比較的単純であり、試験燃料棒はその周りの冷却水の自然対流で冷却される。自然対流型キャプセルの基本的な技術は既に確立しており、改良型燃料の出力過渡試験は自然対流型キャプセルを用いて開始される予定である。強制対流型キャプセルは新しい概念のキャプセルであり、キャプセル内の小型ポンプにより燃料棒周りの冷却水を強制的に循環させることで、軽水炉の条件をより精度よく模擬できる。各種炉外試験を実施した結果、開発を進めるキャプセルでは改良型燃料を用いた試験でも目標とする線出力がDNBを起こすことなく達成できることが確認され、また強制対流型キャプセルに必要な技術要素について実現の見通しを得た。

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