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報告書

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

報告書

バッグイン・バッグアウト方式による大型グローブボックスのアクリルパネル交換技術

桜庭 直敏; 沼田 正美; 古宮 友和; 市瀬 健一; 西 雅裕; 冨田 健; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 宮田 精一; 黒澤 達也; et al.

JAEA-Technology 2009-071, 34 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-071.pdf:21.07MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所の廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、TRU核種を取り扱う大型グローブボックスの維持管理技術の一環として、バッグイン・バッグアウト方式によるアクリルパネルの交換技術を開発し、劣化が生じたアクリルパネルの交換作業に適用した。その結果、グローブボックス内の部分的な除染作業を行うだけで、負圧維持条件下で安全にアクリルパネルの交換ができた。また、グリーンハウスを用いてエアラインスーツを着用した作業者が直接アクリルパネルの交換を行う従来技術に比べ、安全性,作業性及びコスト等の面で極めて有効な作業技術であることが実証された。

論文

Improved technique for hydrogen concentration measurement in fuel claddings by backscattered electron image analysis, 2

小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 佐川 民雄

JAEA-Conf 2008-010, p.325 - 332, 2008/12

反射電子像の画像解析による被覆管の水素濃度測定手法(BEI法)は、スタズビック社により開発された照射後試験技術である。当該技術は被覆管中に析出した水素化物の反射電子像を撮影し、得られた像中の水素化物の面積率を画像解析にて計測することにより水素濃度を算出する手法であり、被覆管中の局所的な水素濃度を測定するのに非常に適した水素濃度測定法である。燃料試験施設では、このBEI法の試料調製法と画像解析法に改良を加え、より精度の高い「改良BEI法」を開発した。前回のJoint Seminarで既報の未照射被覆管を用いた確認試験において、改良BEI法と高温抽出法それぞれによって得られた水素濃度は良好な一致を示し、改良BEI法の信頼性の高さを確認することができた。今回はこの改良BEI法を用いて、照射済被覆管の軸方向及び半径方向の水素濃度分布測定を行った。その結果、改良BEIは他の水素濃度測定手法と比較し、局所水素濃度をより詳細に分析できることが確認できた。

論文

PIE technique of fuel cladding fracture toughness test

遠藤 慎也; 宇佐美 浩二; 仲田 祐仁; 福田 拓司*; 小野澤 淳; 原田 晃男; 木崎 實; 菊池 博之

HPR-366, Vol.1 (CD-ROM), 10 Pages, 2007/03

近年、高燃焼度燃料を使用した出力急昇試験において、被覆管の軸方向に脆性割れが観察されている。この脆性割れは、高燃焼度化に伴う被覆管の水素吸収に起因した機械的特性の劣化と考えられているが、引張試験やバースト試験等の従来からの照射後試験技術では、その抵抗性を評価することは不可能である。燃料被覆管の脆性割れに対する抵抗性評価技術は、高燃焼度化燃料の健全性評価のうえで極めて重要であり、新たな照射後試験技術としての確立が急務となっている。脆性材料の壊れ抵抗性評価は、破壊靱性試験によってのみ可能であるが、規格化された既存の破壊靱性試験標準試験法は、燃料被覆管のような薄肉で細径の管状材料には適用できない。このため、原子燃料工業によって開発されたNCT試験法の照射後試験への適用が提案された。本会議では、原子燃料工業とホット試験室との共同研究で開発したNCT試験法による燃料被覆管の破壊靱性試験のための照射後試験技術として使用済燃料被覆管からのサンプル加工技術,試験片組立技術,疲労予き裂導入技術,被覆管破壊靭性試験等の遠隔操作技術とを適用した照射後試験での有効性について概要を報告する。

論文

Improved technique of hydrogen concentration measurement in fuel cladding by backscattered electron image analysis

小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 安田 良; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 西野 泰治

JAEA-Conf 2006-003, p.212 - 221, 2006/05

燃料被覆管中の水素化物を反射電子により撮影し、得られた像を画像解析することにより被覆管の局所的な水素濃度を測定する手法の適用性を検討した。この手法では、試料研磨面の平滑度及び画像解析時の水素化物部の抽出方法が測定精度に大きく影響を与えるため、試料研磨法と面積率計測法について改良を行い、精度の高い水素濃度測定方法を確立した。確認試験として、未照射ジルカロイ被覆管の水素濃度を改良を行った反射電子像法にて測定し、水素濃度測定法として信頼性の高い高温抽出法による測定値と比較を行った結果、それぞれの水素濃度測定値はよく一致し、本手法の妥当性が確認された。

報告書

反射電子像の画像解析による被覆管の水素濃度測定

小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 安田 良; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 西野 泰治

JAEA-Technology 2006-010, 19 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-010.pdf:2.3MB

スウェーデン・スタズビック社によって開発された反射電子像法は、走査型電子顕微鏡によって撮影された反射電子像(BEI)によりジルカロイ被覆管中の水素化物を同定し、母材と水素化物の面積比から水素濃度を評価する手法であり、被覆管中の局所的な水素濃度測定に対して非常に有効な手法である。このBEI法を照射後試験に適用するにあたり、試料調製法とBEI撮影条件,画像解析手法について改良を行った。また、改良BEI法の有効性を確認するため、未照射試料を用いて高温抽出法と比較を行った結果、本手法が高温抽出法による水素濃度測定と同程度の信頼性を持つことが確認できたため、照射後試験への適用性についても期待ができる。

論文

PIE technique of LWR fuel cladding fracture toughness test

遠藤 慎也; 宇佐美 浩二; 仲田 祐仁; 福田 拓司*; 沼田 正美; 木崎 實; 西野 泰治

Proceedings of 2005 JAEA-KAERI Joint Seminar on Advanced Irradiation and PIE Technologies, p.S2_7_1 - S2_7_11, 2005/11

近年、高燃焼度燃料を使用した出力急昇試験において、被覆管の軸方向に脆性割れが観察されている。この脆性割れは、高燃焼度化に伴う被覆管の水素吸収に起因した機械的特性の劣化と考えられているが、引張試験やバースト試験等の従来からの照射後試験技術では、その抵抗性を評価することは不可能である。燃料被覆管の脆性割れに対する抵抗性評価技術は、高燃焼度化燃料の健全性評価のうえで極めて重要であり、新たな照射後試験技術としての確立が急務となっている。脆性材料の壊れ抵抗性評価は、破壊靱性試験によってのみ可能である。しかしながら、規格化された既存の破壊靱性試験標準試験法は、平面歪状態を満足する形状の試験片に対するものであり、燃料被覆管のような薄肉で細径の管状材料には適用できない。このため、原子燃料工業によってコールド試験用に開発されたNCT試験法の照射後試験への適用が提案された。本セミナーでは、原子燃料工業とホット試験室との共同研究で開発した、NCT試験法による燃料被覆管の破壊靱性試験のための照射後試験技術、すなわち、使用済み燃料被覆管からのサンプル加工技術,試験片組立技術,疲労予き裂導入技術,NCT破壊靭性試験等の遠隔操作技術とを適用した照射後試験での有効性について概要を報告する。

論文

Field emission-type scanning electron microscope for examination of irradiated fuels

安田 良; 三田 尚亮; 西野 泰治; 仲田 祐仁; 野沢 幸男; 原田 克也; 串田 輝雄; 天野 英俊

Nuclear Technology, 151(3), p.341 - 345, 2005/09

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

照射済燃料・材料の表面微細組織観察をするために原研・燃料試験施設に設置した。FE-SEMは、オペレーターの安全を確保するために、遮へい容器に据え付けられた。その遮へい容器には遠隔操作を円滑に進めるためのマニプレータ等の機器が取り付けられている。また、放射線の影響を低減させるためのコリメータを取り付けたEDSも、観察領域の組成分析をするために設置された。設置後、性能確認のために、金蒸着膜,水素処理したジルカロイ被覆管を観察試験した。その結果、良好な画像が取得できたことから、改造・設置後も所期性能を保っていることを確認した。

論文

中性子ラジオグラフィによる原子力燃料・材料の内部観察

安田 良; 松林 政仁; 仲田 祐仁; 松江 秀明; 中西 友子

第5回放射線による非破壊評価シンポジウム講演論文集, p.31 - 34, 2005/02

中性子ラジオグラフィは、照射済燃料・材料の健全性評価を行うための照射後試験の有効な非破壊試験ツールである。特に、中性子CT法,イメージングプレート法は、3次元情報の取得,組成の定量評価等を可能にし、より高次な情報を抽出することができると考えられる。本稿では、中性子CT法及びイメージングプレート法の照射後試験への有効性を検討するために行った未照射の燃料・材料を用いて試験の結果について報告する。

論文

Application of neutron imaging plate and neutron CT methods on nuclear fuels and materials

安田 良; 松林 政仁; 仲田 祐仁; 原田 克也; 天野 英俊; 笹島 文雄; 西 雅裕; 堀口 洋二

IEEE Transactions on Nuclear Science, 52(1), p.313 - 316, 2005/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:40.84(Engineering, Electrical & Electronic)

本稿では、中性子イメージングプレート(IP)法及び中性子断層法など先進的な中性子ラジオグラフィ法を核燃料に適用した結果について報告する。試験は、JRR-3Mの中性子ラジオグラフィ第二撮影室TNRF-2において行った。試験に用いた燃料ピンは、形状・寸法及び濃縮度が制御・調整されたペレットを装荷している。中性子IP法では、燃料ピンの透過像を撮影し、CT法では、断面像を取得した。試験の結果、IP法・CT法ともに燃料ピン内のペレットの良好な画像を取得できた。

報告書

高燃焼度燃料ペレット融点測定技術の開発; 微小試料の融点測定技術

原田 克也; 仲田 祐仁; 原田 晃男; 二瓶 康夫; 安田 良; 西野 泰治

JAERI-Tech 2004-034, 13 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-034.pdf:0.69MB

燃料ペレットの微小領域における融点測定を目指し、既存のペレット融点測定装置を使用して少量の燃料ペレットで測定を可能とするために、燃料ペレットを封入するタングステンカプセルの改良及び試料の少量化に起因する不明瞭なサーマルアレストから融点を決定する方法の確立を行った。その結果、サーマルアレスト法による微小試料の融点測定が可能となり、照射済燃料ペレットの微小領域での融点測定に有効であることを確認した。本報は、ペレット融点測定装置を用いた微小試料の融点測定技術開発の概要を報告するとともに、タンタル[Ta],モリブデン[Mo],酸化ハフニウム[HfO$$_{2}$$]及び未照射UO$$_{2}$$ペレットを用いて実施した測定結果をまとめたものである。

論文

Application of hydrogen analysis by neutron imaging plate method to Zircaloy cladding tubes

安田 良; 仲田 祐仁; 松林 政仁; 原田 克也; 畠山 祐一; 天野 英俊

Journal of Nuclear Materials, 320(3), p.223 - 230, 2003/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:30.43

本稿においては、水素濃度が既知な標準試料を用いて、照射済燃料被覆管を模擬した試料の水素分布を定量的に評価した。被覆管断面全体に渡っての水素濃度分布が得られ、その空間分解能は、画像上の画素(0.1$$times$$0.1mm)に一致する。さらに、イメージングプレート像に及ぼす酸化膜の影響を、酸化膜のみ、または酸化膜及び水素化物の両方を形成した被覆管を用いてしらべた。その結果、酸化膜に相当する領域は画像上において確認できなかった。また、画像数値解析によっても酸化膜の有意な影響は確認できなかった。上記の結果から、中性子イメージングプレート法により、水素分析を行う際においても、酸化膜の影響は小さく、考慮する必要がないと考えられる。

報告書

遠隔操作式高分解能走査型電子顕微鏡の開発

安田 良; 西野 泰治; 三田 尚亮; 仲田 祐仁; 原田 克也; 野沢 幸男; 天野 英俊

JAERI-Tech 2002-081, 34 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-081.pdf:11.76MB

発電コストの効率化及び廃棄物の低減を目的として軽水炉燃料の高燃焼度化が計画されているが、高燃焼度化に伴う燃料挙動の変化に関する情報が、燃料の安全評価上必要とされている。燃料を高燃焼度化した場合、燃料ペレット及びジルカロイ被覆管にリム組織,水素化物などさまざまな微細組織が形成され、燃料の燃焼挙動に影響を及ぼすことが懸念されている。これらの微細組織の形成機構を検討するために、燃料・材料の表面微細組織の形状,寸法及び組成に関する知見が重要となる。日本原子力研究所ホット試験室では、微細組織の観察に有効である高分解能走査型電子顕微鏡を燃料試験施設に開発・整備した。本装置は、高放射性物質を試料として使用するため、遠隔操作式であり、遮へい能力,耐震性及び負圧維持を十分に担保した遮へい体並びにマニプレータ等の付属機器を設置し、安全性及び操作性を考慮した構造とした。また、組成分析するために可変型コリメータなどを組み込んだ高放射性試料対応エネルギー分散型検出器(EDS)を設置した。ジルカロイ水素吸収管及び酸化膜形成管を用いた特性試験を行った結果、高倍率10,000~30,000倍でも鮮明な撮影が可能であり、所期性能が維持されていることを確認した。

論文

Application of neutron radiography for estimating concentration and distribution of hydrogen in zircaloy cladding tubes

安田 良; 松林 政仁; 仲田 祐仁; 原田 克也

Journal of Nuclear Materials, 302(2-3), p.156 - 164, 2002/04

 被引用回数:23 パーセンタイル:16.1

被覆管中における水素の挙動に関する知見を得ることは、燃料の健全性を評価するうえで重要である。現在、中性子と水素との相互作用に着目して、固体中の水素化合物の濃度分布を調べるための手法として中性子ラジオグラフィが考えられている。そこで、燃料被覆管中における水素の濃度分布を評価する照射後試験法としての中性子ラジオグラフィの有効性を評価・検討した。試験は、照射済燃料と同様に外周部に水素を偏析させ、さらに水素濃度を調整した未照射被覆管を用いて、イメージングプレート法及びCT法により、JRR3M-TNRF2において行った。画像上において、水素の偏析部に相当する領域で輝度変化が観察され、それが水素吸収量の増加とともに増大する傾向が確認された。このことは、被覆管中の水素の濃度分布を評価するツールとしのて中性子ラジオグラフィの可能性を示唆していると考えられる。

報告書

中性子ラジオグラフィによる照射済燃料・材料の非破壊試験法の開発,3; 中性子イメージングプレート法及びCT法による未照射燃料ピンの撮影

安田 良; 松林 政仁; 仲田 祐仁; 原田 克也; 天野 英俊; 安藤 均*; 笹島 文雄; 西 雅裕; 堀口 洋二

JAERI-Tech 2002-001, 23 Pages, 2002/02

JAERI-Tech-2002-001.pdf:3.79MB

日本原子力研究所ホット試験室では、照射済燃料・材料中のクラック,形状変化及び水素化物等の欠陥・組成分布等を調べる非破壊検査法として中性子ラジオグラフィの有効性に着目し、中性子イメージングプレート法(IP法)や中性子断層撮影法(CT法)等を用いた先進的な中性子ラジオグラフィ技術の照射後試験(PIE)への適用を検討している。IP法及びCT法を核燃料に応用した例は少ないため、照射後試験への適用を検討するための基礎データの収集を必要としている。本稿では、基礎データ収集を目的として行った未照射燃料ピンを用いた中性子ラジオグラフィ試験の結果について報告する。試験は、JRR-3Mの中性子ラジオグラフィ装置TNRF-2において行った。中性子イメージングプレート法は、燃料ピンの透過像を撮影し、CT法では、燃料ピンの断面画像データを取得した。試験に用いた燃料ピンは、寸法,形状及び濃縮度の異なる複数の燃料ペレットが装荷されており、画像上及び画像解析処理によりそれらの相違を評価した。試験の結果、中性子イメージングプレート法においては、ペレットの形状,ペレット間の寸法の相違及びペレット間の濃縮度の相違が、画像上から確認され、CT法においても、ペレットの断面形状を示す良好な画像が得られた。

報告書

中性子ラジオグラフィによる照射済燃料・材料の非破壊試験法の開発,2; 中性子ラジオグラフィによるジルカロイ被覆管における水素化物及び酸化膜の観察評価

安田 良; 仲田 祐仁; 松林 政仁; 原田 克也; 安藤 均*

JAERI-Tech 2000-082, 38 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2000-082.pdf:7.79MB

本報は、照射済燃料に対する中性子ラジオグラフィの開発に関する第二報であり、前報で述べた照射済燃料を模擬したジルカロイ被覆管におけるコールド予備試験の結果について報告する。試験は、被覆管の健全性に影響を及ぼす重要な組織である水素化物及び酸化膜をそれぞれ水素濃度及び膜厚を制御して形成したジルカロイ管を用いて、イメージングプレート及びCT法により撮影を行った。撮影後は、写真観察と画像解析処理により評価を行った。その結果、被覆管中の水素化物については、水素化物の形成領域が確認され、定性的な評価が可能であることがわかった。酸化膜形成管に関しては、酸化膜そのものの観察は困難であったが、形成処理条件による影響が画像上で確認された。

論文

Melting temperature of high burn-up UO$$_{2}$$ pellet

原田 克也; 仲田 祐仁; 安田 良; 西野 泰治; 天野 英俊

HPR-356, 11 Pages, 2001/00

照射済UO$$_{2}$$ペレットの融点は、通常時及び事故時における燃焼度延伸を伴う照射燃料挙動の評価において重要な要素の一つである。このため、サーマルアレスト法によるペレット融点測定装置を原研の燃料試験施設において開発した。原子力発電所で照射(30, 45GWd/t)されたUO$$_{2}$$、ハルデン炉で照射(40, 63GWd/t)されたUO$$_{2}$$及び未照射UO$$_{2}$$ペレットの融点は、この装置を用いて測定された。これらの結果は燃焼度の上昇に伴い融点が少し下がるが、文献値との比較において照射・未照射UO$$_{2}$$ペレット間でほとんど違いがなかった。本報は、装置の概要、測定手順、そしてUO$$_{2}$$ペレットの融点測定結果について報告する。

報告書

中性子ラジオグラフィによる照射済燃料・材料の非破壊試験法の開発; 適用可能性の調査・検討

安田 良; 西 雅裕; 仲田 祐仁; 松林 政仁

JAERI-Tech 2000-030, p.20 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-030.pdf:2.2MB

本稿では、中性子ラジオグラフィによる照射済燃料の健全性評価を行うために、国内外における中性子ラジオグラフィ試験の現状及び使用を検討しているJRR-3M中性子ラジオグラフィ装置(TNRF)の撮影機器などを文献などにより調査し、試験実施の可能性を検討した。照射済燃料の中性子ラジオグラフィ試験は、国外、国内ともに減少傾向にあることを確認した。撮影機器に関しては、高放射性物質が使用可能な第一撮影室(TNRF1)においては、新規に設置して以来使用実績がないこと、中性子TVカメラや断層撮影などの高度撮影システムが設置されていないことを確認した。また、試験条件などの基準データを収集するコールド予備試験を行うことを確認した。

論文

Current status of PIE techniques in RFEF

古平 恒夫; 山原 武; 助川 友英; 西野 泰治; 金澤 浩之; 天野 英俊; 仲田 祐仁

HPR-349, 11 Pages, 1998/00

東海研究所の燃料試験施設は、発電炉で使用した照射済燃料集合体の健全性に関する実証試験を行うことを目的として1979年に設立された。近年では、高燃焼度燃料の開発に関する照射後試験を実施しており、ペレット等の熱物性データを取得するため、融点測定装置及びペレット熱拡散率測定装置を整備するとともに比熱測定装置等の新規照射後試験技術開発を継続している。さらにPu添加燃料の研究開発に資するため、$$alpha$$$$gamma$$対応のEPMAを整備するなど軽水炉の高度化研究に対応すべく技術開発を行っており、今回の当該会議において現状を報告する。

論文

Fabrication of instrumented capsule with spent fuel for re-irradiation experiments using NSRR and JMTR

市瀬 健一; 仲田 祐仁; 海野 明; 金澤 浩之; 助川 友英

ASRR-V: Proc., 5th Asian Symp. on Research Reactors, 2, p.871 - 875, 1996/00

原研NSRRでは、未照射及び照射済燃料をパルス出力照射することによって、反応度事故時の燃料挙動を調べている。その一環として、負荷追従運転を経験した燃料の反応度事故時の挙動も調べている。実験に使用する照射済燃料は、燃料試験施設において、商用炉で使用された実用燃料(長さ約4m)より、NSRR及びJMTR・BOCA照射設備に装荷可能な形状(長さ約30cm)に短尺加工される。短尺加工は、切断、上下端栓の溶接、ガス封入及び圧力計の計装等である。これら短尺加工時に重要なのは、加工前の燃料状態の保持、溶接部の健全性等である。本報告は、再照射用燃料短尺加工、計装及び検査技術について述べる。

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