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稲葉 良知; 石原 正博; 新見 素二; 河村 弘
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1348 - 1351, 2011/10
被引用回数：4 パーセンタイル：31.43(Materials Science, Multidisciplinary)材料試験炉(JMTR)は、1968年3月に初臨界となった試験研究炉であり、原子炉用燃料や材料の照射試験の他、RI製造にも利用されてきた。改修と改良のため、2006年8月にJMTRは運転を停止し、2011年度から再稼動する予定である。JMTRの再稼動に向けて、JMTRでは高経年化した原子炉機器の更新,新照射設備の準備及び照射技術の開発が行われている。新JMTRの照射設備及び照射技術は、核融合炉材料の開発にも貢献することができる。本論文では、JMTRにおける改修と、計測に焦点を当てた照射技術の現状について述べる。
田中 康介; 川又 一夫; 吉持 宏; 相沢 静男; 小野瀬 庄二; 新見 素二; 浅賀 健男
Proceedings of 1st Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2011), p.71 - 76, 2011/02
原子力機構大洗研究開発センターでは、約40年間にわたり照射後試験を実施してきている。本報告では、JMTRホットラボとAGFの機能,アクティビティについて述べる。また、JMTRの再起動に関連したJMTRホットラボとAGFの新たなアクティビティについても紹介する。
神永 雅紀; 新見 素二; 堀 直彦; 高橋 邦裕; 菅野 勝; 中川 哲也; 長尾 美春; 石原 正博; 河村 弘
JAEA-Review 2009-056, 20 Pages, 2010/02
JAEA-Review-2009-056.pdf:8.35MB
JMTRは、軽水減速・冷却,ベリリウム反射体付きタンク型炉で、その熱出力は50MWである。最大高速中性子束及び熱中性子束は、ともに4
10
m
s
である。1968年3月に初臨界を達成した後、2006年8月まで利用運転を継続して設備更新のために停止した。更新は2007年度初頭から2010年にかけて実施し、2011年度に運転再開予定である。2007年度当初に、JMTR原子炉建家,排気筒等のコンクリート構造物,1次冷却系タンク類,熱交換器,2次冷却系配管等の健全性を確認するための経年劣化調査を実施した。その結果、今後の信頼性向上の観点から更新すべき機器,修理すべき機器や構造物を決定した。2008年度は、水中カメラを用いた原子炉圧力容器の目視検査を実施し、有害な損傷のないことを確認した。現在まで、機器等の更新は、計画したスケジュールに従って順調に進んでいる。2009年度には1次冷却系ポンプ電動機,2次冷却系ポンプ,ベリリウム反射体枠の更新等が予定されている。核計装設備,プロセス計装設備等は、2010年度に更新する予定である。本稿では、JMTR更新計画の現状について示す。
石原 正博; 河村 弘; 新見 素二; 神永 雅紀; 堀 直彦; 長尾 美春
Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2009/10
JMTRは、1968年に初臨界を達成した軽水減速タンク型の試験研究炉で、軽水炉の燃料・材料の照射試験や高温ガス炉,核融合炉の開発のための照射試験さらにはRIの製造に利用されてきた。しかしながら、2006年8月にいったん原子炉を停止し、2007年から4年間かけて現在原子炉の改修を行っている。再稼働後、2011年から約20年間の運転を予定しており、利用者の視点から原子炉稼働率の向上,照射費用の低減などの利用性向上にかかわる検討を進めている。本報告では、原子炉機器の更新状況について述べるとともに、JMTRの将来計画について述べる。
竹本 紀之; 長尾 美春; 石原 正博; 新見 素二; 河村 弘
UTNL-R-0471, p.5_1_1 - 5_1_8, 2009/03
JMTRは平成19年度から4年間をかけて改修し、平成23年度から再稼働する計画であり、現在、原子炉機器等の一部更新,照射設備の整備を実施している。原子炉機器等の一部更新については、基本的にその設計方針及び性能は変更せず、現行の原子炉設置変更許可の範囲内で行っている。照射設備の整備については、再稼働後の新たなニーズに対応するため、軽水炉材料,燃料等の照射設備,医療用RIの製造設備等の整備に向けた検討を実施している。JMTR改修の進捗については、原子炉機器等の一部更新については、ボイラー設備,冷凍機,電源設備の更新を計画通り完了するとともに、引き続き、更新工事を進めている。また、文部科学省への設計及び工事の方法の認可が必要なUCL系統,炉室給排気系統,ベリリウム枠,
線遮へい板,一次冷却系統,二次冷却系統の一部更新については、平成21年3月までに設工認申請をすべて完了する予定である。本報告では、平成21年2月末現在のJMTRの改修の進捗状況及び再稼動に向けた取り組みの現状について報告する。
川又 一夫; 中川 哲也; 近江 正男; 林 光二; 柴田 晃; 齋藤 順市; 新見 素二
JAEA-Conf 2008-011, p.78 - 86, 2009/01
ホットラボ施設(JMTR-HL)は、おもに材料試験炉(JMTR)で照射されたものを試験することを目的に1971年に設立された。JMTR-HLは、ホットセルがカナルによってJMTRの原子炉容器と接続され、カナルを通じて照射されたキャプセルや試料を容易に搬送できるという利点がある。JMTR-HLは、運転開始以降、約2,400体の照射キャプセルを取扱い、種々の照射後試験(PIE)が広範囲に実施されてきた。近年、幾つかの新技術、例えば、セル内での照射誘起応力腐食割れ(IASCC)試験,走査型電子顕微鏡(SEM)/電子後方散乱回折パターン(EBSD)の観察が、従来のPIEに加えられた。さらに、JMTR-HLでは、キャプセルの再組み立てのためにホットセル内で遠隔操作によるTIG溶接技術の開発を通して、JMTRの炉内IASCC試験計画を実現するために貢献した。JMTR-HLでは現在、約100GWD/tまでの高燃焼度燃料を取り扱うために施設の改造を計画している。
竹本 紀之; 塙 善雄; 五来 滋; 深作 秋富; 宮澤 正孝; 新見 素二
JAEA-Conf 2008-010, p.97 - 105, 2008/12
原子力機構は、JMTRを原子力の基盤技術を支える原子炉と位置づけ、2011年度から再稼働することを目指し、2007年度から改修に着手することを決定した。そこで、2007年度から4年間で原子炉機器の更新を実施し、2011年度から再稼動させるために原子炉機器の更新計画を策定し、現在、改修工事を実施している。本報では、継続使用する機器の選定基準及びその概要についてまとめるとともに、更新工事の工程の基本的な考え方についてまとめた。
長尾 美春; 佐藤 政四; 新見 素二
JAEA-Technology 2007-051, 73 Pages, 2007/09
JAEA-Technology-2007-051.pdf:6.1MB
原子炉内の中性子及び線が混在する照射場におけるモンテカルロ法による線評価手法に対して、臨界実験装置JMTRCによる加熱率実験,新たに開発した核加熱率測定用キャプセルによる材料試験炉JMTRにおける核加熱率の測定結果のベンチマークの結果、JMTR炉心の核加熱率解析に適用できることがわかった。本解析手法によりJMTR炉心に対する核加熱率分布を評価するとともに、核加熱率データマップを作成した。このデータマップの値は、核加熱率測定用キャプセルの照射試験結果に対しては-27から+35%の範囲であり、JMTR改修後において、これまで以上に精緻な温度制御を行う照射キャプセルの熱設計に十分利用できる。
石井 敏満; 大岡 紀一; 星屋 泰二; 小林 英男*; 齋藤 順市; 新見 素二; 辻 宏和
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.1), p.240 - 244, 2002/12
被引用回数：3 パーセンタイル：22.80(Materials Science, Multidisciplinary)軽水炉や核融合炉などの構造材料の照射脆化を超音波法で非破壊的に評価する試験技術の開発を進めている。本研究では、原子炉圧力容器用A533B-1鋼材,不純物Pの含有量を低く調整したA533B-1鋼材及びサブマージマーク溶接部から製作した衝撃試験片をJMTRにおいて523K又は563Kで中性子照射した後、遠隔操作による超音波測定を行い、試験片中を伝わる超音波の音速及び減衰率を求めた。その結果、照射材では、未照射材に比べて横波,縦波ともに音速が低下し、縦波の減衰率は上昇する傾向があることがわかった。音速の低下は、中性子照射による鋼材の剛性率及びヤング率の低下に起因することが推測される。また、シャルピー吸収エネルギーの41Jレベル遷移温度シフト量の照射に伴う増加に対して、超音波の音速は低下し、減衰率は上昇する特性があることを見いだした。
長尾 美春; 石井 忠彦; 新見 素二; 藤木 和男; 高橋 秀武
JAERI-Review 2002-031, 119 Pages, 2002/11
JAERI-Review-2002-031.pdf:5.64MB
本報告書は、1971年の利用運転開始以来、JMTRを利用して行われた研究の成果の発表について、2001年末までに日本原子力研究所から公刊された研究成果報告書のリスト及び各報告書の要旨をまとめ、JMTRによる研究の推移を概観したものである。
長尾 美春; 板橋 行夫; 小森 芳廣; 新見 素二; 藤木 和男
KAERI/GP-195/2002, p.49 - 55, 2002/00
モンテカルロコードMCNPを用いたJMTRにおける照射場評価手法の検討を行ってきた。これまでに行われた検証の結果、高速中性子束,熱中性子束のMCNP計算値は、フルエンスモニタによる測定値に対して各々
10%,30%の精度であった。加熱率については、試料部の温度で比較した結果、解析値は、測定値に対して-3~+14%で評価できた。以上の結果から、JMTR照射試験においては、中性子束,料部温度において高精度な評価が可能である。
石井 敏満; 大岡 紀一; 新見 素二; 小林 英男*
金属, 71(8), p.20 - 24, 2001/08
JMTRホットラボにおいて、原子炉圧力容器鋼など構造材料について超音波を応用した非破壊的照射脆化診断技術の開発を進めている。これまでに、原子炉圧力容器用A533B cl.1鋼材,不純物Pの含有量を低く調整したA533B cl.1鋼材及びサブマージアーク溶接材の3種類の材質の衝撃試験片をJMTRにおいて523K又は563Kで中性子照射を実施した。これらの試験片について遠隔操作による超音速測定を行い、試験片中を伝わる超音波の音速及び減衰率を求めた。その結果、未照射材に比べて照射材では、横波及び縦波の音速が低下するとともに、縦波の減衰率が上昇することがわかった。また、音速の低下は、中性子照射による鋼材の剛性率及びヤング率の低下に起因することが予測される。更に、シャルピー吸収エネルギーの41Jレベル遷移温度のシフト量が増加するのに伴い横波の音速が低下し、縦波の減衰率が上昇する特性データを得た。
日浦 寛雄*; 遠藤 泰一; 山浦 高幸; 松井 義典; 新見 素二; 星屋 泰二; 小檜山 守*; 本橋 嘉信*
JAERI-Conf 99-006, p.343 - 348, 1999/08
軽水炉の高燃焼度燃料の健全性確認には、燃料内の酸素ポテンシャル変化を把握することが重要なファクタとなっている。この変化を把握するためには高温度及び高照射量で使用可能と考えられるジルコニア固体電解質を用いた酸素センサが有力である。また、Ni/NiOを固体標準極として使用することによりセンサの小型化が可能となり燃料棒への内蔵が容易になると期待される。そこでこのセンサをJMTRで中性子照射し、中性子照射下における起電力特性を調べた。この結果、Y
O
で安定化したジルコニア固体電解質(YSZ)を用いたセンサは、中性子フルエンス(E
1MeV)1.510
mまで照射しても、未照射センサとほぼ同じ起電力特性を示した。しかしながら、この起電力は計算値より低い値であった。この原因は固体電解質と標準極の密着性が不十分であったためと判明し、このため、この密着性を改善した結果、センサの起電力特性を著しく改善した。
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：5 パーセンタイル：40.13(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1.210
m(E1MeV)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710
m付近で1600MPaのピークを示し、それ以降は、1500MPa(1.210m-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、710m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。
日浦 寛雄*; 遠藤 泰一; 山浦 高幸; 星屋 泰二; 新見 素二; 齋藤 順市; 相沢 静男; 大岡 紀一; 小檜山 守*
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.2041 - 2045, 1998/00
被引用回数：6 パーセンタイル：48.69(Materials Science, Multidisciplinary)MgO,CaO,YOで各々安定化したジルコニア固体電解質(MSZ,CSZ,YSZ)を用いた酸素センサをJMTRで中性子照射し、照射下及び照射後測定においてその起電力特性等について評価した。その結果、照射下では、YSZ試料の起電力は、110mの中性子照射量(E1MeV)までの範囲で、照射量とともに低下した。910
mの中性子照射量(E1MeV)まで照射したMSZ試料の起電力は理論値とほぼ同じ値を示した。また、照射後のMSZ,CSZ,YSZ試料の起電力は理論値より低い値を示すが、CSZ試料はMSZ,YSZ試料に比べ起電力の低下が少ないことが判明した。
松井 義典; 新見 素二; 星屋 泰二; 塚田 隆; 辻 宏和
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.378 - 382, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)IASCCの問題は水冷却をともなう核融合炉の容器構造材においても重要な論議の一つである。このIASCC研究において、高圧水環境下での照射実験は欠くことのできない実験であると考えられる。JMTRではこのIASCC研究のために数年前に開発したSATCAPという高圧水中照射型の照射装置がある。最近、このSATCAPを核融合炉及び軽水炉のために、性能向上の目的で改良を施し、ハイブリッド型SATCAPを開発完了した。このハイブリッド型SATCAPはノーマル型SATCAPにヒータ制御及び真空制御を付け加えることで、より低線発熱領域でも試料表面で核沸騰が起こせるようになった。今回、このハイブリッド型SATCAP照射条件は冷却材圧力が8.6MPaで飽和温度は573K、流量は8.310
m
/sであった。この照射試験により、SATCAPは線発熱率に関係なくJMTRの全照射領域で照射が可能になった。
日浦 寛雄*; 遠藤 泰一; 山浦 高幸; 新見 素二; 星屋 泰二; 齋藤 順市; 相沢 静男; 大岡 紀一; 小桧山 守*
JAERI-Research 97-028, 46 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-028.pdf:2.49MB
原研大洗研究所材料試験炉部では、軽水炉等で照射された高燃焼度燃料内部の化学的挙動を解明することを目的に、燃料棒内酸素ポテンシャル測定技術の開発を行っている。本試験においては、MgO,CaO,YOで各々安定化したジルコニア固体電解質(MSZ,CSZ,YSZ)を用いた酸素センサを材料試験炉(JMTR)で中性子照射し、照射下及び照射後測定においてその起電力特性等について評価した。その結果、照射下測定ではYSZ試料の起電力は照射量の増加にともない徐々に低下した。また照射後測定ではMSZ,CSZ,YSZ試料で照射とともにセンサ起電力は低下するが、CSZ試料はMSZ,YSZ試料に比べ起電力の低下が少ないことが判明した。
鈴木 元衛; 塚田 隆; 松井 義典; 新見 素二; 中島 甫
Proc. of 8th Int. Symp. on Environ. Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors, 2, p.1013 - 1018, 1997/00
原子炉材料の腐食挙動をin-situ観測する技術を開発するために、高温水中のジルカロイの腐食速度をACインピーダンス法によって測定する実験を、JMTRのキャプセル及びコールド実験室のオートクレーブで行い、結果を分析した。試料電極は板状ジルカロイ-4を2枚並べて1対としたもので、白金リードをアルミナ製の気密プラグを通してMIケーブルの芯線につなぎ、外部回路に接続した。その結果、インピーダンスは少なくとも数百時間、計測に成功したが、その後気密プラグが高温水に侵食されて計測は不可能となった。データから算出された腐食速度は、酸化重力測定法から算出した速度より有意に低い。結論として、本インピーダンス法の適用性は、気密プラグの寿命延長と、測定データの分析法に依存する。
荒井 康夫; 岩井 孝; 笹山 龍雄; 岡本 芳浩; 中島 邦久; 新見 素二; 助川 友英; 山原 武; 鈴木 康文
JAERI-Research 95-008, 92 Pages, 1995/02
JAERI-Research-95-008.pdf:5.04MB
ウラン・プルトニウム混合窒化物ペレットを充填したヘリウムボンド型燃料ピン2本を、88F-5Aキャプセルに組み込み、JMTRにおいて最高線出力65kW/mの条件で燃焼度4.1%FIMAまで照射した。照射後の燃料ピンに有害な欠陥は無く健全であった。燃料中心の装荷した熱電対指示は照射期間中に燃料温度が低下する傾向を示し、ペレットと被覆管のギャップが徐々に閉塞することが確認された。FPガス放出率は約2~3%と極めて低い値であるとともに、燃料ピンの外径増加率は最大でも約0.4%にとどまるという結果を得た。また、ステンレス鋼被覆管内面に有意な腐食は観察されなかった。そのほか、照射に伴う燃料組織変化等についても知見を得た。
原山 泰雄; 星屋 泰二; 染谷 博之; 新見 素二; 小林 敏樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.291 - 301, 1993/04
被引用回数：4 パーセンタイル：44.63(Nuclear Science & Technology)引張試験片のような棒状試料の照射試験に用いるキャプセルでは、同時に多数の試料を照射するため、多数の孔(試料が挿入される)や中心孔を有する円柱形の試料ホルダーがしばしば使用される。この種のホルダーを用いたキャプセルの設計においては、照射試料が原子炉運転状態で目標温度になるかどうかを知るために、試料周りのホルダー孔周辺の熱流束分布、温度が試料温度に関する境界条件であることから、その温度分布を必要とする。そこで、多孔をもつ発熱円柱体の温度分布を求めることを試み、温度分布に関する解析的な表示を得た。その結果は、関係するパラメータの相互関係が明確になるため、材料照射に用いるキャプセルの設計や安全評価上極めて有用であると考える。
