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論文

Viscosities of molten B$$_{4}$$C-stainless steel alloys

西 剛史*; 佐藤 理花*; 太田 弘道*; 小久保 宏紀*; 山野 秀将

Journal of Nuclear Materials, 552, p.153002_1 - 153002_7, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

炭化ホウ素とステンレス鋼の溶融合金(B$$_{4}$$C-SS)の高精度の物性測定はナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故解析や福島第一原子力発電所で見られたように沸騰軽水炉(BWR)のシビアアクシデント解析に必須である。しかしながら、実験的に困難であるが故、B$$_{4}$$C-SS溶融合金の高精度な粘度データはない。本研究では、溶融ステンレス鋼(SUS316L), 2.5mass%B$$_{4}$$C-SS, 5.0mass%B$$_{4}$$C-SS, 7.0mass%B$$_{4}$$C-SSの粘度をそれぞれ1693-1793K, 1613-1793K, 1613-1793K、及び1713-1793Kの温度範囲で回転るつぼ振動法により計測した。この粘度はB$$_{4}$$C濃度が0から7%までに上昇するにつれて増加した。1713-1793Kの温度範囲で2.5mass%B$$_{4}$$C-SS, 5.0mass%B$$_{4}$$C-SS, 7.0mass%B$$_{4}$$C-SSの実験データを用いて、B$$_{4}$$C-SSの粘度評価式を求めた。また、B$$_{4}$$C-SSの粘度の計測誤差は8%以下だった。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview and progress until 2019

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 11 Pages, 2021/08

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つに、制御棒材の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動がある。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験,共晶溶融の熱物性計測,共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び2019年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、SSプール中にB$$_{4}$$Cペレットを置いたB$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験の数値解析を通じて、CDA解析コードSIMMER-IIIにおける共晶反応を記述する物理モデルの妥当性を確認したことである。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview and progress until 2018

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つに、制御棒材の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動がある。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び2018年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したB$$_{4}$$C-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。

論文

STRAD project for systematic treatments of radioactive liquid wastes generated in nuclear facilities

渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 柴田 淳広; 野村 和則; 神谷 裕一*; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*; et al.

Progress in Nuclear Energy, 117, p.103090_1 - 103090_8, 2019/11

AA2019-0193.pdf:1.29MB

 被引用回数:6 パーセンタイル:75.46(Nuclear Science & Technology)

A new collaborative research project for systematic treatments of radioactive liquid wastes containing various reagents generating in nuclear facilities was started from 2018 initiated by Japan Atomic Energy Agency. The project was named as STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project. Tentative targets to be studied under the project are aqueous and organic liquid wastes which have been generated by experiments and analyses in a reprocessing experimental laboratory of JAEA. Currently fundamental studies for treatments of the liquid wastes with complicated compositions are underway. In the STRAD project, process flow for treatment of ammonium ion involved in aqueous waste was designed though the inactive experiments, and decomposition of ammonium ion using catalysis will be carried out soon. Adsorbents for recovery of U and Pu from spent solvent were also developed. Demonstration experiments on genuine spent solvent is under planning.

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.418 - 427, 2019/09

制御棒材の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つである。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び平成29年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したB$$_{4}$$C-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 4; Effect of B$$_{4}$$C addition on viscosity of austenitic stainless steel in liquid state

太田 弘道*; 小久保 宏紀*; 西 剛史*; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.858 - 860, 2019/09

粘度計測装置を開発した。ステンレス鋼(SS)合金等の低粘度金属の取扱は難しいことから、高温溶融合金の粘度測定は難しいことが知られている。本研究では最初の段階として、溶融ニッケル(Ni)とステンレス鋼の粘度を、高温溶融合金の計測に適したるつぼ回転振動法により計測し、粘度計測装置の性能を確認している。溶融金属を入れたつるぼを吊るし、電磁的回転振動を与えたが、溶融金属の摩擦により、振動は弱まった。粘度は振動時間と対数減少から判断される。るつぼは、ミラーブロック,アルミ製の慣性ディスクに接続されており、全体は白金-ロジウム合金製のワイヤで吊られている。レーザー光線をミラーに照射し、その反射光を光センサで検知し、その後、溶融金属の対数減少を決定した。溶融Niと溶融SSの粘度は1823Kであった。この結果における溶融Ni及びSSの粘度数値は、溶融Ni及びSSの文献値に近く、この計測装置を使って溶融合金の粘度を計測する。溶融SS合金の粘度の濃度依存性は今後明らかにされる。

論文

Current-induced modulation of coercive field in the ferromagnetic oxide SrRuO$$_{3}$$

山ノ内 道彦*; 小山田 達郎*; 佐藤 晃一*; 太田 裕道*; 家田 淳一

IEEE Transactions on Magnetics, 55(7), p.1400604_1 - 1400604_4, 2019/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Electrical & Electronic)

We investigated the coercive field $$H_{c}$$ for Domain Wall (DW) motion as a function of the current $$I$$ in the ferromagnetic oxide SrRuO$$_{3}$$, a model system with narrow DWs for fabricating high-density spintronics devices. The DW is moved by $$I$$ in the direction of the current, and $$H_{c}$$ is modulated linearly in $$I$$. This linear relationship is consistent with an effective magnetic field $$H_{eff}$$ driving the DW. The direction of DW motion and the magnitude of $$H_{eff}$$ are well described by a model based on the field-like torque arising from the spin relaxation of conduction electrons in the DW.

論文

ステンレス鋼-B$$_{4}$$C溶融混合物の系統的な粘度測定を目指したニッケルおよびステンレス鋼の粘度測定

小久保 宏紀*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 山野 秀将

日本金属学会誌, 82(10), p.400 - 402, 2018/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.72(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント評価手法の改良のため、ステンレス鋼と炭化ホウ素(SUS316L+B$$_{4}$$C合金)で構成される溶融混合物の粘度を取得することは重要である。本研究では、最初の段階として粘度計測装置の性能確認のため、溶融ニッケル(Ni)とステンレス鋼(SUS316L)の粘度を、るつぼ回転振動法により計測することにした。溶融NiとSUS316Lの粘度は1823Kまでを測定した。測定値のバラつきから、溶融NiとSUS316Lの測定誤差はそれぞれ$$pm$$4%と$$pm$$3%であった。また、溶融NiとSUS316Lの測定値は同様の組成をもつ文献値に近いことが分かった。さらに、SUS316L-B$$_{4}$$C合金の粘度も暫定的に計測できた。本研究によりNiとSUS316Lの粘度のフィッテイング式を得た。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 「常陽」炉心上部機構の交換

伊藤 裕道*; 大田 克; 川原 啓孝; 小林 哲彦; 高松 操; 長井 秋則

JAEA-Technology 2016-008, 87 Pages, 2016/05

JAEA-Technology-2016-008.pdf:18.11MB

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害に係る復旧措置の一環として、炉心上部機構交換作業を平成26年3月24日に開始し、同年12月17日に完了した。炉心上部機構は、交換することを前提に設計されたものではなく、これまでに交換した実績も有していないため、旧炉心上部機構を引き抜くことができないリスクがあった。このため、旧炉心上部機構ジャッキアップ試験を実施し、旧炉心上部機構を確実に引き抜ける見通しを得た。引き続き、旧炉心上部機構引抜作業を実施し、当該作業を完遂できた。新炉心上部機構据付作業では、装荷前に仮蓋を案内スリーブに通過させることにより装荷に必要なスペースが確保されていることを確認した。また、位置調整・揺動防止のためのガイドローラー及び所定の位置に精度よく据え付けるための拘束治具を使用した。この結果、有害な干渉がなく装荷され、要求据付精度$$pm$$1.02mmに対し、0.35$$pm$$0.1mmの精度で据え付けることができた。

論文

高速実験炉「常陽」の原子炉容器内観察・補修技術開発; 炉心上部機構の交換作業

高松 操; 川原 啓孝; 伊藤 裕道; 宇敷 洋; 鈴木 信弘; 佐々木 純; 大田 克; 奥田 英二; 小林 哲彦; 長井 秋則; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 15(1), p.32 - 42, 2016/03

高速実験炉「常陽」では、平成19年に「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」が発生し、原子炉容器内において、計測線付実験装置(以下、MARICO-2(MAterial testing RIg with temperature COntrol 2nd))試料部が炉内ラック内の移送用ポットから突出した状態で変形していること、MARICO-2試料部と炉心上部機構(以下、UCS(Upper Core Structure))の接触により、UCS下面に設置されている整流板等が変形していることが確認された。当該燃料交換機能復旧作業の一環として、「常陽」では、平成26年5月よりUCS交換作業を開始し、同年12月に終了した。高放射線・高温環境のSFRにおける原子炉容器内補修(観察を含む)には、軽水炉にはない技術開発が必要であり、その技術レベルを高め、供用期間中の運転・保守に反映することはSFRの信頼性の向上に寄与することができる。SFRにおけるUCSの交換実績は世界でも数少なく、30年以上使用した原子炉容器内の大型構造物の交換作業の完遂により蓄積された経験・知見は、「常陽」のみならず、SFRにおける原子炉容器内観察・補修技術開発に大きく資するものと期待される。

論文

Spectroscopic measurements of high frequency plasma in supercritical carbon dioxide

前原 常弘*; 川嶋 文人*; 岩前 敦; 向笠 忍*; 竹森 俊彦*; 渡辺 高志*; 黒河 賢哉*; 豊田 洋通*; 野村 信福*

Physics of Plasmas, 16(3), p.033503_1 - 033503_5, 2009/03

 被引用回数:12 パーセンタイル:46.02(Physics, Fluids & Plasmas)

Spectroscopic measurements of high frequency (hf) plasma were performed under high pressure conditions (5 and 7 MPa) and supercritical (sc) CO$$_{2}$$ conditions ($$8sim20$$ MPa). Temperature evaluated from C$$_{2}$$ Swan bands ($$d,^3Pi_g rightarrow a,^3Pi_u$$) increased from 3600 to 4600 K with an increase in pressure. The first observation of broadening and shifting of the O I line profile ($$3{rm s},^5{rm S}_2^o leftarrow 3{rm p},^5{rm P}_{3,2,1}$$) of hf plasma under sc CO$$_{2}$$ concisions was carried out. However, the origin of broadening and the shifting cannot be understood because the present theory explaining them is not valid for such high pressure conditions.

論文

Degradation of methylene blue by RF plasma in water

前原 常弘*; 宮本 一平*; 黒河 賢哉*; 橋本 幸生*; 岩前 敦; 倉本 誠*; 山下 浩*; 向笠 忍*; 豊田 洋通*; 野村 信福*; et al.

Plasma Chemistry and Plasma Processing, 28(4), p.467 - 482, 2008/08

 被引用回数:48 パーセンタイル:88.54(Engineering, Chemical)

Radio frequency (RF) plasma in water was used for the degradation of methylene blue. The fraction of decomposition of methylene blue and the intensity of the spectral line from OH radical increased with RF power. RF plasma in water also produced hydrogen peroxide. The density of hydrogen peroxide increased with RF power and exposure time. When pure water (300 mL) is exposed to plasma at 310 W for 15 min, density of hydrogen peroxide reaches to 120 mg/L. Methylene blue after exposed to plasma degraded gradually for three weeks. This degradation may be due to chemical processes via hydrogen peroxide and tungsten. The comparison between the experimental and calculated spectral lines of OH radical (A-X) shows that the temperature of the radical is around 3,500 K. Electron density is evaluated to be $$simeq$$ 3.5$$times$$10$$^{20}$$ m$$^{-3}$$ from the stark broadening of the H$$_{beta}$$ line.

報告書

2005年度地層科学研究情報・意見交換会; 資料集

花室 孝広; 東原 紘道*; 小出 馨; 太田 久仁雄; 天野 健治; 三枝 博光; 岩月 輝希

JNC TN7400 2005-029, 54 Pages, 2005/08

JNC-TN7400-2005-029.pdf:31.49MB

サイクル機構東濃地科学センターでは,地層科学研究を適正かつ効率的に進めていくために,関連する国内の大学,研究機関,企業などの研究者・技術者にご参加いただき,最近の研究開発状況や成果,さらに今後の研究開発の方向性について専門的な情報・意見交換を行うことを目的として「地層科学研究情報・意見交換会」を開催している。本資料集は,2005年度地層科学研究情報・意見交換会の報告資料を取りまとめたものである。

報告書

地質環境の不確実性評価技術の基礎研究

井尻 裕二*; 服部 弘通*; 鈴木 俊一*; 大石 雅也*; 窪田 茂*; 安達 哲也*; 山本 卓也*

JNC TJ8400 2001-010, 143 Pages, 2001/03

JNC-TJ8400-2001-010.pdf:10.97MB

高レベル放射性廃棄物地層処分の性能評価においては、地質環境の不確実性の影響を評価することが非常に重要な課題となっている。地質環境の不確実性には、調査試験により得られたデータに伴う不確実性と安全評価に用いる水理地質構造モデルに伴う不確実性がある。本研究では、今後サイト特性調査が進められる幌延の深地層研究所をモデルケースとしてデータ不確実性およびモデル不確実性を低減するためのサイト特性調査の合理化手法を開発するとともに、既に地上からの調査が進められている東濃の超深地層研究所をモデルケースとしてモデル不確実性を低減するためのモデル化手法を確立することを目的とする。幌延の深地層研究所を対象として実施するサイト特性調査の合理化手法の開発においては、調査の各段階における情報に基づいて概念モデルを構築し、概念モデルおよびデータの不確実性を考慮した感度解析を実施して、性能評価結果に対する感度が大きい項目(概念モデルおよびパラメータ)を同定する。この結果に基づいて、概念モデルの不確実性の感度が大きい場合には概念モデルを特定する調査を行い、データの不確実性の感度が大きい場合にはそのパラメータを優先的に取得する調査試験を実施する。このように、性能評価結果に対する感度が大きい項目を優先的に次の調査試験に反映させる調査試験計画の合理化手法を開発する。今年度は基礎研究として、サイト特性調査の合理化の概念を示すとともに、深地層研究施設周辺地域の地形地質情報に基づいて予備的概念モデルを構築し、次年度以降に実施する感度解析に供するパラメータの不確実性について検討を行った。東濃の超深地層研究所を対象として実施するモデル化手法の確立においては、モデルの不確実性に関する検討事例を調査するとともに、東濃で取得されたデータをモデル化の観点から検討した。

報告書

地質環境の不確実性評価技術の基礎研究(概要版)

井尻 裕二*; 服部 弘通*; 鈴木 俊一*; 大石 雅也*; 窪田 茂*; 安達 哲也*; 山本 卓也*; 五十嵐 孝文*; 杉原 豊*

JNC TJ8400 2001-009, 48 Pages, 2001/03

JNC-TJ8400-2001-009.pdf:10.59MB

高レベル放射性廃棄物地層処分の性能評価においては、地質環境の不確実性の影響を評価することが非常に重要な課題となっている。地質環境の不確実性には、調査試験により得られたデータに伴う不確実性と安全評価に用いる水理地質構造モデルに伴う不確実性がある。本研究では、今後サイト特性調査が進められる幌延の深地層研究所をモデルケースとしてデータ不確実性およびモデル不確実性を低減するためのサイト特性調査の合理化手法を開発するとともに、既に地上からの調査が進められている東濃の超深地層研究所をモデルケースとしてモデル不確実性を低減するためのモデル化手法を確立することを目的とする。幌延の深地層研究所を対象として実施するサイト特性調査の合理化手法の開発においては、調査の各段階における情報に基づいて概念モデルを構築し、概念モデルおよびデータの不確実性を考慮した感度解析を実施して、性能評価結果に対する感度が大きい項目(概念モデルおよびパラメータ)を同定する。この結果に基づいて、概念モデルの不確実性の感度が大きい場合には概念モデルを特定する調査を行い、データの不確実性の感度が大きい場合にはそのパラメータを優先的に取得する調査試験を実施する。このように、性能評価結果に対する感度が大きい項目を優先的に次の調査試験に反映させる調査試験計画の合理化手法を開発する。今年度は基礎研究として、サイト特性調査の合理化の概念を示すとともに、深地層研究施設周辺地域の地形地質情報に基づいて予備的概念モデルを構築し、次年度以降に実施する感度解析に供するパラメータの不確実性について検討を行った。東濃の超深地層研究所を対象として実施するモデル化手法の確立においては、モデルの不確実性に関する検討事例を調査するとともに、東濃で取得されたデータをモデル化の観点から検討した。

口頭

骨を標的とした$$^{99m}$$Tc及び$$^{186/188}$$Re標識オリゴアスパラギン酸の設計

清田 幸子*; 上原 知也*; 石井 大輔*; 秋澤 宏行*; 橋本 和幸; 荒野 泰*

no journal, , 

$$^{186/188}$$Reは、$$beta$$線を放出することからがん治療に有用と考えられている核種であり、一方、$$^{99m}$$Tcは、$$gamma$$線を放出することから画像診断に使用されている核種である。本研究では、骨を標的とした$$^{186}$$Re, $$^{99m}$$Tc標識化合物の開発を目的に、L, L-1, 2-Ethylene dicysteine(EC)1分子にペンタアスパラギン酸(Asp)$$_{5}$$が1分子及び2分子結合したEC-(D-Asp)$$_{5}$$及びEC-[(D-Asp)$$_{5}$$]$$_{2}$$,EC1分子に1分子の(D-Asp)$$_{10}$$が結合したEC-(D-Asp)$$_{10}$$を設計・合成し、$$^{99m}$$Tc及び$$^{186}$$Re標識体の安定性,体内動態を比較した。その結果、すべての$$^{99m}$$Tc標識体は血漿中で安定で、血漿タンパク質との結合も示さなかった。マウスに投与したところ、$$^{99m}$$Tc- EC-[(D-Asp)$$_{5}$$]$$_{2}$$が最も速やかな血液からの消失を示した。$$^{99m}$$Tc-EC-[(D-Asp)$$_{5}$$]$$_{2}$$$$^{99m}$$Tc-EC-(D-Asp)$$_{10}$$の骨への集積は同程度であったが、$$^{99m}$$Tc-EC-(D-Asp)$$_{5}$$は骨への集積低減と経時的な消失を示した。$$^{186}$$Re標識体も同様の結果を与えた。以上の結果は、新たな骨機能の画像診断並びに癌性骨転移の疼痛緩和薬剤の開発に対する本薬剤設計の有用性を示したものである。

口頭

ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の開発,9-3; 炉心上部機構の交換作業

大田 克; 伊藤 裕道; 宇敷 洋; 吉原 静也; 飛田 茂治; 川原 啓孝; 原 正秀*; 岡崎 弘祥*; 田中 淳也*; 立野 高寛*

no journal, , 

高速実験炉「常陽」における炉心上部機構(UCS)交換作業は、世界的にも例の少ない大型炉内構造物の補修作業である。UCS交換作業は、(1)旧UCS引抜・収納・保管作業及び(2)新UCS装荷作業に大別される。これらの作業では、ビニルバッグ/ガイド筒/ドアバルブ/キャスクによりバウンダリを構成した上で、ネジジャッキシステムの開発成果を踏まえて、設計・製作したワイヤジャッキシステム(3点支持構造)により旧UCS引抜/新UCS装荷を実施した。平成26年5月22日$$sim$$6月4日に旧UCS引抜・収納・保管作業を実施し、MARICO-2試料部回収作業終了後の11月21日に新UCSの装荷を完了した。12月12$$sim$$15日に新UCSの据付状況(リークチェック等)を確認し、12月17日に後片付けを含めた全て作業を終了した。本作業により得られた知見は、今後のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の開発に大きく資するものと考えている。

口頭

「常陽」における燃料交換機能の復旧作業状況,3-2; 炉心上部機構の交換

宇敷 洋; 伊藤 裕道; 奥田 英二; 鈴木 信弘; 佐々木 純; 大田 克; 川原 啓孝; 高松 操; 長井 秋則; 大川 敏克

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、平成19年に「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」が発生し、原子炉容器内において、(1)計測線付実験装置(以下、MARICO-2(MAterial testing RIg with temperature COntrol 2nd))試料部が炉内ラック内の移送用ポットから突出した状態で変形していること、(2)MARICO-2試料部と炉心上部機構(以下、UCS(Upper Core Structure))の接触により、UCS下面に設置されている整流板等が変形していることが確認された。当該燃料交換機能復旧作業の一環として、「常陽」では、平成26年5月よりUCS交換作業を開始し、同年12月に終了した。高放射線・高温環境のSFRにおける原子炉容器内補修(観察を含む)には、軽水炉にはない技術開発が必要であり、その技術レベルを高め、供用期間中の運転・保守に反映することはSFRの信頼性の向上に寄与することができる。SFRにおけるUCSの交換実績は世界でも数少なく、30年以上使用した原子炉容器内の大型構造物の交換作業の完遂により蓄積された経験・知見は、「常陽」のみならず、SFRにおける原子炉容器内観察・補修技術開発に大きく資するものと期待される。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究,1; プロジェクト全体概要

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 江村 優軌; 倉田 正輝; 東 英生*; 福山 博之*; 西 剛史*; 太田 弘道*; Liu, X.*; et al.

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において制御棒材の炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶溶融反応及び移動挙動を模擬できるようにするため、共晶溶融物の熱物性評価、共晶溶融反応実験及び材料分析、共晶溶融反応に関する物理モデル開発及び実機適用解析を実施する研究プロジェクトを立ち上げた。ここでは、プロジェクト全体概要及び初年度(平成28年度)の進捗概要について報告する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究,5; 5mass%B$$_{4}$$C-SS共晶溶融物の粘度測定

西 剛史*; 太田 弘道*; 山野 秀将

no journal, , 

炭化ホウ素(B$$_{2}$$C)とステンレス鋼(SS)の溶融混合物の粘度データはシビアアクシデント解析に必要不可欠である。本研究では、るつぼ回転粘度計による5mass%B$$_{4}$$C-SS共晶溶融物の粘度測定に着手した。

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