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論文

Preliminary fabrication of small Li$$_{2}$$O spheres by sol-gel method

土谷 邦彦; 河村 弘; 小山田 六郎; 西村 一久*; 吉牟田 秀治*; 渡海 和俊*

16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 2, p.1123 - 1126, 1996/00

リチウム含有セラミックスが、核融合炉のトリチウム増殖材として有望視されており、酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)が第1候補材である。Li$$_{2}$$Oは、融点まで相変化しない、高密度、高熱伝導度等の優れた特性をもつ。また、ブランケット構造体の形状は複雑であり、増殖材を充填するためには、微小球の形状が望まれている。さらに、リチウム再処理の観点からも、湿式法(ゾル-ゲル法)による微小球の製造が有効である。本研究において、ゾル-ゲル法による微小球Li$$_{2}$$Oの予備製造試験を行った。本試験結果から、ゲル球製造、ゲル球仮焼及び熱分解・焼結の各工程における条件が決定できた。

論文

Reweldability test of irradiated SS316 by the TIG welding method

土谷 邦彦; 河村 弘; 小山田 六郎

Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.A), p.218 - 223, 1996/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:38.1

ステンレス鋼は、核融合炉の炉内構造物及び真空容器の材料として有望視されている。そのため、照射された材料の再溶接が、メンテナンス等を行う際に重要となる。本研究において、Tig溶接法により製作した接合材の引張試験、硬さ試験、金相観察及びSEM/XMA分析を行い、接合材の特性評価を実施した。再溶接試験片としてSS316材を用い、JMTRにおいて温度:250$$^{circ}$$C、照射量:~1.4$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$の条件で照射した。その結果、未照射/未照射及び未照射/照射試験片の引張強度は、未照射母材とほぼ同等であり、未照射材の部分で破断した。一方、照射/照射試験片の引張強度は、照射母材と比較して小さく熱影響部で破断した。この試験結果から、Tig溶接法による再溶接性に関する有望なデータを取得することができた。

論文

Mechanical properties of austenitic stainless steels irradiated at 323K in the Japan materials testing reactor

松井 義典; 星屋 泰二; 實川 資朗; 塚田 隆; 近江 正男; 酒井 陽之; 小山田 六郎; 恩地 健雄*

Journal of Nuclear Materials, 233-237, p.188 - 191, 1996/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:52.27

JMTRの炉心構造材であるSUS304溶体化材、SUS304冷間加工材、SUS316NG材、SUS630材について、JMTRの冷却水中(323K)という低温で、最高1.2$$times$$10$$^{26}$$m$$^{-2}$$の速中性子照射量まで照射を行った。照射後、機械的特性を試験するため、引張試験、破面観察、硬さ試験、破壊靱性試験等を行っている。今回は、この試験の中で、引張試験の結果を中心に発表する。試験は全て293Kの室温で行った。引張試験の伸び量は、照射量と共に下降するが、10$$^{25}$$m$$^{-2}$$付近から飽和する傾向が、0$$^{25}$$m0.2%耐力及び引張強さは照射量と共に上降し、1$$^{-2}$$付近で飽和する傾向が確認された。破面観察では照射材に対して照射の影響が表れていないことを確認した。また、硬さ試験では、照射による硬化を確認した。破壊靱性試験は、SUS304溶体化材をJ$$_{IC}$$及びK$$_{IC}$$で、SUS630材をK$$_{IC}$$で求め、照射量と共に下降することを確認した。

報告書

照射済燃料棒への熱電対再計装技術の開発; UO$$_{2}$$ペレット中心孔加工技術及び燃料棒組立技術

清水 道雄; 齋藤 順市; 大島 邦男; 遠藤 泰一; 石井 忠彦; 中川 哲也; 相沢 静男; 川又 一夫; 田山 義伸; 河村 弘; et al.

JAERI-Tech 95-037, 87 Pages, 1995/07

JAERI-Tech-95-037.pdf:5.14MB

軽水炉燃料棒のPCI機構の解明には、出力変動時のペレットからのFPガス放出及びペレットの中心温度の情報が重要である。照射済燃料棒に中心孔を穿孔する技術開発は、バリウムフェライトペレットを充填した模擬試料を使用して種々の穿孔試験を行った。このとき、動力炉で生じたペレットの割れをそのまま保持した状態で穿孔することが重要であるため、穿孔の間は炭酸ガスでペレットを凍結し、ダイヤモンドドリルで穿孔した。これらの開発試験により、深さが54mmで直径が2.5mmの中心孔ができることを確認した。炉内確証試験は、1995年1月にJMTRに装荷して行った。本報告書は、UO$$_{2}$$中心孔加工技術及び燃料棒組立技術についてまとめたものである。

報告書

Joining technology development of advanced materials/SS304 by friction welding

土谷 邦彦; 河村 弘; 小山田 六郎

JAERI-Tech 95-017, 72 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-017.pdf:4.39MB

摩擦圧接法は、異材接合において最も一般的な接合方法である。JMTRでは、照射キャプセルの圧力バンダリのような構造材として摩擦圧接法による種々の材料とステンレス鋼の接合材の研究が行われている。本報告は、耐熱性かつ低放射化材料のNb1%Zr合金に着目し、Nb1%Zr/SS304接合材の技術開発及び未照射時と中性子照射後における接合材の機械的特性評価について述べたものである。未照射時における接合材の引張強度及び疲労強度は、母材(Nb1%Zr合金)の強度とほぼ同等な強度が得られた。中性子照射後における引張試験の結果、Nb1%Zr合金の母材部分で破断した。これらの特性試験により、母材継手として中性子環境下でも使用できることが明らかとなった。

報告書

Trial fabrication and preliminary characterization of electrical insulator for liquid metal system

中道 勝; 河村 弘; 小山田 六郎

JAERI-Tech 95-009, 44 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-009.pdf:2.89MB

液体金属ブランケット設計では、MHD圧損が大きな問題となっている。その解決策として、構造体への電気絶縁材としてのセラミックコーティング膜の施工が考えられている。セラミックコーティング膜としては、高電気絶縁性及び優れたリチウムとの共存性の観点からY$$_{2}$$O$$_{3}$$が候補として挙げられている。本報告書は、電気絶縁材としてのセラミックコーティング膜の試作及び予備特性評価についてまとめたものである。本試作及び予備特性評価の結果から、母材SUS316上にSUS410をアンダーコーティングし、その上に緻密化処理したY$$_{2}$$O$$_{3}$$の大気プラズマ溶射膜を施工することにより、耐熱衝撃性に優れたY$$_{2}$$O$$_{3}$$膜を施工できることが明らかになった。

論文

Development of re-instrumentation technology for irradiated fuel rod

齋藤 順市; 清水 道雄; 小山田 六郎

KAERI-NEMAC/TR-32/95, 0, p.125 - 136, 1995/00

軽水炉燃料の経済性向上の観点から、高燃焼度燃料の照射挙動の解明が急がれている。特に、燃料のPCI破損メカニズムの解明には、出力変動時の燃料ペレットからのFPガス放出及び燃料の中心温度の情報は非常に重要となる。材料試験炉部では、1988年以来、高燃焼度燃料の照射挙動を解明するために、軽水炉で照射された燃料棒にFPガス圧力計及び中心温度測定用熱電対が一体となった二重計装機器を再計装する技術開発を進めている。この技術開発の結果、軽水炉で生じた燃料ペレットのクラック状態をそのまま保持し中心孔を穿孔する技術が確立され、上記の二重計装機器が照射済燃料棒に首尾良く再計装された。この再計装された燃料棒は、炉内実証試験として、JMTRの出力急昇試験を用いて再照射された。ここでは、これらの再計装技術及び実証試験の結果を報告する。

論文

Current Status and future plan of JMTR Hot Laboratory

小山田 六郎; 酒井 陽之

KAERI-NEMAC/TR-32/95, 0, p.31 - 43, 1995/00

JMTRホットラボは、JMTR付属の照射後試験施設として1971年に運転を開始した。発足時の施設は、コンクリートセル8基、顕微鏡セル4基、鉛セル7基であったが、その後、鋼セル5基、遮蔽型EPMA、BOCA組立装置、ベリリウム照射後試験用グローブボックス4基などが整備されてきた。これらの施設で非常に多方面な照射後試験が行われている。また、施設の経年劣化に伴い、内装試験機器の更新、マニピュレータやパワーマニピュレータの更新、遮蔽窓の更新及び除曇などが行われてきた。最近、利用者のニーズに応えて大幅な内装試験機器の再構築を行ったが、さらに将来に向かい試験の高度化及び技術開発を進めている。

論文

Properties measurements of silicide fuels for JMTR safety evaluation

小森 芳廣; 斉藤 順一*; 酒井 陽之; 山本 克宗; 小山田 六郎; 斎藤 実

JAERI-M 94-042, 0, p.305 - 312, 1994/03

JMTRの低濃縮化が1993年11月に開始される予定である。低濃縮化に係るシリサイド燃料の安全性評価は主として既存のデータに基づいて行われたが、データの得られていない熱伝導度、水力特性及び核分裂生成物放出率について測定及び試験を行った。熱伝導度については、室温から300$$^{circ}$$Cにかけてわずかに増加することが確認された。水力試験では、18m/sまでの流速に対し燃料板及び燃料要素に異常は認められなかった。核分裂生成物放出率の測定では、700$$^{circ}$$Cにおけるヨウ素放出率は約53%であった。これらの結果及び既存データをもとにシリサイド燃料の安全性評価が行われ、その安全性が確認された。

報告書

燃料低濃縮化に係わるJMTR安全設計の検討

小森 芳廣; 横川 誠; 猿田 徹; 稲田 征二; 桜井 文雄*; 山本 克宗; 小山田 六郎; 斎藤 実

JAERI-M 93-227, 73 Pages, 1993/12

JAERI-M-93-227.pdf:2.58MB

JMTR燃料の低濃縮化に係わる安全審査において、JMTRの安全性について全面的な見直しを行った。この中で、試験研究炉の安全設計に関する審査指針等に沿ってJMTRの安全設計の基本的な考え方についてレビューし、また、種々の調査及び検討を行うことにより、JMTRの安全性を再確認した。本報告は、これらの結果を中心に、原子炉の安全確保のための基本的な機能の観点からJMTRの安全設計についてまとめたものである。

論文

Release of fission products from plate type fuel at elevated temperature

小森 芳廣; 清水 道雄; 岩井 孝; 齋藤 順市; 中川 哲也; 小山田 六郎; 斎藤 実

JAERI-M 93-016, 0, p.259 - 267, 1993/02

JMTRでは、1993年に濃縮度45%のUAl$$_{x}$$-Al燃料から濃縮度約20%のU$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al燃料に変更する予定であり、この変更に係る安全解析が実施された。安全解析において使用する核分裂生成物の燃料から1次冷却水への放出率を求めるため、U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al燃料を用いた炉外実験を行った。実験は、600~1100$$^{circ}$$Cの範囲で行われ、U$$_{3}$$Si$$_{1.5}$$-Al及びUAl$$_{x}$$-Al燃料も比較のために含まれた。実験の結果から、U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al燃料は、これまでJMTRで使用されてきたUAl$$_{x}$$-Al燃料とほぼ同等の核分裂生成物保持能力を有することが明らかにされた。

論文

「照射後試験」日韓セミナー

小山田 六郎

日本原子力学会誌, 35(3), p.223 - 224, 1993/00

原研と韓国原研との間で締結している、原子力安全性及びその関連分野における協力研究計画の実施取極に基づき、様々な協力を実施してきた。照射後試験に関しても、実施取極に基づき照射後試験技術に関し協力を進めてきた。その協力の一環としてこの度標題のセミナーを開催した。その結果を紹介する。

論文

Development of re-instrumentation technique of pressure gauge and thermocouple for irradiated fuel rod

清水 道雄; 石井 忠彦; 酒井 陽之; 小山田 六郎; 斎藤 実

Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors, 10 Pages, 1993/00

軽水炉燃料の経済性の観点から、LWR燃料の高燃焼が重要な課題の一つである。高燃焼度LWR燃料の照射挙動を把握するために、FPガス圧力計と中心温度測定のための熱電対を、材料試験炉部で開発した。1985年からFP圧力計再計装技術を開発し、現在までに、BOCAキャプセルへ挿入して出力急昇試験を実施した。1988年以来、照射済燃料棒への燃料中心温度測定用熱電対を再計装する技術の開発を行っている。種々の穿孔試験をバリウムフェライトペレットを充填した模擬燃料棒を使用して行った。この開発では、穿孔の間、燃料ペレットの割れを炭酸ガスを凍結して固定する技術を、中心孔加工には、ダイヤモンドドリルを使用した。これらの開発試験は完了し、深さ54mmで直径2.5mmの中心孔がこの方法で穿孔できることが確認された。

論文

Release of fission products from silicide fuel at elevated temperatures

二村 嘉明; 斎藤 実; 小山田 六郎; 桜井 文雄; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 岩井 孝; 清水 道雄; 中川 哲也

Nucl. Saf., 33(3), p.334 - 343, 1992/07

JMTR燃料の濃縮度低減化計画の一環として、低濃縮ウラン燃料の安全評価に資するため、シリサイド燃料の高温時における核分裂生成物(FP)の放出に関する実験を行った。シリサイド及びアルミナイド燃料のミニプレートをJMTRにおいて燃焼度約22%及び65%まで照射した。これらの照射試料はホットラボにおいて600$$^{circ}$$C~1100$$^{circ}$$Cまで100$$^{circ}$$C毎に加熱し各温度におけるFP放出量を測定した。実験の結果、シリサイド燃料のFP保持力は、世界の試験・研究炉で広く使用されているU-Al合金燃料及びアルミナイド燃料のFP保持力と比較して同等以上であることが明らかとなった。

論文

Preliminary safety analysis for JMTR core conversion to LEU fuel

桜井 文雄; 石塚 文雄; 安藤 弘栄; 斎藤 実; 小山田 六郎

11th Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, 18 Pages, 1991/00

LEU炉心の安全評価に先立ち、軽水炉熱水力過渡解析コードTHYDEを用いて予備的安全解析を進めている。予備解析を実施することにより、解析手法を確立するとともに、その解析結果に基づいて安全評価方針の検討を行う。今回は、冷却水流量低下の原因となる次の事象に関する予備的解析結果について報告する。(1)商用電源喪失、(2)1次冷却材ポンプ軸固着、(3)2次冷却材ポンプ軸固着、さらに、以下に示すLEU炉心の安全評価上重要な課題に対するJMTRの対応についても報告する。

論文

Drop test I.II and thermal test of full scale spent fuel shipping cask for a research reactor JMTR

宮澤 正孝; 板橋 行夫; 佐藤 政四; 稲場 幸夫; 明石 一朝; 根本 正; 新保 利定; 小山田 六郎; 二村 嘉明

9th Int. Symp. on Packaging and Transportation of Radioactive Materials, Vol. 3, p.1686 - 1693, 1989/00

JMTRで製作中の使用済燃料輸送容器の設計及び安全解析の評価方法の妥当性を確認するために、フルスケールモデル輸送容器による9m及び1m(標的)落下試験並びに800$$^{circ}$$C30分の耐火試験を実施した。落下試験では、輸送物の減速度及び変形量(緩衝体及びフィン)の測定値が安全解析で得られた値より下まわっており、また輸送物主要部の応力測定結果は解析値に比べて低い値を示した。耐火試験では、密封境界であるOリング部及び収納物(模擬燃料要素)など安全設計に重要な輸送物内部の温度は解析値より低い値を示した。その結果、構造及び熱解析から得られた値が十分安全側の値であること、また試験後の検査等から輸送容器の健全性が確認された。

論文

Computerized operator support system for the JMTR

小山田 六郎; 山本 克宗; 石井 喜樹; 関根 伸佳; 根本 宣昭

Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 15 Pages, 1988/00

JMTRにおいて構築を進めてきた計算機による運転員支援システムについて、目的、機能、システム構成、将来計画等を説明する。

報告書

燃料棒直径測定技術の開発,I; 駆動装置の試作及び性能評価

大島 邦男; 新見 素二; 伊藤 昇; 安藤 弘栄; 桜井 文男*; 小山田 六郎

JAERI-M 87-202, 36 Pages, 1987/11

JAERI-M-87-202.pdf:0.9MB

JMTRでは照射実験法の開発の一環として、負荷追従運転時あるいは高熱焼時の燃料棒の照射挙動を把握するために必要となる燃料棒直径測定技術の開発を行った。

論文

Postirradiation examination of higher uranium density fuels at JAERI

二村 嘉明; 山本 章; 白井 英次; 小山田 六郎; 斎藤 実; 足立 守; 酒井 陽之

Transactions of the American Nuclear Society, 55, P. 279, 1987/00

原研における研究・試験炉用燃料の濃縮度低減化計画は、まず、JMTR及びJRR-2をウランアルミナイド燃料により中濃縮化し、つづいて、JMTRをウランシリサイド燃料により、JRR-3はウランアルミナイド燃料により、低濃縮化しようとするものである。

報告書

JRR-2の第2次出力上昇試験

神原 豊三; 宇野 英郎; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 高柳 弘; 藤村 勤; 森田 守人; 市原 正弘; et al.

JAERI 1045, 11 Pages, 1963/03

JAERI-1045.pdf:0.72MB

この報告書はJRR-2の第1次出力上昇試験後、設計出力10MWの出力上昇までの1つのステップとしての3MW,第2次出力上昇試験について記したものである。試験は昭和36年11月15日から開始され、11月29日に3MWに到達し、3MWでの連続運転を行って12月16日終了した。

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