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報告書

ホットラボの廃止措置; 鉛セル解体・撤去1

野沢 幸男; 高野 利夫; 関野 甫

JAEA-Technology 2007-019, 23 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-019.pdf:5.38MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所(以下、原科研)のホットラボ(RHL)は、原科研の中期廃止措置計画において老朽化による廃止措置対象施設となっている。ホットラボの廃止措置計画では、不用品の解体・撤去,放射性廃棄物の処分,38基の鉛セルの解体・撤去,コンクリートケーブ等の最終汚染除去,不要な特定施設設備の解体・撤去等について部分的・段階的に廃止措置を実施し、使用施設としての設備規模の縮小を計画的に進めることにより合理化を図ることとしている。これまでに鉛セル18基の解体・撤去が完了している。

論文

ホットラボの廃止措置と将来計画

海野 明; 斎藤 光男; 金澤 浩之; 高野 利夫; 岡本 久人; 関野 甫*; 西野 泰治

デコミッショニング技報, (32), p.2 - 12, 2005/09

日本原子力研究所(以下、原研という。)のホットラボは、研究炉で照射された燃料及び材料の照射後試験を実施するために、日本初のホットラボ施設として、昭和36年に建設された。施設は、重コンクリートケーブ10基,鉛セル38基(現在:20基)を備える、地上2階,地下1階の鉄筋コンクリート構造であり、原研における研究計画に貢献してきたが、所内の老朽化施設の合理化の目的により、「東海研究所の中期廃止措置計画」に沿って、平成15(2003)年3月をもって全ての照射後試験を終了し、施設の一部解体・撤去を開始した。これまでに鉛セル18基の解体・撤去を完了している。ホットラボで実施されてきた燃料・材料に関する試験は、燃料試験施設及びWASTEFで引続き実施される予定である。さらに建屋の一部は、所内の未照射核燃料や大強度陽子加速器施設の運転によって発生する放射化機器の一時保管施設としての利用が計画されている。

報告書

耐熱セラミックス複合材料の照射後試験データ集; 97M-13A照射後試験

馬場 信一; 石原 正博; 相沢 静男; 関野 甫

JAERI-Data/Code 2003-003, 394 Pages, 2003/03

JAERI-Data-Code-2003-003.pdf:13.63MB

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた高温工学に関する先端的基礎研究の研究テーマの一つである「耐熱セラミックス複合材料の照射損傷機構に関する研究」として、材料試験炉(JMTR)を用いて第1次から第3次までの照射試験を実施した。本報告は、その第1次照射後試験で得た照射誘起寸法変化,熱膨張率,X線回折及び$$gamma$$線スペクトルについてまとめたものである。

報告書

高燃焼度高温ガス炉用被覆燃料粒子の照射試験; 91F-1Aスィープガスキャプセル照射試験

沢 和弘; 飛田 勉*; 高橋 昌史; 斎藤 隆; 飯村 勝道; 横内 猪一郎; 芹澤 弘幸; 関野 甫; 石川 明義

JAERI-Research 2001-043, 52 Pages, 2001/09

JAERI-Research-2001-043.pdf:14.92MB

高温ガス炉の被覆燃料粒子は、高燃焼度条件下で被覆層内圧の上昇により破損に至る可能性がある。そのため、バッファ層の体積を大きくするとともに、SiC層を厚くするなどの対策により、内圧破損を防止する必要がある。この改良を行った被覆燃料粒子を約10%FIMAの高燃焼度まで照射した。照射は材料試験炉でスィープガスキャプセルを用いて行い、その後各種照射後試験を行った。その結果、照射初期には貫通破損粒子が無かったが、照射中に貫通破損が発生したことがわかった。照射後試験において、破損粒子を見つけだし、SEM及びEPMA観察を行った結果、内圧破損が生じた可能性が高いことがわかった。計算を行った結果、健全粒子は内圧には至らず、製造時SiC層破損粒子のPyC層の破損により、貫通破損に至った可能性があることがわかった。

論文

Integrity confirmation tests and post-irradiation test plan of the HTTR first-loading fuel

沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 鈴木 修一*; 飛田 勉*; 斎藤 隆; 湊 和生; 高野 利夫; 関野 甫

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(6), p.403 - 410, 2001/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.62(Nuclear Science & Technology)

HTTRの初装荷燃料は日本初の大量生産による高温ガス炉燃料であるため、その品質を慎重に調べる必要がある。そこで、製造時関連の品質管理の他に、運転中の燃料の健全性を確認するための試験を原研において行った。試験は(1)SiC層破損率確認試験,(2)照射後燃料加熱試験及び(3)加速照射試験より成る。製造時のSiC層破損率確認測定では、製造過程のSiC層破損率測定に加え、原研がSiC層破損率を測定し、測定値が95%信頼限度内で一致することを確認した。燃料コンパクトの照射後加熱試験を行い、加熱した燃料コンパクト内に破損粒子がないことを確認した。$$^{137}$$Csの拡散係数の測定値は、従来の試験燃料と同等以上の保持能力であることを示した。さらに、製造した燃料の加速照射試験を行い、HTTRにおける最大燃焼度33GWd/tの約2倍まで破損が生じていないことがわかった。今後実施する予定の照射後試験計画についても述べた。

報告書

耐熱セラミックス複合材料の照射試験; 第1次予備照射試験(97M-13A)照射後試験中間報告

馬場 信一; 鈴木 世志夫*; 高橋 常夫*; 石原 正博; 林 君夫; 斎藤 保; 相沢 静男; 斎藤 隆; 関野 甫

JAERI-Research 2001-028, 109 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-028.pdf:4.55MB

原研では、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた先端的基礎研究の課題の1つである「耐熱セラミックス複合材料の照射損傷機構の研究」のため、材料試験炉(JMTR)を用いた予備照射試験を進めている。本報告は、このうちの最初のキャプセル(97M-13A)に装荷した試料について、これまでに行った照射後試験(PIE)の結果をまとめたものである。照射後試験は(1)寸法変化(2)熱膨張率(3)X線パラメータ(4)不純物放射能について測定した。黒鉛系及びSiC系複合材料の測定結果は、既存の文献データと同様の傾向を示した。SiC繊維強化及びSiC粒子分散強化複合材料については、モノリシック材料と同様に、温度モニター効果が観察された。

論文

Retention of fission product cesium in ZrC coated fuel particles for high-temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 小川 徹; 高野 利夫; 関野 甫; 冨田 健

Journal of Nuclear Materials, 279(2-3), p.181 - 188, 2000/06

 被引用回数:32 パーセンタイル:11.48

ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子の代わる候補のひとつである。ZrC被覆燃料粒子の優れたセシウムの保持特性の機構を明らかにするために、照射後加熱試験前後の個々のZrC被覆燃料粒子のセシウムのインベントリを$$gamma$$線計測により求めるとともに、X線ラジオグラフにより個々の粒子を観察した。内側の高密度熱分解炭素層が破損し、ZrCと燃料核とが反応している粒子では、燃料核のセシウム保持能力が高く、逆に、内側の高密度熱分解炭素層が健全な粒子では、燃料核のセシウム保持能力が低いことを見いだした。

論文

Irradiation experiment of ZrC-coated fuel particles for high-temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 小川 徹; 沢 和弘; 石川 明義; 冨田 健; 飯田 省三; 関野 甫

Nuclear Technology, 130(3), p.272 - 281, 2000/06

 被引用回数:59 パーセンタイル:4.19(Nuclear Science & Technology)

ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子に代わる候補の一つである。ZrC被覆燃料粒子とSiC被覆燃料粒子の高温における照射性能を比較するために、同一条件の下で、キャプセル照射試験を実施した。照射温度は1400-1650$$^{circ}$$C、燃焼率は4.5%FIMAであった。照射後試験の粒子断面観察において、ZrC被覆層にはパラジウムによる腐食は観察されなかったが、SiC被覆層にはパラジウム腐食が認められた。被覆層の貫通破損率の検査では、ZrC被覆燃料粒子には有意な破損は認められなかったが、SiC被覆燃料粒子には照射による破損が認められた。ZrC被覆燃料粒子の高温における優れた照射性能が明らかになった。

論文

ZrC-coated particle fuel for high temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 小川 徹; 沢 和弘; 関野 甫; 高野 利夫; 喜多川 勇; 石川 明義; 冨田 健; 大枝 悦郎

Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00

ZrC被覆粒子燃料は、その優れた特性から、現行のSiC被覆粒子燃料に代わり得る候補であり、高温ガス炉の直接ヘリウムサイクルやプルトニウム燃焼に寄与できるのではないかと考えられている。ZrC被覆燃料粒子の高温での健全性及び核分裂生成物の保持特性について、照射後加熱試験により調べた。その結果、ZrC被覆粒子燃料の優れた高温特性を明らかにした。また、1400$$^{circ}$$Cから1650$$^{circ}$$Cにおいて照射試験を行った。ZrC被覆粒子燃料にはとくに異常は認められなかったが、SiC被覆粒子燃料には、核分裂生成物のパラジウムによる腐食が認められた。

論文

Irradiation behavior of microspheres of U-Zr alloys

小川 徹; 尾形 孝成*; 伊藤 昭憲; 宮西 秀至; 関野 甫; 西 雅裕; 石川 明義; 赤堀 光雄

Journal of Alloys and Compounds, 271-273, p.670 - 675, 1998/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:47.87

金属燃料の照射挙動の基礎的理解のために、U-Zr合金微小球を調製しその照射試験を行った。U-Zr合金液滴をHe中を落下凝固させることにより微小球とした。それを各1粒ずつ、Zr箔にくるみ、石英管封入したものをJRR-3キャプセルに装荷した。照射中は外部電気ヒーターにより、温度を正確に制御した。温度は723,873,973K、燃焼率は最大1.5at%であった。照射後に、石英管内に放出されたFPガスの定量、粒子の寸法測定、断面のSEM/EPMA観察を行った。また、結果を金属燃料挙動解析コードによる予測結果と比較考察した。

論文

Deterioration of ZrC-coated fuel particle caused by failure of pyrolytic carbon layer

湊 和生; 福田 幸朔; 関野 甫; 石川 明義; 大枝 悦郎

Journal of Nuclear Materials, 252, p.13 - 21, 1998/00

ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子に代わる候補のひとつである。ZrC被覆燃料粒子の1800から2000$$^{circ}$$Cにおける挙動を明らかにするために、照射後加熱試験を行ったZrC被覆燃料粒子の断面組織観察及びEPMA分析を実施するとともに、Zr-C-U-O系の熱力学的解析を行った。これらの観察、分析及び解析の結果に基づき、ZrC被覆燃料粒子の性能劣化の機構を提案した。1800から2000$$^{circ}$$Cにおいて見られたZrC被覆燃料粒子の性能劣化は、ZrC層の内側の熱分解炭素層が破損したために生じたものであることを明らかにした。

論文

Fission product release from ZrC-coated fuel particles during post-irradiation heating at 1800 and 2000$$^{circ}$$C

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; 関野 甫; 喜多川 勇; 三田 尚亮

Journal of Nuclear Materials, 249(2-3), p.142 - 149, 1997/00

 被引用回数:54 パーセンタイル:4.17

ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子に代わる候補のひとつである。ZrC被覆燃料粒子の1800$$^{circ}$$C・3000時間及び2000$$^{circ}$$C・100時間の照射後加熱試験を実施し、核分裂生成物の放出挙動を調べた。核分裂ガスの放出監視及びX線ラジオグラフ観察から、加熱試験中の被覆層の貫通破損は生じなかったことが明らかになった。ZrC被覆燃料粒子のセシウムに対する優れた保持能は、1800$$^{circ}$$Cまで確認された。1800$$^{circ}$$CにおけるZrC層中のセシウムの拡散係数は、SiC層中における値よりも2桁以上小さいこと、及びZrC層中のルテニウムの拡散係数は、SiC層中のセシウムの拡散係数とほぼ同等であることが明らかになった。

報告書

破損被覆燃料粒子からの金属核分裂生成物の放出; ICF-51Hキャプセル照射試験

飛田 勉; 湊 和生; 沢 和弘; 福田 幸朔; 関野 甫; 飯田 省三; 高橋 五志生

JAERI-Research 96-014, 34 Pages, 1996/03

JAERI-Research-96-014.pdf:2.15MB

破損被覆燃料粒子からの金属核分裂生成物の放出挙動を調べることを目的に、貫通破損粒子を模擬した人工欠損粒子、SiC層被覆粒子及び健全粒子の3種類の粒子試料を用いて、JRR-2のICF51Hキャプセルにより照射試験を実施した。平均照射温度は約1600Kであり、燃焼率は約2%FIMAであった。照射後試験においては、外観検査、X線ラジオグラフィ、断面組織観察、及び$$gamma$$線測定を行った。SiC層破損粒子では、$$^{144}$$Ce、$$^{106}$$Ru及び$$^{125}$$Sbのインベントリは健全粒子の場合とほぼ等しかったが、$$^{137}$$Cs、$$^{134}$$Cs及び$$^{154}$$Euのインベントリは健全粒子の場合より小さかった。人工欠損粒子では、測定されたすべての核種のインベントリが、健全粒子の場合よりも小さかった。またFORNAXコードを用いて、被覆燃料粒子からのセシウムの放出のモデル解析を行い、実験結果と比較した。

論文

Effects of residual strain on deformation processes of neutron-irradiated Ti-Ni and Ti-Pd shape memory alloys

星屋 泰二; 関野 甫; 松井 義典; 桜井 文雄; 江南 和幸*

Journal of Nuclear Materials, 233-237, p.599 - 603, 1996/00

TiPd系形状記憶合金は、第3元素としてFeやCrなどを添加することにより、変態温度を800Kから室温まで調整できるとともに、2%の形状回復歪を呈することから、高温用形状記憶合金として検討されている。しかしながら、同合金の高温変形挙動に及ぼす照射の影響については明らかではない。本報告は、JMTRにおいてTiPd-Cr系合金の中性子照射実験(照射量:3$$times$$10$$^{24}$$m$$^{-2}$$(E$$>$$1MeV)、温度490K)を実施し、照射後X線解説試験結果から、残留歪と照射量の関係について検討した。その結果、TiNi系合金の場合、規則構造はフルエンスとともに変化し、速中性子フルエンスが10$$^{24}$$m$$^{-2}$$を越えると大きな残留歪を生じた。一方、TiPd-Cr系合金では、照射に伴う残留歪や構造変化は殆ど無かった。TiPd-Cr系合金の照射下の相安定性に関する検討結果から、同合金が優れた耐照射特性を有することを見出した。

論文

Fission product release from ZrC-coated fuel particles during postirradiation heating at 1600$$^{circ}$$C

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; H.Nabielek*; 関野 甫; 野沢 幸男; 高橋 五志生

Journal of Nuclear Materials, 224, p.85 - 92, 1995/00

 被引用回数:49 パーセンタイル:3.14

ZrC被覆UO$$_{2}$$燃料粒子からの核分裂生成物の放出挙動について、1600$$^{circ}$$C、4500時間の照射後加熱試験により調べた。核分裂ガスの放出の監視及び加熱後の粒子の試験結果から、加熱中の粒子の内圧破損は生じていなかった。粒子研磨面観察では,ZrC層のパラジウム腐食及び熱的劣化は観察されなかった。核分裂生成物の$$^{137}$$Cs、$$^{134}$$Cs、$$^{106}$$Ru、$$^{144}$$Ce、$$^{154}$$Eu、及び$$^{155}$$Euは、照射後加熱中に被覆層を通って粒子外へ放出された。ZrC被覆層における$$^{137}$$Csおよび$$^{106}$$Ruの拡散係数を放出曲線から評価した。ZrC層のCs保持能は、SiC層よりも、たいへん優れていることが明らかになった。

論文

Release behavior of metallic fission products from HTGR fuel particles at 1600 to 1900$$^{circ}$$C

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; 関野 甫; 宮西 秀至; 角 重雄; 高橋 五志生

Journal of Nuclear Materials, 202, p.47 - 53, 1993/00

 被引用回数:53 パーセンタイル:3.18

Triso被覆UO$$_{2}$$粒子からの金属核分裂生成物(FP)の放出挙動について、1600から1900$$^{circ}$$Cにおける照射後加熱試験および加熱後試験により調べた。加熱による被覆層の内圧破損は生じなかったことが、FPガスの放出の監視および加熱後試験から確認された。試料研磨面の観察から、SiC層のパラジウムによる腐食および熱解離は生じていないことが明らかになった。照射後加熱により、$$^{137}$$Cs,$$^{134}$$Cs,$$^{110m}$$Ag,$$^{154}$$Euおよび$$^{155}$$Euが被覆層を通して粒子から放出された。一重被覆を仮定した拡散モデルに基づき、$$^{137}$$CsのSiC中の拡散係数を放出曲線から評価した。$$^{110m}$$AgのSiC中の拡散係数は$$^{137}$$Csの拡散係数よりも大きいであろうことが放出率測定から示唆された。

報告書

中性子エネルギースペクトル調整照射したステンレス鋼の電気化学的腐食挙動

塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 高橋 五志生; 糸永 文雄; 石川 明義

JAERI-M 92-169, 26 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-169.pdf:2.76MB

原子炉中性子照射が構造材料の耐食性に与える影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の研究炉(ORR)において核融合炉第1壁条件を近似する中性子エネルギースペクトル調整照射を行った試料について、遠隔操作型電気化学測定装置により電気化学的再活性化(EPR)試験及び定電位電解試験を実施した。試験材料は316型ステンレス鋼であり、60,200,330,400$$^{circ}$$Cで約8dpaまで照射されたものである。電気化学的腐食試験の結果として;(1)EPR試験により、400$$^{circ}$$C照射材でのみ電位-電流曲線に再活性化ピークが認められた。しかし、このピークは粒界腐食によるものではなく粒内の腐食によるものであり、照射誘起偏析に起因すると考えられる。(2)定電位電解試験により、不純物元素の偏析によると考えられる粒界腐食が検出された。これらの結果を高速炉で照射した材料の電気化学的腐食試験の結果及び、照射後高温水中応力腐食割れの試験結果と比較検討した。

報告書

高速炉照射したステンレス鋼の電気化学的腐食挙動

芝 清之; 塚田 隆; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 野沢 幸男; 高橋 五志生; 糸永 文雄; et al.

JAERI-M 92-166, 27 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-166.pdf:2.35MB

平成3年度に原研及び動燃による共同研究として開始した「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、東海研ホットラボにおいて実施した電気化学的腐食試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れの研究を行っている。照射腐食割れの発生機構を研究するには、照射材の応力腐食割れ試験とともに耐食性に対する照射の影響について調べることが必要である。本研究では、高速実験炉「常陽」において7$$times$$10$$^{22}$$n/cm$$^{2}$$まで照射された燃料集合体ラッパー管材を試料として、遠隔操作型電気化学測定装置により、電気化学的再活性化(EPR)試験及び過不働態電位域において定電位電解試験を実施した。これらの試験の結果として、原子炉中性子照射に起因すると考えられる耐食性の劣化が検知された。

論文

A Model to predict the ultimate failure of coated fuel particles during core heatup events

小川 徹; 湊 和生; 福田 幸朔; 沼田 正美; 宮西 秀至; 関野 甫; 松島 秀夫; 伊藤 忠春; 角 重雄; 高橋 五志生

Nuclear Technology, 96, p.314 - 322, 1991/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:21.97(Nuclear Science & Technology)

仮想的な炉心過熱時における被覆燃料粒子の破損を予測するためのモデルを提出した。本モデルは被覆燃料粒子の寸法等の統計的ばらつきを考慮したことと、照射UO$$_{2}$$の定比性と平衡CO圧との熱力学的評価を行ったことを特徴とする。予測結果を照射後加熱試験結果と比較した。

論文

Magnetization of ceramic Y-Ba-Cu-O and Bi-Sr-Ca-Cu-O after neutron irradiation

高村 三郎; 関野 甫; 松島 秀夫; 小桧山 守*; 星屋 泰二; 住谷 圭二*; 来島 秀次*

Japanese Journal of Applied Physics, 30(1A), p.L18 - L20, 1991/01

 被引用回数:10 パーセンタイル:46.36(Physics, Applied)

Y-Ba-Cu-OおよびBi-Sr-Ca-Cu-O焼結体を約60$$^{circ}$$Cで1.8$$times$$10$$^{18}$$n/cm$$^{2}$$まで中性子照射を行い、照射による磁化の変化を調べた。外部交流磁場によって履歴を生ずるが、その大きさから臨界電流を算出することができる。臨界電流は照射によって増加する。1$$times$$10$$^{18}$$n/cm$$^{2}$$の照射量で約2倍に達し、照射量の増加に伴って臨界電流は減少する。これは中性子照射によって生成したカスケード損傷領域が互いに重複して磁束線に対するピン止め効果が減少したためである。

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