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論文

動き出した高速増殖原型炉 -もんじゅ-; その歩み、現状と今後の展開

柚原 俊一

原子力工業, 40(6), p.10 - 73, 1994/06

高速増殖原型炉「もんじゅ」の初臨界達成を機に、「もんじゅ」のこれ迄の歩みと現況、将来への展開を概略的に述べ、我が国の高速炉開発の最先端の状況を紹介する。本ワイド特集は、「もんじゅ」の1)使命と開発の経緯、2)設計、3)研究開発、4)建設、5)試運転、6)今後の展開の6章で構成する。現況については試運転の章で、最小臨界の達成も含めて重点的に紹介する。今後の「もんじゅ」の展開では、実証炉への反映、高速炉新技術実証のツールとしての役割等について記述する。

報告書

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

報告書

JRR-2制御系,冷却系機能試験

神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; 柚原 俊一; et al.

JAERI 1023, 120 Pages, 1962/09

JAERI-1023.pdf:8.67MB

JRR-2原子炉は、1956年11月米国AMF社と契約を結び、1958年4月より建設工事に着手した。建設工事期間には、ほかの報告に見られるように、種々の問題があり、据付組立が完了したのは1959年12月末であった。その後引続き、制御系,冷却系の機能試験が行われた。これはそれらの試験の報告である。

報告書

JRR-2における水・ガスの処理と分析

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.

JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08

JAERI-1024.pdf:5.66MB

この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。

報告書

JRR-2の臨界実験と特性測定

JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03

JAERI-1025.pdf:4.6MB

第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1$$times$$10$$^{14}$$n/cm$$^{2}$$secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。

論文

Irradiation Performance of Experimental Fast Reactor "JOYO" MK-I Driver Fuel Assemblies

甲野 啓一; 柴原 格; 山内 勘; 榎戸 裕二; 柚原 俊一; 田地 弘勝

Conf.on Nuclear Fuel Performance, , 

「常陽」MK-I炉心燃料集合体の照射後試験結果により得られた燃料集合体及び燃料ピンの特徴的な照射挙動を纏めた。MK-I炉心で見られた主な挙動として、ラッパ管のふくれ、燃料ピンの残留湾曲、燃料ピンのFPガス放出、燃料と被覆管の相互作用、炉心材料のスエリングが挙げられる。これらのきょどうについて、解析・評価を行い、MK-I炉心における燃料集合体挙動の全容を把握した。MK-I炉心における集合体の使用条件は比較的穏やかであり、燃料集合体の健全性に直接影響を及ぼすような挙動は見られないが、それでも高燃焼度で予見されるような高速炉特有の照射挙動が現れ始めている。

論文

SUS304鋼のクリープ破断性質に及ぼす中性子照射効果

柚原 俊一; 岡 裕*; 菊地 隆雄*; 谷 賢*

International Conference on Creep, , 

高速実験炉 「常陽」と材料試験炉「JMTR」を使用して、6ヒートのSUS304鋼の照射を行い、照射後のクリープ破断試験及び引張試験を空気中で550$$^{circ}C$$を主たる条件として実施した。これらのSUS304鋼のクリープ性質について、照射量、供試材ヒートの影響、引張性質との関連等を検討した。主な結果は以下のとおりである。①照射量依存性:照射後のSUS304鋼の550$$^{circ}C$$におけるクリープ破断強度及び破断伸びは低下すると共に、第 3期クリープ開始時間は短くなった。また、照射後のクリープ破断強度の低下量は熱中性子照射量の少ない「常陽」照射材よりも照射量の多い「JMTR」照射材でより大きかった。②供試材ヒートの影響:供試材の炭素成分量が0.04W/o$$sim$$0.07W/oの範囲では1$$times$$E(+20)$$sim$$1$$times$$E(+21)n/m2の熱中性子照射を受けたものの550$$^{circ}C$$におけるクリープ破断強度の低下量は炭素成分が低いものほど少ない値を示した。

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