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論文

Neutron irradiation tests for beryllium material selection of neutron reflector in JMTR

土谷 邦彦; 伊藤 正泰; 北岸 茂; 遠藤 泰一; 斎藤 隆; 塙 善雄; Dorn, C. K.*

JAEA-Conf 2012-002, p.111 - 114, 2012/12

JMTRでは、中性子反射体としてベリリウムが使用されており、S-200Fグレードのベリリウムが使用されている。JMTRのベリリウム枠は、5年に1度交換されているため、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討が行われている。長寿命化の検討において、ベリリウムの物理的及び機械的特性が材質選定に影響される。このため、材料の純度,焼結方法,引張強度などの特性の異なった3種類の金属Be(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、JRR-3やJMTRでの照射試験の実施及び準備を行うとともに、特性試験技術の開発を行っている。本発表は、長寿命化を目指した中性子反射体材料の照射試験の状況や特性試験のための開発について報告する。

論文

Experimental validation of transmutation behavior for U and Am samples irradiated under fast neutron spectra based on chemical analysis

大西 貴士; 小山 真一

JAEA-Conf 2012-002, p.115 - 119, 2012/12

高速炉を用いたMAのリサイクル・有効利用のためには、MAの核変換特性を明らかにすることが重要となる。そこで、純度の高いAmやUサンプルを高速実験炉「常陽」で照射し、化学分析により実験的に核変換特性を評価した。その結果、Amサンプルについては、分析データに基づいて核変換率を求め、その中性子照射量(エネルギー)依存性を明らかにした。Uサンプルについては、Pu生成量が中性子照射量(エネルギー)に依存し、燃料装荷領域と反射体領域で異なることを明らかにした。

口頭

Support required for safety management of JMTR in extended shutdown

綿引 俊介; 山浦 高幸; 楠 剛

no journal, , 

JMTRは、さまざまな利用者に応えるため、1968年の初臨界から38年の間、165サイクルもの運転を行ってきた。原子力機構は、長期運転に対応するためJMTRを改修することを決定した。JMTRは、改修のため、2006年8月から長期の停止期間に入り、2012年に再稼働する予定である。JMTRの運転性能を向上するため、更新すべき機器は、高経年化に伴う損傷や劣化等に関する評価に基づいて選定された。原子炉供用期間中の安全管理については、設備及び機器等の健全性,信頼性を維持することを目的として、施設定期自主検査及び日常点検を実施して、設備,機器等の性能が維持されていることを確認している。原子炉更新期間中の安全管理についてもまた、原子炉供用期間中と同様に行っている。ただし、更新中の機器の検査のあり方については、原子炉供用期間中とは異なる。このように、適切に原子炉施設の検査を継続的に行うこと、及び、適切な更新作業を行うことによりJMTRの長期安全運転を行うことができる。現在は2011年東北地方太平洋沖地震における施設の健全性調査を実施している。

口頭

Conceptual design of multipurpose compact research reactor

永田 寛; 楠 剛; 堀 直彦; 神永 雅紀

no journal, , 

原子力機構では、今後、発電用原子炉を導入する国に向けた汎用小型試験研究炉の概念検討を2010年から開始した。この概念検討の目標は、安全性の高い施設であること、経済性に優れた設計であること、高い稼働率が達成できること並びに高度な照射利用ができることとした。また、基本的な設計としては、板状の燃料要素で、プール型による、熱出力10MW級の試験研究炉を想定した。検討の結果、燃料要素16本と制御棒4本を配置した炉心において、最大高速中性子束は7.6E+17n/m$$^{2}$$/sであった。また、原子炉入口圧力が0.15MPa、原子炉入口流量が1200m$$^{3}$$/s、原子炉入口温度が40$$^{circ}$$Cの場合、DNBRは4.2であり、定格出力の運転状態としては、この炉心は十分な余裕があることがわかった。今後は、より詳細な炉心の核設計及び熱水力設計を行うとともに、冷却系統,照射設備及びホットラボ設備等の概念設計を行い、動特性評価及び安全性評価に着手する予定である。

口頭

Current status of JRR-3; After 3.11 Earthquake in Japan

新居 昌至; 村山 洋二; 和田 茂

no journal, , 

東日本大震災の発生時、JRR-3は定期検査期間中であった。点検の結果、原子炉建家及び安全運転に必要な設備に大きな被害はなく、放射性物質の放出もないことが確認された。復旧作業は平成24年3月までに終了予定である。また、全設備の健全性点検や当地震に耐えられることを示すための耐震評価が行われている。JRR-3は規制当局にこれらの結果を報告した後に運転を再開する予定である。

口頭

Thermal-hydraulic tests with out-of pile test facility for BOCA development

北岸 茂; 青山 征司; 飛田 正浩; 稲葉 良知; 山浦 高幸

no journal, , 

軽水炉の高度利用や長期利用のために、JMTRでは、新型軽水炉燃料の出力急昇試験が計画されている。この試験では、OSF-1に装荷したキャプセルを使用して、出力急昇条件における燃料のふるまいを調べることを目的としている。出力急昇試験で使用される自然対流型キャプセルは、8$$times$$8型BWR燃料の試験経験がある沸騰水キャプセル(BOCA)をもとに設計・製作が行われている。8$$times$$8型BWR燃料の被覆管の外径は12mmである。一方、出力向上のために、新型軽水炉燃料の被覆管の外径は9.5mmに変更される。このため、最高線出力600W/cmにおける熱流束が限界熱流束に近づき、核沸騰から膜沸騰に遷移する可能性がある。本研究では、照射試験に先立ち、キャプセルを模擬し、試験燃料棒に替えてヒーターピンを用いた炉外試験装置を設計・製作し、試験の実現性を確認するため熱流動試験を行った。さらに、キャプセル内の熱流動現象を把握するために、改良した数値解析コードACE-3Dを用いて、熱流動試験を模擬した解析を行った。実験及び解析結果より、JMTRで外径9.5mmの燃料を用いた出力急昇試験は線出力600W/cmまで実現可能な見通しを得た。

口頭

Out-pile tests for improved type rabbits in JMTR

北岸 茂; 磯崎 太; 滝田 謙二; 青山 征司; 松井 義典

no journal, , 

RI製造の一環として、材料試験炉(JMTR)では、$$^{rm 99m}$$Tcの親核種である$$^{99}$$Mo製造が計画されている。$$^{99}$$Mo製造設備の整備では、新たに水力ラビット照射装置の設置が行われており、この照射設備の設計は、利用拡大のために、従来よりも多くのラビットを照射可能とした。しかしながら、照射ラビットの組立に約10日以上かかるため、製作時間の短縮が要求されている。このため、JRR-3で製作時間を短縮するために開発されたねじ圧着型ラビットに着目し、その製作性及びJMTRでの使用環境における耐久性を確認するために、炉外試験を行った。これらの試験では、まず、ねじ圧着型ラビットの組立装置の設計・製作を行い、製作性試験を行い、次に、試作ラビットを用いて耐久試験を行った。その結果、健全な密封性を有するラビットが製作でき、かつ、JMTRの照射試験に使用可能な明るい見通しが得られた。

口頭

Development of X-ray CT scanner system

加藤 佳明; 伊藤 正泰; 相沢 静男; 米川 実

no journal, , 

軽水炉の長期化対策や科学技術向上に貢献していくため、技術的価値の高いデータが要求されているため三次元X線撮影システムの整備を行った。装置は、平成21年度にコンクリートNo.3セル内に整備完了し、現在共用開始している。システムの中では、被試験試料から発生する$$gamma$$線の影響を低減するためのGOST法の技術を開発し高放射線を発生する照射試験試料においても明瞭な撮影像が得られた。

口頭

Current status of JMTR

神永 雅紀; 楠 剛; 石原 正博; 小森 芳廣; 鈴木 雅秀; 堀 直彦

no journal, , 

原子力機構の材料試験炉(JMTR)は軽水減速冷却タンク型の原子炉で初臨界は1968年3月である。ホットラボとカナルによって接続することにより迅速な照射試料の輸送と再照射を可能にしている。改修後のJMTRは2012年度の再稼働を予定しており、その後約20年間(2030年頃まで)運転を行う予定である。より高い稼働率、早く照射結果が得られるようにターンアラウンドタイムの短縮,魅力的な照射費用,企業秘密の堅持などJMTRの利用性の向上を目指した検討を行っている。

口頭

$$^{99}$$Mo-$$^{rm 99m}$$Tc production development by (n,$$gamma$$) reaction

出雲 寛互; 西方 香緒里; 木村 明博; 谷本 政隆; 土谷 邦彦; 石原 正博; 神永 雅紀

no journal, , 

世界的には、$$^{99}$$Moのほとんどが、ウランをターゲットとした核分裂法により製造されているが、再稼動後のJMTRでは、安価で、高い核不拡散性を有し、かつ放射性廃棄物の低減等に効果的であることから、(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Moの一部国産化を行うことを目指している。JMTRを用いた(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Moの一部国産化に関する主な技術的検討課題と技術開発現状の概要を述べる。

口頭

International standardization of instruments for neutron irradiation tests

谷本 政隆; Cho, M.*; 柴田 晃; Lee, C.*; 中村 仁一; Park, S.*; 土谷 邦彦; Choo, K.*

no journal, , 

JMTRとHANAROは世界においても主要な試験研究炉であり、原子力産業への貢献に期待されている。照射技術における計測機器開発の一環として、KAERIとJAEA間の協力協定の下において2010年から情報交換を行っている。燃材料照射試験における照射挙動研究のための高精度な測定データを取得するには、炉内計測機器の開発が必要であり、多対式熱電対,差動トランス(LVDT)及び自己出力型中性子検出器(SPND)について相互の情報交換を行った。本報告では、JMTRとHANAROで開発された計測機器の開発状況について報告し、将来の協力実験や、試験研究炉における計測機器の国際標準化について発表する。

口頭

Post irradiation examination technology exchange

相沢 静男; 伊藤 正泰; 田口 剛俊; 中川 哲也; Lee, H.-K.*

no journal, , 

これまでに日韓協定において、原子力安全に関する事項として照射後試験技術の開発における原子力機構と韓国原子力研究所の間で照射済キャプセルの再利用技術等のホット試験技術、最新の照射研究に不可欠なナノレベル分析技術、遠隔測定技術等について技術情報の交流を行ってきた。その中で、プログラム18(Program 18: Post Irradiation Examination and Evaluation Technique of Irradiated Materials)の一環として、韓国原子力研究所と原子力機構の施設にて行われている照射後試験技術を高めること及び標準化ためにラウンドロビンテストの実施が提案された。テストは、標準試料を準備し両者の測定器にて測定して試験データを比較するものである。今回のテストは、非破壊試験の一環である渦電流探傷試験とした。

口頭

Development of the capsule assembling device at JMTR hot laboratory

田山 義伸; 金澤 賢治; 相沢 静男; 川又 一夫; 静岡 義裕; 鬼澤 聡志; 中川 哲也

no journal, , 

JMTRでは、照射試験として高燃焼度燃料を用いた出力急昇試験が計画されている。そのため、ホットラボ施設では、その計画に基づき、高燃焼度燃料を取扱うための設備整備の一環として従来の遮へい容器を使用した組込み方法に替わってカナル内をキャプセル搬入装置を使用してセル内搬入・組込みを行う装置を開発・整備した。整備は、平成22年度完了している。

口頭

Improvement of the center boring device for the irradiated fuel pellets

椎名 秀徳; 宇佐美 浩二; 桜庭 直敏; 原田 晃男; 小野澤 淳; 仲田 祐仁

no journal, , 

The power ramp test will be performed at JMTR to study the safety margin of high bumup fuels. The commercial fuel rods irradiated in Europe will be refabricated as the test rods with the several instrumentations to observe the fuel behavior under the transient condition. One of the important parameters to be measured during this test is the center temperature of the fuel pellet. For this measurement, a thermocouple is installed into the hole bored at the pellet center by the center boring device, which can fix the fuel pellet with the frozen CO$$_{2}$$ gas during its boring process. At the Reactor Fuel Examination Facility, several improvements were applied for the previous boring device to upgrade its performance and reliability. The major improvements are the change of the drill bit, modification of the boring process and the optimization of the remote operability. The mock-up test was performed with the dummy pellets to confirm the benefit of the improvements.

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