Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
長尾 美春; 竹本 紀之; 武田 卓士
JAERI-Tech 2001-069, 83 Pages, 2001/10
JAERI-Tech-2001-069.pdf:4.76MB
JMTRでは、第142運転サイクル(2001年11月)から、炉心構成を従来のLEU炉心(LEU燃料を27本装荷した炉心)から改良LEU炉心(LEU燃料を29本装荷した炉心)に変更する。そこで、この炉心構成の変更が照射試験に対して及ぼす影響を検討するため、照射場の核的な特性について連続エネルギーモンテカルロコードMCNPにより解析を行った。その結果、燃料領域において高速中性子束は従来のLEU炉心とほぼ同じであること、熱中性子束は燃料領域で数%増加すること、中性子スペクトルは大きな相違がないことを確認した。また、第144運転サイクルからは運転日数が増加することに伴い、1サイクルあたりの中性子照射量は10数%増加する。
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：48.66(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。
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。
島川 聡司; 長尾 美春; 藤木 和男
Reactor Dosimetry: Radiation Metrology and Assessment (ASTM STP 1398), p.244 - 251, 2001/00
これまで困難であったJMTRのような高出力試験炉での正確かつ繊細な照射キャラクタリゼーションを実施した。対象とした実験は、中性子スペクトルの違いによる材料照射特性の変化を調べることを目的としたステンレス鋼を用いた一連のスペクトル調整照射実験である。本報告では、高速、中速、熱中性子照射量の測定評価に加えて、中性子スペクトル、はじき出し損傷量(dpa)、ヘリウム生成量を誤差付きで評価する方法ならびにそれらの評価結果について述べる。
倉田 有司; 板橋 行夫; 三村 英明*; 菊地 泰二; 雨澤 博男; 島川 聡司; 辻 宏和; 新藤 雅美
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.386 - 390, 2000/12
被引用回数：6 パーセンタイル：42.55(Materials Science, Multidisciplinary)ひずみのその場測定を行う照射下単軸クリープ試験によれば、クリープ変形の過程を詳細に調べることができる。タイプ304ステンレス鋼を用いて、異なる中性子スペクトルのもとで、照射下及び照射後クリープ試験を行った。照射後クリープ試験では、JMTRの通常スペクトル、高熱中性子スペクトル、熱中性子シールドスペクトルのもとで、はじき出し損傷率は約2dpa、ヘリウム生成量はそれぞれ、3appm,15appm,1appmまで550
で照射した後、550でクリープ試験を行った。照射下クリープ試験は、高熱中性子スペクトル及び熱中性子シールドスペクトルのもとで、550で実施した。中性子スペクトルの違いは、照射後クリープ特性には、ほとんど影響が認められなかった。これに対し、照射下クリープ挙動には、明らかな中性子スペクトル効果が認められ、高熱中性子スペクトルのもとでクリープ変形が加速された。
長尾 美春; 小向 文作; 田畑 俊夫; 武田 卓士; 藤木 和男
JAERI-Tech 99-063, 57 Pages, 1999/08
JMTRの炉心構成を、第125運転サイクル(98.11.17~)から、従来の混合炉心(MEU燃料2体、LEU燃料20体及びLEUフォロワ燃料5体装荷した炉心)をMEU6炉心(MEU燃料6体、LEU燃料16体及びLEUフォロワ燃料5体を装荷した炉心)に変更した。そこで、今回の炉心構成の変更に伴う照射試験に対しての影響を検討するため、核的な照射場特性の変化について解析を行った。MEU6炉心の核的な照射場特性は、従来の混合炉心とほぼ同等あり、照射試験に対して大きな影響を与えないことを確認した。
沢 和弘; 飛田 勉*; 茂木 春義; 塩沢 周策; 吉牟田 秀治*; 鈴木 修一*; 出牛 幸三郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(8), p.683 - 690, 1999/08
被引用回数：32 パーセンタイル：88.99(Nuclear Science & Technology)日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年11月に初臨界を達成した。燃料の製造は1995年6月に開始し、1997年12月に150の燃料体の組立を完了した。4770本の燃料棒に対応する、合計66780個の燃料コンパクトは、燃料核、被覆燃料粒子、燃料コンパクトの各工程を経て無事製造した。燃料の製造技術は、これまでの多くの研究開発及び照射試料の製造経験を通して確立されてきた。製造した燃料コンパクトには、貫通破損粒子はほとんど含まれておらず、また、炭化ケイ素(SiC)層の破損粒子はわずかであった。平均貫通破損率及びSiC層破損率は、それぞれ2
10
及び810
と良好な値であった。本報では、(1)製造した燃料の特性、(2)初めての大量生産で得られた経験及び(3)燃料の製造結果に基づくHTTR運転中における燃料挙動の予測について述べる。
中性子科学計画室
JAERI-Conf 99-003, 215 Pages, 1999/03
平成10年3月17,18日に東海研において、「中性子科学研究計画」の進捗状況についての報告と本計画に関連して研究所内外の専門家との議論を行うために、第3回「中性子科学研究計画」に関するワークショップを開催した。本論文集は、ワークショップ後に投稿された論文等を編集したものである。
大山 幸夫; 小迫 和明*; 野田 健治
JAERI-Research 97-065, 84 Pages, 1997/10
JAERI-Research-97-065.pdf:2.25MB
核融合実証炉、DEMO炉へ向けての材料開発においてはD-T中性子に耐照射性のある材料の開発は構造安全の観点からの必須である。このためにいくつかの低放射化材料が提案されている。しかし、DT中性子照射施設が無いために照射実験データが無く、このような施設が強く望まれている。国際的な合意に基づきIEAの下で国際核融合材料照射施設(IFMIF)の概念設計活動(CDA)が行われた。その中でIFMIFに関する中性子工学的解析が日米欧の3極で行われた。本報告は日本の貢献として線源項、入射ビーム角及びビーム形状の最適化、照射モジュール内でのdpa、He生成、核発熱について述べる。また、線源項の不確定さが結果に及ぼす影響について調べた。
島川 聡司; 小森 芳廣; 長尾 美春; 桜井 文雄
JAERI-Tech 95-023, 26 Pages, 1995/03
材料試験炉における中性子スペクトル調整照射に関する検討の一環として、一定照射量(dpa)に対する304ステンレス鋼のヘリウム生成量制御範囲に対する検討を実施した。検討にあたっては、主に熱中性子によって起こる
Ni(n,
)
Ni(n,
)
Fe反応を利用して制御を行うものとし、(1)可能な限り熱中性子をカットした照射、(2)標準的な照射、(3)熱中性子を増加させた照射を対象とした。これらのキャプセルを200日間照射した場合(2dpa)、304ステンレス鋼中のヘリウム生成量は、1.4appmから24appmの範囲に制御できることがわかった。このときのHe/dpaの制御範囲は0.7~12である。この検討結果から、ニッケルを含む材料に対する高度な照射試験により、異なるヘリウム生成量に対する照射データが得られ、材料試験炉を用いたヘリウム効果に注目した照射研究の可能性が明らかとなった。
岩瀬 彰宏; 岩田 忠夫; 仁平 猛*
日本物理学会誌, 48(4), p.274 - 278, 1993/04
タンデム加速器、及び、2MVVdG加速器を用いて行ったFCC金属の極低温照射実験によって得られた「金属のイオン照射損傷における電子励起効果」について解説する。主な内容は、(1)電子励起によるステージIの消滅と照射アニーリング、(2)電子励起による金属中の欠陥生成、である。
岩瀬 彰宏; 岩田 忠夫; 仁平 猛*
Journal of the Physical Society of Japan, 61(11), p.3878 - 3882, 1992/11
被引用回数：13 パーセンタイル：66.31(Physics, Multidisciplinary)イオン照射したCuとAgにおいて、格子欠陥が、弾性的相互作用だけではなく、電子励起によっても生成されることを見出した。電子励起による欠陥生成の断面積は、Cuの場合、電子的阻止能Seの1.7乗に、Agの場合、Seの1.5乗に比例する。これら、2乗に近い依存性は、電子励起によって+にチャージした原子同士のクーロン相互作用が、原子のはじき出しの原因になっていることを示唆するものである。
岩田 忠夫; 岩瀬 彰宏
Radiation Effects and Defects in Solids,Vol. 113, p.133 - 154, 1990/00
核融合炉材料の「ミクロ組織変化に及ぼす反跳原子エネルギースペクトル及び核変換の効果」ワークショップ(1988年3月、ルガノ市)における報告を論文にまとめたものである。面心立方金属(Al,Ni,Cu,Ag)に10K付近で~1MeV及び~100MeVの各種のイオンを照射したときの損傷生成率、照射アニーリング、ステージI回復を電気抵抗変化により測定し、それらの反跳原子エネルギー依存性及び電子励起依存性を調べた。~100MeVの重イオン照射の場合に、高密度電子励起に起因する損傷生成及び照射アニーリングを見出した。また、損傷生成及び照射アニーリングの解析をモデルを提案した。
加藤 久; 佐藤 彰; 木暮 広人; 石川 勇
JAERI-M 85-124, 14 Pages, 1985/08
日本原子力研究所では、工業用ガンマ線ラジオグラフィに使用するIr-192線源の製造のための自動測定仕分装置を開発した。本装置は、機械系及びコンビュータ系から構成される。コンピュータ系に接続して制御される機械系は、微小なIr-192線源を装填した照射用コアの供給からIr-192線源の放射能測定、測定値に応じた分類までの全ての工程を自動的に処理することができる。測定で得られたデータはコンピュータによって集計され、解析される。本装置の導入により、Ir-192線源の製造の能率及び測定精度は著しく向上した。
棚瀬 正和; 山口 康市; 田中 吉左右
Radioisotopes, 31, p.571 - 578, 1982/00
LiAl合金の中性子照射によるトリチウム(T)製造技術の研究において、照射済合金からのT放出とそのTの化学的精製や捕集についての予備実験を行った。合金から放出したH
(T)やHO(T)主成分の割合は、合金の前処理や加熱温度、特に後者の影響を強く受けた。このうち、850
Cでの等温加熱でH(T)成分は約95%にまで増加した。化学的精製においても、HO(T)は800Cの金属ウラン(V)切削片で効果的にH(T)に変換され、そのH(T)はU粉末により室温下でも捕集されることを確認した。
四方 英治
JAERI 1273, 60 Pages, 1981/12
原子炉で照射した塩化カリウムからキュリー量の
Sを定常的に製造するための技術を開発した。最初に原子炉照射により生成する
Sと
Pの量的関係にを求めた。ついで、Sの分離回収のために、陰イオン交換法と陽イオン交換法を研究した。前者では、水ータノール系から大部分の塩化カリウムを沈殿除去する前処理法を導入した。陽イオン交換法では、Fe
-型陽イオン交換樹脂カラムにより選択的にPを吸着除去する方法を開発した。定常生産には陽イオン交換法を採用し、グローブボックスを主体とする施設を建設してキュリー量のSの生産を開始した。標識化合物の製造研究では、原子炉照射した塩化カリウムから直接硫酸塩、亜硫酸塩、チオ硫酸塩、元素状硫黄などを製造する簡便で安全な技術を開発した。またターゲットを厳重に管理した状態で取扱うことにより、Sの60%をチオ硫酸塩として回収するという特異な結果を得た。
山林 尚道; 四方 英治
JAERI-M 7972, 75 Pages, 1978/11
ラジオアイソトープを製造する際、ターゲット包装材および原子炉照射用カプセルならびホルダーは欠くことができない。JRR-2,-3,-4,JMTRを利用する場合に使用されているRI製造用カプセルについて、これまでのデータを集成した。
岩田 忠夫
日本原子力学会誌, 16(5), p.231 - 240, 1974/05
放射線の照射による固体の原子のはじき出し、すなわち格子欠陥の生成について、黒鉛の場合を中心にして、実験結果をまとめて総説として寄稿したものである。格子欠陥の生成過程についての次のような基本的性質について議論した。それらは(1)原子のはじき出しのしきいエネルギーの異方性、(2)原子のはじき出しのカスケード、(3)原子のはじき出しにおよぼす照射温度の影響である。
井田 祐馬*; 松浦 秀明*; 長住 達; 岡本 亮*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; et al.
no journal, ,
核融合炉の起動と核融合炉ブランケットシステムのトリチウム工学試験のため、大量のトリチウムが求められている。しかしながら、トリチウムは存在量が少なく、kgオーダーのトリチウムについては人工的に作らなければならない。高温ガス炉を用いた
Li(n,)T反応によるトリチウム生産を提案している。この方法においては、Liロッドを高温ガス炉の可燃性毒物用の孔に装荷することを想定している。本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)での利用に適したLiロッドを設計し、トリチウム生産量とLiロッド容器からのトリチウムの漏れ量をLiAlO、アルミナ及びZrの各層の厚さを変化させて評価している。また、Liロッドによるトリチウムの生産と閉じ込めの特性を実証するためHTTRで実施すべき照射試験の計画について示している。
