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平成29年度)安全研究・防災支援部門 安全研究センター
JAEA-Review 2018-022, 201 Pages, 2019/01
JAEA-Review-2018-022.pdf:20.61MB
日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安全研究センターでは、国が定める中長期目標に基づき、原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究を行っている。本報告書は、安全研究センターの研究体制・組織及び国内外機関との研究協力の概要とともに、安全研究センターで実施している9つの研究分野((1)シビアアクシデント評価、(2)放射線安全・防災、(3)軽水炉燃料の安全性、(4)軽水炉の事故時熱水力挙動、(5)材料劣化・構造健全性、(6)核燃料サイクル施設の安全性、(7)臨界安全管理、(8)放射性廃棄物管理の安全性、(9)保障措置)について、平成27年度平成29年度の活動状況及び研究成果を取りまとめたものである。
根本 義之; 長谷川 晃*; 佐藤 学*; 阿部 勝憲*; 平岡 裕*
Journal of Nuclear Materials, 324(1), p.62 - 70, 2004/01
被引用回数：38 パーセンタイル：90.02(Materials Science, Multidisciplinary)本研究においては純Mo及びMo-Re合金(Re濃度2,4,5,10,13,41wt%)を、照射温度681K1072Kで約20dpaまで中性子重照射した試料を用いて研究を行った。微細組織観察において全てのMo-Re合金の照射試料で
相と
相の析出物が観察された。また全ての照射試料でボイドが観察され、低温度で照射した試料では転位ループ及び転位が観察された。ビッカース硬さ試験では全ての照射試料において照射硬化が測定され、特にMo-41Reの874K以下で照射した試料において硬化量が大きくなった。これらの結果からMo-Re合金の中性子重照射による微細組織発達と照射硬化及び照射脆化との関連について議論を行い、照射下で使用するMo-Re合金への最適なRe添加量及び熱処理条件を提案した。
エネルギーシステム研究部
JAERI-Review 2003-023, 232 Pages, 2003/09
JAERI-Review-2003-023.pdf:16.58MB
本報告書は、平成14年度におけるエネルギーシステム研究部の研究・開発状況を纏めたものである。エネルギーシステム研究部では、我が国におけるエネルギーの長期安定供給を確保するため、革新的原子力エネルギーシステム及び関連する基盤技術の研究・開発を実施している。軽水炉技術に立脚しながら、プルトニウムの有効利用の可能な革新的水冷却炉(低減速軽水炉)の研究・開発の現状を報告する。また、本報告書には、原子力エネルギーシステムの基礎基盤として重要な炉物理,熱流動,核データ,燃料,材料等の研究活動も掲載されている。これらの基礎基盤研究は、革新的原子力システムの開発や現行システムの安全性・信頼性の向上に不可欠なものである。炉工学施設の維持・管理は、実験的研究を支えるものである。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動状況も取り纏められている。
核融合炉研究委員会; 核融合材料研究委員会
JAERI-Review 2003-015, 123 Pages, 2003/05
JAERI-Review-2003-015.pdf:24.89MB
拡大核融合炉・材料合同研究委員会が、2002年7月12日に東京で開催された。この合同研究委員会では、原研及び大学におけるブランケット,材料及び国際核融合材料照射施設(IFMIF)の開発計画と開発の現状に関する報告が行われるとともに、今後の原研と大学の協力に関する議論が行われた。本報告書は、合同委員会で用いられた資料及びその纏めから構成されている。
核融合炉研究委員会; 核融合材料研究委員会
JAERI-Review 2002-008, 79 Pages, 2002/03
JAERI-Review-2002-008.pdf:9.92MB
拡大核融合炉・材料研究合同委員会が、2001年7月16日に、東京で開催された。この合同委員会では、原研及び大学におけるブランケット、材料及び国際核融合材料照射施設(IFMIF)の開発計画と開発の現状に関する報告が行われるとともに、今後の原研と大学の協力に関する議論が行われた。本報告書は、本合同委員会で用いられた資料及びそのまとめから構成されている。
HTTR利用研究委員会
JAERI-Review 2001-016, 232 Pages, 2001/05
JAERI-Review-2001-016.pdf:12.01MB
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いる照射研究である「高温工学に関する先端的基礎研究」の成果と今後の計画についてまとめた。本研究は、高温で広い照射空間が利用できるというHTTRの特徴を生かして、一連の先端的な高温照射研究を行うものである。原研は、大学及び研究機関の協力を得て、平成6年度以来、(1)新素材・材料開発分野、(2)放射線化学・核融合関連分野、(3)高温照射技術・その他原子力関連分野について、予備試験を実施してきた。HTTR利用研究委員会は、予備試験の研究成果や方法論、今後の計画について検討するとともに、HTTR熊射試験及び環射後試験のための設備の整備について検討を進めてきた。本報告書は、約7年間にわたる予備試験及び設備整備の成果についてまとめを行うとともに、今後の計画の概要を明らかにしたものである。
原研・大学プロジェクト共同研究放射線高度利用研究プロジェクト専門部会; 大学・原研プロジェクト共同研究放射線高度利用研究専門委員会
JAERI-Conf 2000-008, 113 Pages, 2000/06
JAERI-Conf-2000-008.pdf:11.5MB
本報告は、平成11年1月27日、東京において開催された「原研・大学プロジェクト共同研究シンポジウム; 放射線高度利用研究の成果と今後の展望」をまとめたものである。これまでも研究成果を発表する機会を設けてきたが、今回のシンポジウムではさらに放射線高度利用研究プロジェクトの将来を議論するという試みを初めて行った。研究発表では、(1)オンライン同位体分離器を用いた核分光・核物性、(2)加速器放射線に関する研究(線源評価及び遮蔽)、(3)イオンビーム利用による材料開発法の研究、(4)高分子材料のイオン照射ミクロ構造に関する研究、(5)核融合炉材料に対する核変換生成物の影響に関する研究、(6)ポジトロン放出核種を用いた植物の生体機能解明、の各研究テーマで最近得られた成果が発表された。新しい研究テーマとして、“大気マイクロPIXE分析システムの開発とその応用"が提案され、8人のパネリストによって、本プロジェクトのこれまでの歩みと将来が議論された。
材料試験炉部
JAERI-Conf 99-006, 434 Pages, 1999/08
第6回研究炉に関するアジアシンポジウム(ASRR-VI)が、1999年3月29日~31日まで、水戸市の三の丸ホテルで開催された。この会議は、16のセッションとパネル討論で構成され、各国の試験研究炉の現状と計画、運転経験、燃料管理、原子炉の改造、照射設備、照射研究、炉特性評価、計測技術及び中性子ビーム利用について合計58件の論文が発表され、「試験・研究炉利用の新しい動向」についてパネル討論が行われた。発表者は計183人(国外33人、国内150人)、参加者の国別では、中国、韓国、インドネシア、タイ、バングラデシュ、ベトナム、台湾、ベルギー、フランス、米国及び日本であった。また、国際原子力機関(IAEA)からの参加もあった。本論文集は、全発表論文及びパネル討論の記録を収録したものである。
関 泰; 青木 功; 植田 脩三; 西尾 敏; 栗原 良一; 田原 隆志*
Fusion Technology, 34(3), p.353 - 357, 1998/11
核融合炉に使用される低放射化材料であるフェライト鋼、バナジウム合金、SiC複合材料の不純物を含めた構成元素の濃度が、どの程度以下であれば、照射後に浅地埋設できるかを明らかにする。その結果に基づいて、浅地埋設できる割合を増やすための元素組織を明らかにする。
材料試験炉部
JAERI-Conf 95-001, 87 Pages, 1995/03
JMTR照射利用ワークショップが1994年12月9日に開催され、国内外の試験炉の利用状況、照射試験の最先端の課題について講演が行われると共に、今後21世紀に向けてのJMTRの役割について討論が行われた。この中で、原子炉燃料・材料の照射研究においては、照射中の挙動解明を目的とするin-situ照射実験の重要性が高まりつつあることから、照射技術の高度化、新照射設備の設置等を積極的に進める必要があること等が示された。また、次世紀においても、材料の工学的照射データ取得のために材料試験炉は引き続き必要であることから、次期材料試験炉に関する検討を進める必要のあることが確認された。本報告書は、これら8件の講演及び討論の内容を収録したものである。また、当日実施したJMTRの利用等に関するアンケートの結果についても示した。
菱沼 章道
プラズマ・核融合学会誌, 70(7), p.719 - 725, 1994/07
混合スペクトル炉HFIRとORRを用いた核融合炉構造材料の日米共同照射実験についてこれまでの経緯と今後の計画等について解説した。上記共同実験は、実験炉の候補材料であるオーステナイト鋼の照射挙動を明らかにし、設計に必要なデータを取得することを目的に1984年に原研-米国エネルギー省間で結ばれた研究協力の一環として実施されている。そこでは核融合炉材料の実験手段として最も有力な中性子エネルギー調整照射実験設備を利用し、これまで多くの有用な実験データを取得し、かつ新しい現象等を見出してきた。今後は実験炉より一段と要求性能が厳しい原型炉以降を対象とする候補材料の探索を目的として、低放射化フェライト鋼や低放射化高性能セラミックス材料などの照射挙動の評価を重点的に行う。
渡部 和男; 田村 修三
ぶんせき, 1993(11), p.883 - 889, 1993/00
核燃料・原子炉材料の分析及び環境物質中の長半減期核種分析について、手法開発、実試料分析等の最近の進歩をとりまとめた。
中井 貞雄*; 北川 米喜*; 関 泰
プラズマ・核融合学会誌, 68(5), p.511 - 515, 1992/11
第10回「米国原子力学会核融合エネルギー技術に関するトピカル会合」は、6月7日から12日にかけて、米国ボストン市において開かれた。本文は、この会合の全体的な状況および磁気閉じ込め核融合に関するトピックスについてとりまとめたものである。全体としては、米国の厳しい予算状況のためか、やや活気が乏しいように見うけられた。磁気閉じ込め核融合の話題の中心は、国際熱核融合実験炉(ITER)であった。
大野 英雄; 長崎 正雅; 倉沢 利昌; 勝田 博司; 渡辺 斉
Journal of Nuclear Materials, 133-134, p.181 - 185, 1985/00
被引用回数：60 パーセンタイル：98.04(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉用ブランケット材料の有力な候補材料であるLi
Oを中心とするリチウム化合物(LiSiO
,LiAlO,Li
ZrO
など)は、良いリチウムイオン導電体でもある。上記4つの候補材料について核磁気共鳴ならびにイオン伝導度の実験及び解析から、これら物質中でのトリチウム挙動は、リチウムイオンの拡散と密接な関係がある事が明らかとなった。とくに、LiO中におけるリチウムイオンの拡散は雰囲気中の水分および試料中のMg
,F
不純物濃度により大きく左右され、拡散係数は高純度LiO中の値に比べ10~1000倍大きな値を示した。中性子照射により得られたトリチウム拡散係数の値が、全温度領域においてLiイオンの拡散係数の値と定量的に一致することから、LiO中におけるトリチウムは1価陽イオンとして存在し、OTイオンを作りながら酸素格子中を移動しているものと考えられる。
鈴木 雅秀; 深谷 清; 古平 恒夫; 奥 達雄
日本原子力学会誌, 27(8), p.722 - 724, 1985/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.33(Nuclear Science & Technology)原子炉の構造物には低合金鋼が多く使用されいているが、原子炉冷却材の出口温度の高温化に伴い、高温で使用される機械が多くなり、高温強度特性の良好なCr-Mo鋼への期待が高まっている。日本原子力研究所で開発が進められている多目的高温ガス実験炉(VHTR)の圧力容器に使用予定の2-1/4Cr-1Mo鋼および主ボルトとしての1Cr-0.5Mo-0.3V鋼もその1例である。原子炉の健全性・信頼性の確保のためには、構造材料について材質的な面から十分に検討しておく必要があるが、この中で材質の経年変化の評価は重要であるにも関わらず甚だ難しい。というのは、予測評価には現象の機構的把握が前提として必要であるにもかかわらず現状では十分でないこと、および予測評価のための加速試験の方法が確立していないことが多いからである。一般的に、熱処理による組織調整法を用いて所定の強度、靭性を保持している材料では、高温で長時間保持された後も、これらの性質が保証されるか否かは定かではない。
工藤 博司
Hot Atom Chemistry, p.501 - 511, 1984/00
ホットアトム化学の知識および実験法は、核融合炉研究開発の分野にも応用されている。プラズマー壁相互作用の研究並びにトリチウム増殖ブランケットの開発に関連したホットアトム化学研究の最近の成果を、総説としてまとめた。
瀬口 忠男
工業材料, 32(6), p.71 - 80, 1984/00
原子力の開発に伴い、原子力施設等での放射線の環境で使用される高分子材料の需要が増大している。これらの材料は施設の安全性や保守などの点から耐放射線性を含めた高い信頼性が要求されている。本稿では、耐放射線性高分子材料の用途、照射効果、劣化試験、評価法、材料の開発について、最近の動向を解説する。
桜井 淳
JAERI 1286, 32 Pages, 1983/08
原子炉材料の照射損傷を究明する上で0.1~1MeV領域の中性子線量評価が重要になってきている。このエネルギーの中性子に感度をもつ中性子ドシメータは、熱中性子炉に対してわずかしかなく、現在実用化されているものは
Rh(n、n')
Rhおよび
Np(n、f)FPのみである。このエネルギーをカバーする新しい中性子ドシメータ
Hg(n、n')Hg、Nb(n、n')NbおよびAg(n、n')Agの実用化研究を行った。
O, LiSiO and LiAlO松尾 徹*; 大野 英雄; 野田 健治; 小西 哲之; 吉田 浩; 渡辺 斉
J.Chem.Soc.,Faraday Trans.,I, 79, p.1205 - 1216, 1983/00
LiO、LiSiOおよびLiAlOからのトリチウム放出挙動の解明は、核融合炉ブランケット材の重要な研究項目の一つであり、数多くの報告がなされている。一方、これらのリチウム酸化物はリチウムイオンの良い導電体として優れた機能をも持っている。本稿では、これらの物質におけるリチウムの微視的挙動をパルス法による核スピン-格子緩和時間(T
)の測定を行い、解明したものである。中性子照射により生ずるトリチウムの拡散機構を解明する上で、貴重な情報が得られた。
吾勝 永子
JAERI-M 82-169, 137 Pages, 1982/12
原子炉研修所では、原子炉の運転と、それに伴って派生する各種の業務について、いろいろな研修コースを設けている。前報では、諸外国の例を参考に、各研修コースに含まれている化学関係の授業について、その授業内容を再検討、整理し、授業内容項目の一案を提出した。さらにその案の初めの部分である「原子炉化学の基礎」の詳細も示した。本報はこれに続くもので、授業内容項目案の第2の部分、すなわち核分裂生成物の化学、アクチノイドの化学、および原子炉材料の放射化生成物の化学の詳細である。
