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中野 寛子; 藤波 希有子; 山浦 高幸; 川上 淳; 花川 裕規
JAEA-Review 2023-036, 33 Pages, 2024/03
JAEA-Review-2023-036.pdf:2.47MB
材料試験炉部では、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。本研修は、国立研究開発法人科学技術振興機構の国際青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、2021年度は新型コロナウイルスの感染拡大防止の観点から、オンラインでの開催とした。アジア地域の6か国から53名の若手研究者・技術者が参加した。また、2022年度は海外から日本国への入国規制が緩和されたことにより、アジア地域の4か国から7名の若手研究者・技術者が参加し、オンサイト研修を実施した。開催した研修の共通したカリキュラムとして、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の管理、JMTRの廃止措置計画等に関する講義を行った。2021年度におけるオンラインでの研修では各国のエネルギー事情に関する情報交換を実施し、2022年度におけるオンサイト研修ではシミュレータを用いた運転、環境モニタリング等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2021年度及び2022年度に実施した研修についてまとめたものである。
小澤 隆之; 廣岡 瞬; 加藤 正人; Novascone, S.*; Medvedev, P.*
Journal of Nuclear Materials, 553, p.153038_1 - 153038_16, 2021/09
被引用回数：4 パーセンタイル：56.94(Materials Science, Multidisciplinary)MA含有MOX燃料の照射挙動は燃料組成に依存し、照射初期における燃料組織変化挙動に係るポア移動に及ぼすO/M依存性を評価するため、米国INLと共同でBISONコードをMOX燃料挙動解析に適用するよう、燃料組成に応じた蒸気種毎の蒸気圧やMOX燃料熱伝導度を考慮するポア移動モデルの開発・整備を行った。本コードを用い、常陽でのMA含有MOX燃料の照射試験で観察された燃料組織変化のO/M依存性について2次元解析を行った。常陽での照射試験では、それぞれ異なるO/M比とペレット/被覆管ギャップ幅を有する4本の燃料ピンを照射した。これらのうちO/M=2.00のMA含有MOX燃料で顕著な燃料組織変化がPIEで観察され、この挙動は蒸気圧に及ぼすO/M比の影響を考慮することで評価することができた。また、ペレットが偏心した場合に中心空孔形成の偏りが発生することが考えられるが、PIEで観察された中心空孔の形成はペレット偏心方向と矛盾していることがペレット横断面の2次元解析で明らかとなった。
黒田 順也*; 真鍋 征也*; 渡辺 幸信*; 伊東 功次郎*; Liao, W.*; 橋本 昌宜*; 安部 晋一郎; 原田 正英; 及川 健一; 三宅 康博*
IEEE Transactions on Nuclear Science, 67(7), p.1599 - 1605, 2020/07
被引用回数：4 パーセンタイル：45.45(Engineering, Electrical & Electronic)半導体デバイスの信頼性の観点から、環境放射線起因ソフトエラーは問題となる。ソフトエラー発生率(SER: Soft Error Rate)を実測的に評価するために、中性子照射施設にてデバイスへの中性子照射測定実験が一般的に行われる。我々はこれまでに大阪大学のRCNPおよび東北大学のCYRICにて、65nmバルクSRAMおよびSOTB SRAMを対象とした中性子照射SER測定実験を行った。本研究では、同じデバイスを用いて、J-PARC MLFにある大強度の核破砕中性子源のBL10でSER測定実験を実施した。その結果、動作電圧を低くした際のSERの増加割合が、他の施設での測定結果と比べて高いことが判明した。PHITSによる解析の結果、入射中性子と保護樹脂に含まれる水素原子との弾性散乱による二次陽子が原因で動作電圧の低い条件下でSERが増加することを明らかにした。
島崎 一紀*; 小林 祐希*; 高橋 眞人*; 今泉 充*; 村島 未生*; 高橋 優*; 豊田 裕之*; 久木田 明夫*; 大島 武; 佐藤 真一郎; et al.
Proceedings of 40th IEEE Photovoltaic Specialists Conference (PVSC-40) (CD-ROM), p.2149 - 2154, 2014/06
ガラス型スペースソーラーシート(G-SSS)はインジウムガリウムリン(InGaP)とガリウム砒素(GaAs)によって構成される2接合太陽電池と、さらにゲルマニウム層を含むInGaP/GaAs/Ge 3接合太陽電池のふたつの太陽電池からなり、厚さが0.5mm以下の軽量太陽電池シートである。G-SSSは小型科学人工衛星「ひさき」(SPRINT-A)に搭載され、2013年9月14日に打ち上げられた。運用期間中に得られたデータからG-SSSは正常に動作していることが確認でき、本プロジェクトはIII-V族多接合薄膜太陽電池を用いたG-SSSの世界初実証実験となった。G-SSSの太陽電池は、高崎量子応用研究所での放射線照射試験等、様々な地上試験から予測されていた通りの優れた性能を示しており、新型軽量ソーラーパドルの実用化に貢献する成果を得た。
白数 訓子; 蔵本 賢一*; 山下 利之; 市瀬 健一; 小野 勝人; 二瓶 康夫
Journal of Nuclear Materials, 352(1-3), p.365 - 371, 2006/06
被引用回数：4 パーセンタイル：30.68(Materials Science, Multidisciplinary)岩石型燃料の照射挙動の評価を行うため、Puの代わりに20%濃縮ウランを用いて照射試験を行った。試験に供した燃料は、UO
固溶安定化ジルコニア(U-YSZ)単相燃料,U-YSZの粉砕片とスピネルまたはコランダムを混合した粒子分散型燃料の計3種である。U-YSZ粒子は、仮焼したU-YSZペレットを粉砕,分級することにより調製した。照射は、日本原子力研究開発機構JRR-3において13サイクル,約300日間行った。X線透過撮影の結果、燃料ペレットには亀裂が見られたものの、燃料ピンの外観変化はほとんど観測されなかった。
線スキャニングの結果、不揮発性核種はペレット内に存在していることが確認された。一方、燃料内におけるCsの移行が多少観察された。またプレナム部において、
Csと
Csの分布の違いが見られた。燃料ペレットの取り出しを行ったところ、すべての燃料でボンディングが見られなかった。前回よりも低い照射温度にて行われた今回の照射試験では、スピネルの分解及び組織の再編成は見られなかった。
山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Kalinin, G.*; 長尾 美春; 高田 文樹; 西川 雅弘*
Journal of Nuclear Materials, 340(1), p.57 - 63, 2005/04
被引用回数：5 パーセンタイル：35.8(Materials Science, Multidisciplinary)ITERでのステンレス鋼候補材SUS316LN-IGを用いて、中性子照射された材料(照射材)と未照射の材料(未照射材)に加えて照射材同士,未照射材同士をYAGレーザー溶接法により接合した材料に対して中性子照射を行い、それぞれの機械的特性の評価を行った。その結果、照射材を用いた溶接材も、未照射材のみによる溶接材も、中性子照射後にはともに照射材相当の機械的特性であることを明らかにした。これは、溶融金属部を含む未照射材部分に中性子照射により照射損傷が再度発生するためと考えられる。一方、SUS316LN-IG材において、照射材が中性子照射され照射損傷量が0.3dpaが0.6dpaとなっても、引張強度は大きく変化せず、硬さ特性では、照射損傷量が0.3dpaの部位も照射損傷量が0.6dpaの部位も同等の特性であることから、照射損傷量が0.3dpaから0.6dpaの間では、照射損傷量が変わっても、SUS316LN-IG材の機械的特性に対する中性子照射効果は変化しないことを明らかにした。
TiO
微小球充填体を装荷した照射済試験体のJMTR炉心からの取出方法に関する検討池島 義昭; 石田 卓也*; 土谷 邦彦; 冨田 健司; 海老沢 博幸; 馬籠 博克; 中道 勝*; 北島 敏雄; 河村 弘
JAERI-Tech 2005-005, 37 Pages, 2005/02
JAERI-Tech-2005-005.pdf:7.59MB
JMTRを照射場として、トリチウム増殖材(LiTiO)微小球充填体を装荷した照射試験体を用いた第1期照射試験(ORIENT-I,JMTRキャプセル名:96M-37J)の終了に伴い、JMTR炉心からの照射済試験体の取出方法の検討及び取出試験を行った。本報告書は、LiTiO微小球充填体を装荷した照射済試験体の取出しに備えて行った、トリチウム除去及びトリチウム脱離に関する特性試験及び作業者の内部被ばくに関する試験前評価の結果、並びに、照射済試験体の取出し実績及びそこから得られた知見についてまとめたものである。
馬場 信一; 山地 雅俊*; 柴田 大受; 石原 正博; 沢 和弘
JAERI-Tech 2005-002, 83 Pages, 2005/02
JAERI-Tech-2005-002.pdf:14.02MB
高温工学に関する材料系科学技術分野において、将来の技術革新の契機となる各種新技術の創製に大きな貢献が期待される先端的基礎研究について、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて行うことが重要と考えられる。HTTR利用検討委員会において選定された8つの研究課題について、先端的基礎研究用セラミックス材料の予備照射試験が、平成6年度以来JMTRにおいて実施されてきた。本報告はこれまでに実施してきた照射試験の内容についての照射実績(照射量,温度)及び装荷試料について記述するとともに、照射挙動を明らかにするために使用した試験装置等の仕様・性能についても記述した。
-ray irradiation experiments of collimator key components for the 3GeV-RCS of J-PARC金正 倫計; 荻原 徳男; 増川 史洋; 竹田 修; 山本 風海; 草野 譲一
Proceedings of 2005 Particle Accelerator Conference (PAC '05) (CD-ROM), p.1309 - 1311, 2005/00
大強度陽子加速器3GeVシンクロトロンで使用するビームコリメータ用に放射線に強い機器の開発に成功した。ターボ分子ポンプは吸収線量が15MGyの線照射試験に耐え、ステッピングモータは70MGyまで耐えることを確認した。また、PEEK材を用いた電線も10MGy以上の吸収線量でも使用可能であった。一方、ヒートパイプは30kGy以上では使用できないことが明らかとなった。
山下 利之
セラミックス, 39(10), p.817 - 821, 2004/10
Puを燃やしきり、使用済燃料の直接処分を可能とする岩石型(ROX)燃料を開発した。Puの効率的燃焼のため親物質を含まないイナートマトリックス(IM)で燃料を構成した。使用済燃料の直接処分を可能とするため、自然界で数百万年の風化に耐えてきた鉱物類似化合物の中から安定化ジルコニア(YSZ)とスピネルをIMに選定した。燃料としての熱物性,照射損傷,FPの捕捉性等を考慮し、YSZ粒子球をスピネルマトリックス中に分散させた粒子分散型燃料を考案した。照射試験において、スエリング,FP保持特性,燃料組織安定性など粒子分散型燃料は所定の性能を示すことのほか、浸出試験でも優れた耐久性を示すことを確認した。また、ROX燃料を軽水炉で使用する際の炉物理的課題は適切な中性子共鳴吸収材(Th, U, Er等)の添加により解決し、その結果、現行のUO燃料軽水炉と同程度の安全性を確保したROX燃料軽水炉の設計が可能となった。
金正 倫計; 荻原 徳男; 和田 薫*; 吉田 素朗*; 中安 龍夫*; 大和 幸郎*
Vacuum, 73(2), p.175 - 180, 2004/03
被引用回数：4 パーセンタイル：20.54(Materials Science, Multidisciplinary)J-PARC 3GeV-RCSで使用するための耐放射線性に優れたターボ分子ポンプの開発を行っている。ポンプの放射線ダメージを見るために、線照射試験を実施した。これまで、約3.5MGy程度でゴム製真空シール部から漏れが発生することがわかった。また、ポンプに使用されている大半の部品は、7MGy以上の線量でも問題なく動作することがわかった。4月から真空シールにゴムを用いない新型のターボ分子ポンプの試験を開始している。
伊藤 治彦; 井手 広史; 山浦 高幸; 辻 智之
JAERI-Review 2004-001, 39 Pages, 2004/02
JAERI-Review-2004-001.pdf:2.02MB
世界の研究用原子炉は、1975年以降、開発途上国に関しては増えているものの、全体としては減少しており、多くの研究炉は、初臨界から35年を経過し、高経年化対策が課題となっている現状である。この傾向は、高中性子照射量を要求される照射試験炉においても同様である。照射試験炉の最近の主要な利用目的は、(1)軽水炉の寿命延長のための圧力容器材の照射脆化に関する研究、及び炉内構造材の照射誘起応力腐食割れの研究,(2)軽水炉用燃料の高燃焼度化研究、及び軽水炉用混合酸化物(MOX)燃料の照射試験,(3)核融合炉用のブランケット及び構造材料の研究開発,(4)その他、放射性同位元素製造,シリコンドーピング,基礎研究などである。以上の利用目的を達成するため、照射試験炉は、高中性子束,高稼働率、さらに多目的利用炉として冷却材温度が低いことが要求される。今後の照射試験においては、中性子照射の影響に加えて、温度因子,軽水炉の水質のような化学的因子,種々の応力などの機械的因子から成る複合環境での影響評価が重要になる。このことから、環境制御技術、及び「その場」測定技術の開発が重要となる。このような高度な照射試験を実現するためには、原子炉としてフレキシビリティーを持つことが今後の照射試験炉にとって欠かせない要素である。
TiO
pebble bed under neutron irradiation河村 弘; 菊川 明広*; 土谷 邦彦; 山田 弘一*; 中道 勝; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 伊藤 治彦
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.263 - 267, 2003/09
被引用回数：3 パーセンタイル：25.79(Nuclear Science & Technology)JMTRにて中性子パルス運転模擬照射試験体の照射試験を行い、ITERブランケットテストモジュールを設計するうえで必要不可欠な中性子照射下のチタン酸リチウム(LiTiO)微小球充填層中の見かけの熱拡散率を調べた。定速昇温法により測定した結果、LiTiO微小球充填層の見かけの熱拡散率は、照射温度と中性子照射量の増加とともに減少することがわかった。一方、スイープガス流量の影響は、0
600cm
/minの間では見られなかった。
西谷 健夫; 四竈 樹男*; Reichle, R.*; Hodgson, E. R.*; 石塚 悦男; 河西 敏; 山本 新
Fusion Engineering and Design, 63-64, p.437 - 441, 2002/12
被引用回数：14 パーセンタイル：65.6(Nuclear Science & Technology)ITER-EDAの工学R&Dの一環として行ったボロメーターの照射試験の結果について報告する。ボロメーターは赤外軟X線領域の輻射を測定する素子であり、プラズマのパワーバランスを評価する重要な計測器である。ITERのボロメーターの候補であるマイカ薄膜ボロメーターの実時間照射試験をJMTRを用いて行った。原子炉出力50MWで25日間を1照射サイクルとして3サイクル照射し、全高速中性子フルエンスは0.1dpa(ITER用ボロメータの目標値)であった。照射中、マイカ薄膜に蒸着した金の抵抗体の抵抗値の著しい増加が観測され、照射後試験により分析したところ、金から水銀への核変換で水銀が45%生成していることを確認した。感度及び応答時間はほとんど一定であったが、0.03dpaのフルエンスで断線が発生した。照射後試験時に観察したところ、マイカ薄膜自体は健全であったが、金の抵抗体に断線が発生していることを確認した。このため、蒸着抵抗体を白金等の核変換断面積が小さい物質に代える必要があることを指摘した。
柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*; 石垣 嘉信*
FAPIG, (161), p.3 - 7, 2002/07
I-I型材料照射試験用設備は、我が国初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)で用いられる最初の照射試験設備である。本設備は316FR鋼の標準試験片の照射下クリープ試験のために開発されたものであり、機器単体の機能試験及び全体組立後の機能試験を経て開発は完了している。本論文は、2001年10月にフランス パリにて開催されたOECD NEA国際会議(The Second Information Exchange Meeting on Basic Studies in the Field of High Temperature Engineering)で発表した本設備の開発状況についてのレポートを和訳して紹介するものである。
西谷 健夫; 四竈 樹男*; Reichle, R.*; 杉江 達夫; 角田 恒巳; 河西 敏; 石塚 悦男; 山本 新
プラズマ・核融合学会誌, 78(5), p.462 - 467, 2002/05
ITER-EDAの工学R&Dの一環として行った、ボロメータ,光ファイバー及び磁気プローブ線照射試験の結果について報告する。ボロメーターは赤外軟X線領域の輻射を測定する素子であり、プラズマのパワーバランスを評価する重要な計測器である。ITERのボロメーターの候補であるマイカ薄膜ボロメータの実時間照射試験をJMTRを用いて行ったところ、マイカ薄膜に蒸着した金の抵抗体の抵抗値の著しい増加が観測され、金から水銀への核変換が原因であることを示した。また0.03dpa(目標0.1dpa)のフルエンスで断線が発生したため、蒸着抵抗体を白金等の核変換断面積が小さい物質に代える必要があることを指摘した。ITER共通試料の光ファイバー(日本製フッ素添加ファイバー2種類,ロシア製3種類)をJMTRで照射した。その結果フッ素添加ファイバー及びロシア製KU-H2G, KS-4Vが優れており、ITERの真空容器近傍でも使用可能なことを示した。無機絶縁ケーブルの照射誘起起電力(RIEMF)については、磁気プローブの両端の中心導体間の作動電圧に与えるRIEMFの影響を、高感度電圧計を用いて直接測定することを試みた結果、ノイズレベル(100nV)以下であり、1000秒間積分しても問題ないことを示した。
中道 勝; 圷 久*; 山口 勝義*; 土谷 邦彦; 河村 弘; 伊藤 治彦
JAERI-Data/Code 2002-010, 288 Pages, 2002/03
JAERI-Data-Code-2002-010.pdf:35.19MB
核融合炉ブランケット照射試験データ解析プログラムは、材料試験炉(JMTR)で実施しているトリチウム増殖材微小球充填体の照射試験における照射挙動評価を行うためのものであり、照射試験データ収集・表示システム(TRITON)及び照射試験体内トリチウム分布表示システム(MARINE)から構成されている。TRITONは、ブランケット照射試験用の照射設備(スイープガス装置及び試験体制御盤)の100ms毎の各種計装機器データを光ケーブルを介して居室側へ転送し、DEC 3400を用いてデータの収集,保存及び表示するものである。MARINEは、DEC Alpha Station 255/233及びDell precision210を用いて、TRITONで収集した100ms毎のデータをイントラネットを介して収集及び保存し、本データを用いて、照射試験体内の温度分布,トリチウム分布計算をリアルタイムでの解析又は保存データからのヒストリ解析を行うものである。
馬場 信一; 石原 正博; 鈴木 世志夫*; 高橋 常夫*; 星屋 泰二
JAERI-Data/Code 2002-008, 126 Pages, 2002/03
JAERI-Data-Code-2002-008.pdf:4.82MB
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課題は、次に示した3分野が選定されている。(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。これら3分野のうち7研究課題がHTTRを用いた照射試験の有効性を調べるための予備試験を実施中で、これらの中から平成15年度から開始予定のHTTR照射試験を実施する研究テーマとして、(1)新素材・材料開発分野の中から次の3研究課題が選択されている。第1次(平成15年度)及び第2次(平成16年度)照射試験ホルダーに試験片を装荷した。(1)中性子転換ドーピングによる高温・SiC半導体創製の研究,(2)高温酸化物超伝導材料の照射による特性改良の研究,(3)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。本報告書は、第1次及び第2次HTTR照射試験用ホルダーと装荷した試料に関する技術データーについてまとめたものである。
材料試験炉部
JAERI-Review 2002-001, 86 Pages, 2002/02
JAERI-Review-2002-001.pdf:7.18MB
大洗研究所のJMTRは、2000年度(平成12年度)は第133サイクルから第138サイクルの計6サイクル(ただし、132サイクルは計画外停止により運転中止のため、計130日)の利用運転を行い、延べ132本のキャプセルと79本の水力ラビットの照射試験、照射後試験を実施した。照射試験の目的は、軽水炉炉内構造物の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の研究,アクチノイド水素化物燃料の開発研究,核融合炉材料の開発研究,RIの製造及び製造技術等に関するものである。JMTRの照射利用に関する技術開発に関しては、IASCC照射試験のための高度材料環境照射装置の開発・整備,原子炉圧力容器サーベランス試験片再生技術の開発のための中性子照射量均一照射キャプセルの開発,キャプセル照射温度自動制御装置の整備等を行った。また、核融合炉ブランケットに関する照射開発研究に関しては、トリチウム増殖材微小球充填材からのトリチウムの生成・回収特性評価、ITER工学研究のための照射及び照射後試験等を行った。本報告書は、これら2000年度のJMTRにおける研究・業務活動をまとめたものである。
大洗研究所材料試験炉部; 東海研究所研究炉部; 東海研究所ホット試験室
JAERI-Conf 2001-018, 109 Pages, 2002/01
JAERI-Conf-2001-018.pdf:13.67MB
原研では、所有する研究施設を所内のみでなく所外の研究者にも利用できるよう開放している。種々の利用分野のうち、JMTR,JRR-3,JRR-4の炉内中性子を利用した照射試験や中性子放射化分析,及びホットラボ等での照射後試験については、平成11年度より設置された原研施設利用協議会の下の「炉内中性子照射専門部会」において、利用方法,利用技術,施設整備等の検討を行うこととなった。そこで、本専門部会の活動の一環として、2000年3月9日に日本原子力研究所・東海研究所(先端交流棟大会議室)において「中性子照射利用セミナー」を開催した。発表は各研究分野からのトピックスとして、軽水炉材料,核融合材料,高温材料等の最近の炉内照射試験,及び放射化分析,照射後試験についての最近の研究が紹介された。本セミナーでは研究者相互の情報交換と同時に、施設利用技術に関しても利用者の多くの意見が聞かれたことは原研での技術開発に対するフィードバックの点で極めて有意義であった。本報告書は、セミナーにおける各発表概要と使用されたOHPスライドのコピーを収録したものである。
