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核融合工学部; 物質科学研究部
JAERI-Review 2005-012, 143 Pages, 2005/03
JAERI-Review-2005-012.pdf:11.74MB
原研は、原子力委員会核融合会議が平成12年8月に策定した「核融合炉ブランケットの研究開発の進め方」に基づき、固体増殖方式のブランケットの開発の中核的な機関として、増殖ブランケットの開発を進めている。本報告は、原研で実施している増殖ブランケット開発計画とこれまでの成果及び今後の展望と計画を取りまとめたものである。本報告では、核融合炉の最も重要な機器の一つである増殖ブランケットの開発に関して、原研が果たすべき責務を明確に示し、増殖ブランケットの開発目標及び増殖ブランケット実現のために必要な開発課題とロードマップを明らかにした。また、これまで原研で実施してきた増殖ブランケットの研究開発の成果を概観し、現在までに達成した技術開発のレベルが、要素技術開発の段階から工学試験の段階に進むべきレベルに達したことを示した。さらに、今後、工学試験として実施するべき開発目標と開発計画を定量的に明らかにし、実現の可能性を明確に示した。今後、増殖ブランケットの工学試験を実施し、ITERのテストブランケット・モジュール試験を完遂することが、核融合炉の増殖ブランケット開発において必要不可欠である。
渡辺 庄一; 三好 慶典; 山根 祐一
JAERI-Tech 2002-043, 93 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-043.pdf:6.74MB
ウラン加工工場臨界事故では、初期バースト出力に引き続き、プラトー部では熱的に有意な出力レベルが持続した。一連の事故出力変化は、JCO東海事業所の
線エリアモニタの観測データとして記録されている。この有意な出力レベルが持続した要因として、JCO沈殿槽の冷却水ジャケットの水が流れていたことが挙げられる。また、緩やかな出力降下が観測されたが、主な要因として燃料溶液からの水分蒸発効果が考えられる。観測された出力を再現し得る熱的な条件について知見を得ることを目的として、JCO沈殿槽の本体部を模擬したモックアップ試験装置を製作し、一点炉近似動特性方程式を解いて得られた出力に基づき電気ヒータ出力を制御する方法により、プラトー部での熱特性シミュレーション試験を行った。主な試験パラメータは、初期投入反応度に対応する初期溶液温度及び熱除去にかかわる冷却水流量である。試験では有意な水分蒸発量が測定され、反応度約2.5ドルの場合にプラトー部での観測値を再現する結果が得られた。
片貝 秋雄; 笠井 昇; 玉田 正男; 長谷川 伸; 瀬古 典明; 川端 幸哉*; 大沼 謙二*; 武田 隼人*; 須郷 高信
JAERI-Tech 2002-040, 79 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-040.pdf:8.62MB
放射線グラフト重合法により作製した有用金属捕集材の性能を実海域で評価するため設置した有用金属捕集材実海域試験装置における捕集工程,溶離工程,捕集及び装置の特性試験結果について記載した。捕集工程では、捕集材カセットを吸着床に充填し、実海域試験装置から20mの深さに係留し、一定期間の係留後、引き上げる。捕集材カセットは、ウラン吸着分布分析を行うため吸着床中のアドレスを明確にした。係留期間中の海水温度,流速,波高を測定した。溶離工程では、係留中に付着した海洋生物を除去した捕集材カセットを溶離ユニットに充填し、分別溶離装置を使用してアルカリ金属と有用金属とを2段階で溶離した。溶離後の捕集材カセットは同装置で再生処理した。溶離した有用金属は分離精製施設へ輸送するため、市販のキレート樹脂に再吸着させた。捕集特性試験では吸着床内のアドレスの違いによる捕集材カセット毎の吸着量の差はほとんど認められなかった。また、捕集材カセット内のウランの層及び面分布は、ほぼ均一であることから、海水のカセット内への流入についてはほぼ一様な特性であることがわかった。また、捕集工程から溶離工程までの一連の特性試験を行った結果、有用金属捕集材実海域試験装置はすべての工程で正常に動作することを確認した。
本間 信之*; 棚井 憲治; 長谷川 宏*
JNC TN8420 2001-007, 86 Pages, 2002/02
JNC-TN8420-2001-007.pdf:6.04MB
本稿では、今後の幌延深地層研究センターにおける地下研究施設計画に反映することを目的として、海外の地層処分プロジェクトを対象に、その計画や実施中の試験などについて調査を行った。調査対象には、幌延計画への反映を考慮し、堆積岩系や沿岸部の地質環境における次のプロジェクトを選んだ。・スイス Mt.Terri Project(オパリナス粘土(頁岩))・フランス Bure URL(粘土質岩)・ベルギー Mol(ブーム粘土)・スウェーデン Aspo Hard Rock Laboratory(HRL)(花崗岩:沿岸部)・英国 Sellafield Rock Characterization Facility(RCF)(火山岩:沿岸部) 調査では特に人工バリア性能、施設設計施工、支保工、搬送定置、閉鎖などに関わる情報を幅広く収集した。これらの情報に基づき、個別の調査試験の目的、内容、成果について整理するとともに、調査試験の目的、反映先、相互の関連、実施順序などから、地下研究施設全体での戦略やねらい、流れなどを整理した。
安彦 兼次; 高木 清一*; 加藤 章一; 永江 勇二; 青砥 紀身; not registered
JNC TN9400 2000-059, 43 Pages, 2000/05
JNC-TN9400-2000-059.pdf:2.08MB
本研究では、現状技術で製作可能な高純度鉄および高純度鉄基合金の材料諸特性を把握し、先進的高速炉の構造材料および機能性材料への適用見通しを得ることを目的とする。そこで、まず10kg程度の高純度鉄及び高純度鉄基合金を超高真空対応のコールドクルーシブル溶解炉を用いて溶製した。次に高速炉の特徴である高温ナトリウム環境と高純度鉄および高純度鉄基合金との共存性、常温および高温における引張特性について検討した。また、高純度鉄基合金の高速炉構造材料に特化された性質の一つである高温クリープ特性を調べるために550
におけるクリープ試験を行い、その特性を評価した。さらに、高純度鉄の基本的材料特性である熱膨張係数や比熱、電気比抵抗などを測定し、機械的特性等含めて高速炉構造材料への見通しを評価した。特性試験および評価より以下の結果が得られた。(1)超高真空対応のコールドクルーシブル溶解炉を用いて10kg程度の高純度鉄および高純度50%Cr-Fe合金を溶製することができた。(2)常温および高温における変形挙動を理解するために高純度50%Cr‐Fe合金の引張試験を行った。その結果、高純度50%Cr-Fe合金は高温においても高強度でかつ延性を有していることがわかった。(3)高純度50%Cr-Fe合金の物理的特性(熱膨張係数や比熱等)を測定した。高純度50%Cr-Fe合金の熱膨張係数はSUS304よりも小さく、高速炉構造材料として有望であることがわかった。(4)ナトリウム腐食試験の結果、普通純度鉄は重量減少を示したが、高純度鉄は重量増加を示した。また、普通純度鉄は粒界近傍に著しい腐食が生じていたが、高純度鉄は粒界にも腐食は生じていなかった。(5)高純度50%Cr-Fe合金の550でのクリープ試験を実施した。その結果、短時間側で高純度50%Cr-Fe合金のクリープ破断強さは改良9Cr-1Mo鋼よりも高強度であるが、長時間側では同程度の強度であった。一方、クリープ破断伸びおよび絞りは改良9Cr-1Mo鋼より若干低下した。
遠藤 秀男; 関 正之; 石橋 藤雄; 平 一仁*; 塚田 竜也*
JNC TN8410 2000-007, 89 Pages, 2000/03
JNC-TN8410-2000-007.pdf:6.28MB
1.目的 平成9年度に試作したODS鉄製被覆材(フェライト系ODS鋼(以下、「F系ODS」と称す。)とマルテンサイト系ODS鋼(以下、「M系ODS」と称す。))の強度特性及び抵抗溶接部の接合強度を確認することを目的として、内圧封入型クリープ試験片、引張試験試験片、内圧バースト試験及び急速加熱バースト試験片を製作した。2.試験方法 抵抗溶接法を用いて試験片の製作を行うあたり、溶接条件設定試験を兼ねてODS鋼の溶接特性を確認するとともに、試験片製作時には、接合部の健全性を保証するために必要な項目の洗い出しと検証を実施した。また、接合強度を確認するために、引張試験(RT,600,700,800)と参考までに内圧クリープ試験を実施した。3.試験結果と考察 3.1溶接特性について(1)被覆管の肉厚が厚くなると、接合界内部における被覆管内厚の減少が生じた。これは、被覆管側のコレットチャックによる冷却効果が弱まり、接合部近傍における加熱範囲が拡張し、バリとして接合面外へ排出されたものと考える。また、被覆管の偏肉が大きくなると、肉厚の薄い方は異常発生を生じた。均一な接合継ぎ手を得るためには、予熱電流を下げ、時間を長くし、高加圧力で行い、溶接時における接触抵抗を低く抑えられる条件にする必要がある。(2)M系ODS及びF系ODS被覆管と高強度フェライトマルテンサイト鋼(以下、「62PFS」と称す。)端栓の組合せでは、接合部近傍の硬さが増加した。しかし、溶接後熱処理(710-10分)を行うと、その硬さは、母材と同等の硬さまで回復した。これらの材料を溶接する場合は、溶接後に熱処理が必要となる。3.2接合強度について(1)引張試験結果は、一部を除き母材と概ね同様な強度を示した。しかし、F系ODS被覆管と62FS端栓の組合せでは、接合部に細粒組織が、M系ODS被覆管では、接合部近傍の被覆管側に炭化物が析出した。これらの析出物等が高温(800)引張試験において接合部から破断した要因と考えられる。(2)M系ODS(M91材)材を用いて参考のために、内圧クリープ試験を実施した。破断設定時間は、100hと300hの2試料とし、いずれも管部からの破断であり、接合部は健全であった。(3)今後は、析出物等と接合強度の関係を確認する目的からシャルピー衝撃試験等を行い、接合部の破壊ジン性評価を行う。また
JRR-3管理課; 研究炉利用課
JAERI-Tech 2000-027, p.194 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-027.pdf:8.47MB
アルミナイド燃料炉心を配したJRR-3Mは、平成2年3月22日の初臨界から平成11年9月5日まで運転され、それまでの積算熱出力量は、688,719.9MWHに達した。JRR-3Mは、今回、年間の使用済燃料の発生を抑制するためシリサイド燃料炉心に変更した。JRR-3Mにおいては、原子炉の安全確保を主眼とする炉物理試験を中心としたJRR-3Mシリサイド燃料炉心特性試験を平成11年9月から平成11年11月の期間に行った。本報告は、これらの特性試験により、シリサイド燃料炉心となったJRR-3Mが、以前のアルミナイド燃料炉心と同程度の性能を有していることが確認され、今後燃料の効率的利用と原子炉の安定運転達成の見通しが得られた結果について報告する。なお、JRR-3Mシリサイド燃料炉心特性試験の一環として行われたシリサイド燃料炉心の初臨界は、平成11年9月17日14時38分に達成した。
安藤 真樹; 大杉 俊隆; 辻本 和文
JAERI-Data/Code 98-012, 35 Pages, 1998/03
JAERI-Data-Code-98-012.pdf:1.31MB
減速材装荷金属燃料炉心に対する解析精度を評価することを目的として、FCAを用い一連のZrH装荷金属燃料高速炉の模擬実験を行った。実験体系の選定と臨界特性試験の測定結果について述べた。高速炉標準解析手法を用いて実験体系の臨界性について解析を行った。臨界性解析では、実効増倍率の解析精度は、MOX燃料高速炉体系に較べて過小評価する傾向にあることが分かった。
礒崎 和則; 辰野 国光; 拝野 寛; 鈴木 惣十; 圷 正義
PNC TN9520 93-008, 129 Pages, 1993/07
高速実験炉「常陽」では、プラントの諸特性を把握し、原子炉の安定かつ安全な運転に資することを目的に、運転サイクル毎に運転特性試験を実施している。本マニュアルは、運転特性試験のうち、一次主循環ポンプの運転制限条件を把握する系統圧損測定、主冷却器及び主送風機の風量制御特性を把握するベーン・ダンパ開度特性試験、温度制御経の安定範囲を把握するM系列試験及びプラント全体の外乱に対する安定性を把握する安定性試験を対象に試験実施及びデータ処理要領と手順についてまとめたものである。
稲辺 輝雄; 中田 宏勝; 秋江 拓志; 与能本 泰介; 小林 日出雄*; 圷 長; 伊藤 治彦; 岩村 公道; 大久保 努; 大杉 俊隆; et al.
JAERI-M 93-106, 104 Pages, 1993/05
本報告書は、軽水炉将来技術総合試験施設計画の中核をなす、燃料照射・炉特性研究のための試験炉について、システム構成、構造概念、核熱特性等の面から技術的検討を行い、試験炉としての概念の成立性を検討した結果をまとめたものである。検討の対象としたのは、PWR条件及びBWR条件の両モードの運転を実施し燃料照射試験を行うとともに炉特性試験を行う「PWR/BWR両用型試験炉」、PWR条件あるいはBWR条件のみのモードの運転を実施しこれらの試験を行う「PWR専用型試験炉」及び「BWR専用型試験炉」、並びに、燃料照射試験のみを効率的に行うことを目標とした「燃料照射専用型試験炉」の4種類である。検討の結果、これらの試験炉は、いずれも、技術的に成立するとともに、必要な燃料照射能力も確保し得るとの見通しを得た。
not registered
PNC TJ1615 93-001, 58 Pages, 1993/02
人形峠事業所において、堆積場周辺等における大気中ラドン濃度のモニタリングに使用している積分型ラドンモニタの特性を確認するため、一般的なラドンモニタの特性について調査するとともに、人形峠事業所で使用している積分型ラドンモニタの特性試験を実施し、これらのデータの比較検討を実施した。
吉田 昌宏; 沖元 豊; 曽我 彰*; 長崎 英明*; 有井 祥夫; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9520 91-007, 54 Pages, 1991/06
高速実験炉「常陽」では,プラント特性及び炉心特性を把握し,原子炉の安定かつ安全な運転に資することを目的に,運転サイクル毎に運転特性試験を実施している。本マニュアルは,運転特性試験のうち,臨界点確認試験,制御棒構成試験,反応度係数測定試験を対象に,データ処理及び試験の要領と手順をまとめたものである。
半田 宗男; 大道 敏彦; 福島 奨*; 笹山 龍雄; 鈴木 康文; 前多 厚; 荒井 康夫; 岩井 孝; 相沢 雅夫; 金田 義朗; et al.
JAERI-M 83-206, 34 Pages, 1983/11
高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の健全性を評価するために、58年度にJRR-2で照射する2本のヘリウムボンド炭化物燃料ピンを製作した。燃料としては、化学量論組成及び超化学量論組成の炭化物ペレットを用いた。本報告書では、炭素熱還元法による炭化物燃料の製造から316ステンレス鋼被覆管へのペレットの封入までの過程と、ペレット及びピンに関する各種試験について記述する。
菱田 誠; 根小屋 真一; 江森 恒一; 小川 益郎; 大内 光男; 岡本 芳三; 佐野川 好母; 中野 忠典*; 萩原 威一郎*; 時枝 潔*; et al.
日本原子力学会誌, 22(3), p.181 - 188, 1980/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.79(Nuclear Science & Technology)水素ガス二次冷却系は、既設ヘリウムガスループの二次系として設置された最高温度900
C,最高圧力42kg/cm
・Gの水素ガスを循環させる試験装置であり、製鉄に用いる還元ガスとヘリウムガスとの熱交換系を水素ガスとヘリウムガスとの熱交換系で模擬した装置である。本装置は昭和52年1月末に完成し、今日まで約1000時間の高温運転に成功した。また、ヘリウム/水素・熱交換器の水素透過試験をはじめとする各種の試験を行い、多くの貴重なデータを得た。とくに、水素透過の試験では、熱交換器の伝熱管にカロライズ処理を施すことによって、水素透過量が1/30~1/50に減少すること、積算約1000時間の高温運転、温度変化に対しても安定であることを実証した。本報では、水素ガス二次冷却系の概要について報告する。
菱田 誠; 滝塚 貴和; 小川 益郎; 根小屋 真一; 江森 恒一; 大内 光男; 佐野川 好母
日本原子力学会誌, 22(5), p.326 - 334, 1980/00
被引用回数：2 パーセンタイル：33.85(Nuclear Science & Technology)水素ガス二次冷却系を構成している熱交換器,高温配管などについて伝熱試験や断熱性能試験を行った。試験条件は、水素ガス温度~900C,水素ガス圧力~40kg/cm・G,ヘリウムガス温度~1000C,ヘリウムガス圧力~40kg/cm・Gであり、多目的高温ガス炉の運転条件とほぼ同じ範囲である。得られた試験結果は次のとおりである。 (1)熱交換器の伝熱性能を表す熱通過率や温度効率などの実験値は計算値と良く一致した。また、本報で行った伝熱特性の解析方法もほぼ妥当であると言える。(2)高温機器の耐圧管の温度分布はほぼ一様であり、目立ったホットスポットも発生しなかった。また、内部断熱材の有効熱伝導率は他の実験結果と良く一致していた。すなわち、本装置の内部断熱材の施工方法は良好であったと考えられる。
根本 傳次郎; 川上 弘紀; 小金澤 卓; 佐藤 貢; 宮坂 靖彦
JAERI-M 8137, 113 Pages, 1979/03
研究用原子炉JRR-2は、1975年に炉体の改修を実施した。改修に付随して、故障の多かった制御棒装置を、改良型制御棒装置に全数更新した。主な変更点は、制御棒駆動用のラックピニオン方式をポールねじ方式とし、水平駆動軸を炉頂に移したことである。電磁石、ON-MG検出器、カールコード等の主要な部品は、放射線照射、摩耗、熱サイクル等の試験及び試作試験によって確証を得て製作した。1973年に実機の試作試験を行ない、模擬使用条件下における1,000回以上のスクラム試験を実施し、問題点を摘出し本製作に反映した。1975年11月の改修炉心における臨界試験に成功し、その後の特性試験によって、本装置の性能は、旧制御棒と同等であると確認した。改修後35サイクル、10,000時間以上の運転実績から、十分満足できる結果であり、計画、試作試験をはじめとする各種の試験及び運転結果を整理した本報は、制御棒装置の設計製作の記録として十分な意味をもつものと考える。
大畑 勉; 本郷 昭三*; 鈴木 間左支*
保健物理, 5, p.63 - 68, 1970/00
一般に,有害物により汚染された空気の有害度を評価するために,作業施設内の一定のところに設置されたダスト・モニタにより有害物の空気中濃度測定値が使用されているが,この測定値をもってただちに施設内で各作業者が平均的に呼吸する空気中有害物の濃度であると考えることは,発塵源の位置,作業者の動き,室内空気の流れ,場所による換気状態の差異などの要因とその定置モニタの設置位置や集塵方法などとの関係から考えて,必ずしも妥当でない場合が多く,各作業者の吸入被曝量を適切に評価出来ない場合が多い。
宇賀 丈雄
日本原子力学会誌, 13(4), p.182 - 189, 1970/00
高速実験炉の開発研究の一肩として,1968年富士電機製造(株)こおいて,第2次概念設計に基ずく高速実験炉用制御安全棒の駆動機構が試作され,特性試験が実施された。特性試験の主要項目の1つに安全棒の落下特性試験があり,試験は取扱いの容易さ,経費等の観点から水中試験が選はれた。試験温度は液体Naの使用温度の粘度に相当する水温85に決められた。安全棒チャンネルを通過する流量は中性子吸収体のB
Cの発熱量を80W/ccとして,冷却材の入ロ温度を370とした時,出ロ温度が安全棒周辺の燃料体の平均出口温良に等しい500が得られる25l/minが選ばれた。落下特性試験は耐久試験を合めて400回行われ,その期間中スクラム信号が発せられてから中性子吸収体が有効炉心の600mmを通過するまでの時間が525
560msecであり,試験回数と共に増加の傾向が観察された。このスクラム時間のうち安全棒落下の初期動作を行う電磁石の釈放時間が1025msecであり,残りが落下時間である。
JRR-4管理課
JAERI 1139, 26 Pages, 1967/12
遮蔽研究を主な目的としたJPR-4(熱出力1,000kW,濃縮ウラン,スイミングプール型原子炉)の臨界試験および特性試験を実施した際の、計画・準備・経過を報告した。臨界試験の結果にもとづき、標準炉心の決定と制御板の較正をしたのち、炉心部中性子束分布,質量係数,ボイド係数,温度係数などの特性試験をおこなった。さらに、制御板振動に対する対策検討,サーマルコラムの熱中性子を増加させるための改造を経て、1,000kWおよび2,500kWの出力上昇試験ならびにこれらによる連続運転試験をおこなった。これらの過程で明らかにされた問題点をのべた。
吉富 寛; 西野 翔; 辻 智也; 深見 智代; 高峰 潤; 海野 和重*; 村山 卓; 谷村 嘉彦
no journal, ,
原子力機構放射線標準施設棟(FRS)では、X・線,
線及び中性子の幅広いエネルギー領域に対する校正場を整備・運用してきた。放射線測定の信頼性を実証するうえで必要な放射線測定器の「校正」については、既に多くの校正機関による信頼性の高いサービスが提供されてきたが、エネルギー応答試験などの「試験」については、適切な品質保証体制の下で実施できる機関がなかった。そこで、FRSを利用して、(1)JISや関連する国際規格(ISO)に合致した試験の実施方法の確立、(2)国家標準との計量トレーサビリティを確保し、試験結果の測定不確かさを適切に評価できる手法の確立、(3)試験要員の力量の確保や試験結果の妥当性確認などの品質保証体制の導入、により信頼性高くJIS試験を実施する体制を整備した。これを基に、産業標準化法試験事業者登録制度(JNLA制度)の公的認定機関である製品評価技術基盤機構による審査を経て、放射線測定器に係る4つのJIS(JIS Z 4345, JIS Z 4333, JIS Z 4416及びJIS Z 4341)のエネルギー特性試験に対し、放射線分野では初となるJIS試験所として2022年6月に登録され、試験サービスを開始した。
