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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。
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。
北島 敏雄; 阿部 新一; 高橋 澄; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 岡田 祐次; 小宅 希育*
UTNL-R-0404, p.6_1 - 6_9, 2001/00
研究の進展に伴い、近年のキャプセル照射試験では照射環境の重要性が注目されている。中でも、試料の温度は照射損傷評価上重要な因子であることから、原子炉運転中常に一定温度を保つ試験や試料温度をサイクリックに変化させる試験が増加し、温度制御精度の向上も求められている。しかし、従来の装置でこのような試験を行うには手動操作に頼らざるを得ず、対応困難な状況であった。JMTRでは、これらの照射要求に答えるべく平成11年度から新たなキャプセル温度制御装置の開発を進めてきた。本装置は、JMTR第135サイクルに実施した性能試験で所定の性能が発揮できることを確認した後、JMTR第136サイクルから実用運転を開始した。本発表は、新たに製作したキャプセル照射温度自動制御装置の概要と性能試験の結果等について報告するものである。
藤木 和男
日本原子力学会誌, 41(9), p.933 - 934, 1999/09
本シンポジウムは研究炉及びその利用研究に携わるアジア諸国の原子力研究者・技術者の情報交換を目的として、1986年に立教大学で第1回が開催されて以降、アジア各国機関の持ち回りでほぼ3年ごとに開催されている。今回(第6回)は1999年3月29日から31日まで、水戸市の三の丸ホテルで開催した。参加者は計183人(国外33人、国内150人)、国・機関別では中国、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、日本及びIAEAであった。発表論文は58件(内、論文のみ1件)分野別では; 各国の研究炉・試験炉の現状・計画(12)、運転経験(6)、炉の改造・設備・燃料等(7)、照射研究・照射技術の応用(9)、照射設備(8)、炉特性・計測技術(9)、中性子ビーム利用(7)であった。会議の最後に「試験・研究炉利用の新しい動向」についてのパネル討論を行い国内外7人のパネリストによる報告とフロアからも多数の意見が述べられた。(本投稿は会議内容の原子力学会誌への紹介である)
田畑 俊夫; 小向 文作; 長尾 美春; 島川 聡司; 小池 須美男; 武田 卓士; 藤木 和男
JAERI-Tech 99-021, 68 Pages, 1999/03
JMTRでは1994年の第111サイクルから、1炉心あたり濃縮度約20%のLEU燃料(標準燃料要素20体、燃料フォロワ5体)と濃縮度45%のMEU燃料(標準燃料要素2体)を装荷した混合炉心で運転を行っている。保有する未使用のMEU燃料の有効利用と早期使用を促進するため、1炉心あたりのMEU燃料の装荷数を増加させる検討を行った。その結果、1炉心あたりのMEU燃料の装荷数を現在の2体から6体に増量することにより、炉心の核特性を大幅に変更することなく、かつ、MEU燃料の有効利用を進めることが可能であることがわかった。これに基づき、MEU燃料を6体装荷した炉心の安全解析を行い、現行の設置許可に述べられた安全性に関する設計方針及び安全評価の判断基準を満たすことを確認した。
研究炉部; 材料試験炉部
JAERI-Conf 98-007, 197 Pages, 1998/03
平成9年9月29日、30日の2日間にわたって、研究炉部・材料試験炉部共催により、水戸市の三の丸ホテルにて、「第1回研究炉・試験炉利用成果発表会」を開催した。本発表会の目的は、「研究炉と材料試験炉の原子力を含む科学技術の発展への貢献を広く世の中に知らせるとともに、今後の研究炉・試験炉の利用の推進、拡大を図る」である。両日を通じて、広範囲の利用分野における16件の発表講演があった。また、研究炉・試験炉の現状についての紹介、元読売新聞論説委員中村政雄氏による「JRR-2と医療照射」と題する特別講演に加えて、最後に「研究炉・試験炉が果たす科学技術への役割」というタイトルで総合討論が行われた。本報文集は、本発表会における16件の発表講演内容と総会討論等について収録したものである。
Hunter
PNC TN9410 98-015, 81 Pages, 1998/02
本研究は、CEAから提供されたSuper-Phenixの起動試験炉心ベンチマークデータを動燃が解析した成果であり、動燃-CEA共同研究の一環として実施されたものである。動燃によるSuper-Phenixの解析結果を、CEAの解析結果及び実験測定値と比較したところ、CEAのC/E(解析/実験)値が系統的な径方向依存性を示すのに対して、動燃のC/E値はその30
40%しかなく非常に小さいことが判明した。CEAが原因を検討した結果、両者のC/E値径方向依存性の違いの主たる要因は、使用した核データセット(JENDL-3.2CARNAVAL-IIII)にあると結論された。本検討の最終段階として、動燃はこの2種の核データセットの違い詳細に検討するために、感度解析を実施した。中性子束分布計算で用いた解析コードは2次元RZまたは3次元Hex-モデルのCITATIONとMOSESコードである。JENDL-3.2CARNAVAL-IIIIの違いに対する感度解析は、SAGEPコードを用いて行われた。ここでは、両者のエネルギー構造を統一するための縮約操作を施す必要があり、また、両者の核断面積の定義には幾つか食い違いがあることが分かった。感度解析の結果、JENDL-3.2とCARNAVAL-IIIIのC/E値径方向依存性の違いの原因は、少数の核種による寄与であることが判明した。両者の核データの比較結果は以下のとおりである。核分裂当たりの中性子発生数
の違いは小さい(
5%)。低エネルギーでの核分裂断面積差は大きい(30%、代表値10%)。下方散乱断面積は相対差としては大きい違いがあるが、絶対値の差は自群散乱と比較すれば無視できる。自群散乱の相対差は75%程度まであり、一般には20%以下である。捕獲断面積の違いは非常に大きく、30200%まで見られた。
宮坂 靖彦
デコミッショニング技報, 0(14), p.24 - 33, 1996/08
動力試験炉(JPDR)解体プロジェクトは、1996年3月、成功裏に完遂した。このプロジェクトは、原子力委員会の「原子力開発利用長期計画」に基づき、1981年から実施した。第1期計画では、放射能インベントリー評価、遠隔解体技術など、重要項目の技術開発を行った。第2期では、その開発した技術を安全に実証することを目的に、JPDR解体実地試験として行った。このプロジェクトを通じて、各種の技術の知見やデータが得られた。特に、開発した遠隔解体技術、解体廃棄物管理、サイト無制限開放の手順は、将来の商業用発電炉のデコミッショニングにとって有益な経験である。この報告は、JPDR解体プロジェクトの概要と成果を特に遠隔解体技術、解体廃棄物対策に、配慮して紹介したものである。
神田 啓治*; 中込 良広*; 一色 正彦; 馬場 治; 鶴田 晴通
1996 Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR), 0, 8 Pages, 1996/00
原研のJRR-2、JRR-3M、JRR-4及びJMTRそして京都大学原子炉実験所のKURを中心に、我が国研究炉の燃料濃縮度低減化(RERTR)計画の現状と今後の計画、関連R&Dの成果等について紹介している。
土田 昇; 大岡 紀一; 近藤 育朗; 新保 利定
ASRR-V: Proc., 5th Asian Symp. on Research Reactors, 1, p.123 - 130, 1996/00
JMTRは、熱出力50MWで国内最高の中性子束の材料試験炉であり、動力炉の開発、RI生産、基礎研究のための照射試験を目的として設計、建設された。1968年の初臨界以来28年間、軽水炉、高温ガス炉、新型転換炉、高速炉の開発等に貢献してきた。現在、JMTRは照射設備として、キャプセル照射設備、水力ラビット照射設備、シュラウド照射設備を備え、幅広い照射ニーズに対応している。今後の利用動向としては、軽水炉の高経年劣化対応の照射試験、核融合炉ブランケット材の照射試験が望まれている。それに対応して、JMTRでは、再照射技術、きめ細い照射環境の制御、その場計測技術等の照射技術の高度化を進めている。
材料試験炉部作業グループ
JAERI-Research 95-026, 54 Pages, 1995/03
JAERI-Research-95-026.pdf:2.47MB
材料試験炉部では、設備の劣化傾向を評価するシステムを構築した。このメンテナンス・エンジニアリング・システムは、JMTRの初臨界以来の点検整備、検査、故障及び補修のデータをデータベース化し、施設・装置・機器・部品の劣化傾向、補修計画及び更新時期の評価、検討を可能にする。データベースの利用目的は、JMTRの効率的な保守の実行及び不具合施設・装置・機器の保守の判断に寄与することである。このシステムは、(1)誰でもワープロ感覚で簡単に操作、(2)対話型でデータを入力、(3)データシートを淡く色付けした認識しやすい配置、(4)汎用パソコンの使用、等の特徴がある。調査票の作成及びパソコン入力レイアウトの決定を行い、データを入力し、入力したデータによりシステムは所期の目的を達成することが確認された。
宮坂 靖彦
エネルギーレビュー, 15(9), p.11 - 15, 1995/00
日本原子力研究所の動力試験炉(JPDR)の解体は、科学技術庁からの委託により、昭和61年から解体実地試験として始められ、解体撤去に関する知見やデータを取得しながら順調に進められている。これまでに、原子炉やタービンの撤去が終了し、平成7年6月現在、原子炉格納容器を撤去中であり、タービン建家等の撤去後、跡地を整地し、平成8年3月までにすべてを終了する予定である。本報では、JPDRの概要、原子炉解体技術開発の要点、解体工事の方法・経過、解体廃棄物の管理及びその成果を紹介する。原子炉解体については、これまでの技術開発、JPDR解体実地試験及び諸外国の原子炉解体実績等から、現状の技術及び改良で十分に対処できる見通しが得られた。
中桐 俊男; 石川 浩康; 大野 修司; 小沢 隆之; 加藤 一憲*; 小山 真一; 下山 一仁
PNC TN9510 94-001, 246 Pages, 1994/05
安全工学部プラント安全工学室では、高速増殖炉のソースターム研究を、一部燃料材料開発部照射燃料試験室の協力を得つつ実施しているが、本研究を今後さらに効率的かつ有効に進めていくための有益な情報を得ることを目的として、昭和63年に日本原子力発電(株)殿が米国DOEに委託したTREAT炉を用いたソースターム炉内試験計画の検討に係わる英文報告書"「燃料破損時のFP炉内移行挙動の研究(その2)」-PLANING STUDY OF IN-PILE LOOP TESTS FOR THE EVALUATION OF FISSION PRODUCT TRANSPORT-"を入手し(動燃報告書登録番号:PNC ZR1471 93-001)、関係者で和訳して、その内容を調査した。本報告書で得られた情報は、将来実施予定の以下の試験研究に反映する予定である。(1)炉内ソースタームを支配する、FP・燃料蒸気泡のナトリウム中減衰挙動の解明に重点をおいた炉内ソースターム挙動総合模擬試験に於ける事故事象の模擬方法や測定手法等。(2)現在大洗安全工学部が中心になって検討中の安全性試験炉計画(SERAPH計画)に於けるソースターム炉内試験の方法論や、試験体の考え方等。
斎藤 実; 山本 克宗
日本原子力学会誌, 36(4), p.321 - 322, 1994/00
標記国際会議は、原研主催により1993年10月4日~7日に大洗町で開催された。本報は、この会議における6つのセッション(各国の低濃縮化計画、燃料の開発及び製造、燃料の試験及び評価、炉心転換の研究及び安全評価、燃料サイクル、研究・試験炉の利用、その他)での発表及びパネル討論の概要をまとめ、日本原子力学会誌の「国際会議の窓」欄に報告するものである。
大坪 章; 羽賀 一男; 片岡 一
PNC TN9000 93-007, 68 Pages, 1993/10
昭和63年7月にフロンティア新原子動力研究グループが設立されてから、FBR開発の新たな展開を求めて活動を行っている。現在までの活動結果に基づいて検討を行った結果、技術的実現性及び社会的要求から可搬型高速炉の開発が、動燃の将来計画として好ましいという結論に達した。この可搬型炉は深海及び宇宙用に用いるものである。本報告書では、この可搬型高速炉の開発スケジュールを立てるとともに、開発項目及び内容について検討を行った。本開発スケジュールでは、現在より約15年後に10-40kWeのNaK冷却の地上試験炉を建設することを中心にしている。この試験炉はまず深海炉研究を行った後に、一部システムの改造を行い宇宙炉研究をおこなうためのものである。この開発スケジュールに基づき、現時点から地上試験炉を建設して深海炉研究を終了するまでの今後約20年間の、予算及び人員計画を立てた。この間必要な予算は総額約150億円、必要な技術者は約20名ということになった。このような可搬型高速炉の開発研究のためには、窒化物燃料、無人運転、高温材料等の技術開発を行うことになるが、これらの技術開発は動燃が行っているFBR実用化路線を大いに促進するものである。
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。
高橋 秀武; 市橋 芳徳; 星 三千男; 舩橋 達; 鶴野 晃; 古平 恒夫
エネルギーレビュー, 11(10), p.4 - 30, 1991/09
原研における研究炉を利用した研究の現状を概説した。第1章では、原研研究炉の利用の概要を述べ、第2章においては主にJMTRを利用した燃料・材料試験について紹介した。第3章では、中性子照射による核変化の利用と題し、放射化分析とRI生産について記している。第4章においては、物質の構造を探る中性子利用として中性子散乱及びラジオグラフィーに関して紹介し、第5章では、研究炉利用の将来を展望している。
五十嵐 寛; 高橋 武士
PNC TN8410 91-158, 19 Pages, 1991/04
高レベル廃液ガラス固化技術開発の一環として核分裂生成物中の白金族元素に対応したガラス溶融炉を開発するため、白金族元素挙動に及ぼす炉底勾配の影響を評価した。試験溶融炉は、溶融表面積が実規模の約十分の一で、炉底の勾配が30度および45度の2種類である。ガラス原料には白金族元素を含有するガラスカレットを使用した。30度炉底勾配試験溶融炉の運転では白金族元素の影響が観察されたが、45度炉底勾配試験炉では、白金族元素の影響は認められなかった。白金族元素抜き出し率は、30度炉底勾配試験で約30%であるのに対し、45度炉底勾配試験では約80%であった。試験終了後に炉内残留物の観察を行ったところ、30度の斜面上に最大約40mmの厚さの堆積物が認められたが、45度の斜面には炉底付近で20mm前後の堆積物が残っている程度であった。試験結果から、45度炉底勾配は白金族元素の抜き出しに有効であるとともに、その炉構造は炉底における若干量の白金族元素の堆積に対しても、有効であると判断された。
石塚 悦男; 河村 弘; 須貝 宏行; 棚瀬 正和; 中田 宏勝
JAERI-M 90-013, 37 Pages, 1990/02
ベリリウムは以前から各種研究炉において中性子反射材等として利用されてきたが、最近では核融合実験装置の中性子増倍材へも利用されようとしている。そこで、中性子照射によってヘリウムとトリチウムが同時に生成した原子力級ホットプレスベリリウムを用いてトリチウムの反跳放出及び拡散挙動を明らかにするための実験を行った。
市橋 芳徳; 平田 実穂
Multipurpose Research Reactors, p.331 - 338, 1988/00
材料試験炉(JMTR)、照射設備および照射後試験設備の概略を紹介して、国際協力の一環として科技庁の海外(近隣諸国)科学者交流計画で材料試験炉部が受け入れた実績などを併せて紹介する。
