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深谷 裕司; 植田 祥平; 山本 智彦; 近澤 佳隆; Yan, X.
Nuclear Technology, 208(2), p.335 - 346, 2022/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原子力廃棄物に関して総量管理の観点から有害度が制限された場合、許容できる原子力発電所の発電容量が制限されることになる。総量管理を達成する代替案として分離・変換による有害度低減を提案する。具体的には、
Sr-
Csを核変換することにより、逆に発電容量を増加することができる。同時に、加速器駆動核変換システム(ADS)による処分シナリオで300年必要とされる冷却期間を50年に低減することが可能である。最後に、このシナリオでは、Li(d,xn)反応中性子源を用いた重陽子加速器による核変換により、エネルギーバランス及びコストの面でも成立することが分かった。
植田 祥平; 猪井 宏幸; 水谷 義隆; 大橋 弘史; 岩月 仁; 坂場 成昭; 沢 和弘
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 4 Pages, 2013/07
核分裂生成物のヨウ素は甲状腺被ばく評価上極めて重要な核種であるが、その複雑な放出・沈着挙動に伴う測定・評価の困難さから、ヨウ素の事故時ソースタームが保守的に評価されていると考えられる。本研究では、実炉のHTTRを用いた原子炉出力急停止並びに一次冷却材喪失試験を通じて、ヨウ素の娘核種である一次冷却材中のキセノン核種を測定する方法でヨウ素の放出挙動を評価することを目的とした試験計画並びに予備解析の結果について述べる。
岡野 靖; 小林 登*; 小川 隆; 大木 繁夫; 永沼 正行; 大久保 努; 水野 朋保; 尾形 孝成*; 植田 伸幸*; 西村 聡*
JAEA-Research 2009-025, 105 Pages, 2009/10
JAEA-Research-2009-025.pdf:10.45MB
ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比較して、重金属密度が高く、そのため中性子スペクトルが硬く、中性子経済が良好であるという特性を持っている。これらの特性を活かした金属燃料炉心の設計を目指し、金属燃料仕様を幅広く検討し、ナトリウムボイド反応度や炉心圧損などの設計条件を柔軟に持たせて、高増殖,コンパクト,低インベントリ,低ボイド反応度などの種々の炉心概念を検討することを目的として、電力中央研究所と日本原子力研究開発機構との共同研究「金属燃料高速炉の炉心燃料設計に関する研究(3)」を平成19年度
平成20年度にかけて実施することとなった。本報では本共同研究の成果として、(1)金属燃料仕様の設計範囲に関する検討,(2)高増殖炉心の設計検討,(3)高速増殖炉サイクル実用化研究で設計された金属燃料炉心の安全性に関する検討について実施した結果を示す。
古澤 孝之; 角田 淳弥; 植田 祥平; 根本 隆弘; 小山 直*; 鎌田 崇
JAERI-Tech 2004-024, 46 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-024.pdf:6.75MB
HTTRの1次ヘリウム循環機は、原子炉冷却材であるヘリウムガスを循環させるための重要な機器であり、1次加圧水冷却器用に3台,中間熱交換器用に1台設置している。このヘリウム循環機の上流側には、ヘリウムガス中の微粒子等がヘリウム循環機の主軸を支持している軸受に混入するのを抑制するためにフィルタを設置している。このフィルタの出入口間の差圧が出力上昇試験中に次第に上昇してきた。ヘリウム循環機のフィルタ差圧の上昇は、原子炉運転に支障をきたす可能性がある。このため、新規にフィルタを製作し、フィルタ交換を行った。また、フィルタ交換の際に、外観確認及びフィルタの付着物を採取しその分析を行った。本報は、フィルタ交換及びフィルタ差圧上昇原因調査についてまとめたものである。
沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 高橋 昌史; 飛田 勉*; 林 君夫; 斎藤 隆; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*
JAERI-Research 2002-012, 39 Pages, 2002/06
JAERI-Research-2002-012.pdf:3.12MB
本報告書は、平成7年度から開始した原研と原燃工との共同研究「連続被覆法により製造した高温工学試験研究炉用燃料の照射健全性実証試験」の結果を示すものである。HTTR初装荷燃料は日本で初めて大量生産を行った高温ガス炉燃料であり、製造過程における品質管理に加え、照射健全性を確認するための照射試験を行った。照射はJMTRの94F-9Aスィープガスキャプセルで実施した。照射試料は初装荷燃料の製造ラインから抜取った。照射開始時の核分裂生成物ガスの放出率から、照射試料には製造時の貫通破損粒子が含まれていないことがわかった。また、HTTRの最高燃焼度3.6%FIMA,最高高速中性子照射量1.5
10
m
,(E
0.18MeV)まで燃料は破損することなく、健全であった。さらに、これらの値の約2倍である燃焼度7.0%FIMA,高速中性子照射量3.110mまで照射を継続したが、著しい追加破損は見られなかった。
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。
関 泰; 田原 隆志*; 青木 功; 植田 脩三; 西尾 敏; 栗原 良一
Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.435 - 441, 2000/09
被引用回数：1 パーセンタイル：12.08(Nuclear Science & Technology)代表的な低放射化材料であるフェライト鋼、バナジウム合金及びSiC/SiC複合材料の組成を調整することにより日本において浅地埋設できる割合を高めることを検討した。その結果、バナジウム合金はN
不純物を、SiC/SiC複合材料はN不純物を減らすことによりほとんど全ての放射性廃棄物を浅地埋設できることが示された。これに対して低放射化フェライト鋼F82Hの場合には、合金成分であるWの割合を減らさないと90%の浅地埋設割合をこれ以上増やすことはできないことがわかった。
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。
栗原 良一; 関 泰; 植田 脩三; 青木 功; 西尾 敏; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; et al.
Journal of Fusion Energy, 16(3), p.225 - 230, 1997/00
被引用回数：3 パーセンタイル：30.34(Nuclear Science & Technology)VDE事象や逃走電子のようなプラズマ異常は、真空容器内冷却管の多数損傷に至る可能性がある。冷却管が損傷すると冷却水が真空容器内で蒸発し、加圧を引き起こす。このような事象を冷却材侵入事象(ICE)と呼ぶ。また、ICE等による真空容器内圧上昇が起因となって、真空境界が破断する真空破断事象(LOVA)が想定される。現在までに実施してきたICE予備試験とLOVA予備試験では、これら事象の基本的メカニズムに着目した実験を行い、基礎データを得て評価コードの開発を行ってきた。総合試験では、ITERの安全審査に備え、これら評価コードの検証を行うとともに、ICEからLOVAに至る現象を総合的に試験する計画である。本論文では、現在、概念設計を進めている総合試験装置の概要及び試験の計画について紹介する。
宮崎 則幸*; 萩原 世也*; 植田 隆*; 宗像 毅*; 早田 邦久
Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology, Vol. J, p.153 - 158, 1991/08
BWRの格納容器頂部は、内圧荷重時に分岐座屈を生じ、健全性を喪失する恐れがある。とくに、シビアアクシデント時には、設計圧を大巾に上回る圧力が格納容器に加わり、格納容器が破損する可能性がある。そのため、有限要素法を用いて、分岐座屈を生じる条件等についての解析を行い、格納容器の安全余裕を明らかにすることを試みた。本解析では、動的荷重が加わった場合について解析を行なったが、静的荷重を与えた場合に比べ、座屈を生じる圧力が1.91MPaから1.037MPaに減少し、動的荷重時には、格納容器の安全余裕が低減することが分かった。
藤村 理人; 宮園 昭八郎; 植田 脩三; 古平 恒夫; 柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 大場 敏弘; 川村 隆一; 松本 正勝; 生田目 宏; et al.
JAERI 1236, 96 Pages, 1974/09
昭和41年にJPDR圧力容器の上藍ステンレス銅クラッド部に発見されたヘア、クラックが、下部本体の高応力部(大に径ノズルコーナ)に発生しているとするとき、構造安全上どのような影響を与えるかが、一つの問題として提起された。このような微細なき裂が高応力部で、繰返し内圧荷重を受けるときの進展挙動については、十分な研究が行なわれていなかった。このため当研究所では、昭和42年より金属材料技術研究所の協力を得て、一連の研究を計画し、昭和47年3月に研究を完了した。本報告書はJPDR圧力容器の第1、第2(1/3スケール)および、第3(1/2スケール)号モデルについて5年間にわたって行なった実験結果とクラッド部についての静物試験、繰返し疲れ試験および治金等的試験結果をまとめたものである。
柴田 大受; 角田 淳弥; 植田 祥平; 大崎 弘貴; 國本 英治; 衛藤 基邦*; 小西 隆志
no journal, ,
原子力機構では、公衆・社会・環境に有害な影響を与えない本質的に安全な高温ガス炉の研究開発を進めている。高温ガス炉の炉内に使用される黒鉛にとって、照射クリープ特性の評価は特に重要な課題であり、微粒等方性黒鉛(IG-110及びIG-430)の照射クリープ特性を評価した。他の黒鉛の照射クリープデータを活用して整備した予測評価式が、IG-110の照射クリープ特性を表すうえで有効であることを明らかにし、またIG-430の照射クリープ特性も表現できる見込みを得た。
植田 祥平; 相原 純; 水谷 義隆; 大橋 弘史; 坂場 成昭; 橘 幸男; 本田 真樹*; 田中 秀樹*; 降旗 昇*
no journal, ,
小型高温ガス炉では、経済性向上及び廃棄物量低減のために燃焼度100GWd/t規模の改良燃料を装荷する。一方、現在のHTTR燃料の燃焼度33GWd/tに対して3倍以上高い燃焼度を達成するには、被覆燃料粒子内部に蓄積するガスによる圧力上昇に伴う破損を防ぐ設計及び製造技術の研究開発、並びに照射試験を通じた健全性の実証が必要である。本報では、改良燃料の設計,製造試験、並びに照射健全性の実証を目的とした照射試験計画を報告する。
梶野 瑞王*; 堅田 元喜; 平木 隆年*; 藍川 昌秀*; 小林 禧樹*; 植田 洋匡*
no journal, ,
1999年7月における六甲山地の森林への主要な大気汚染物質(SO
, NH
, NO
, Cl
及びNa
)の沈着経路を数値的に調べた。霧沈着を考慮し改良版WRFモデル(fog-WRF)と領域大気質モデル2(RAQM2)をシミュレーションに用いた。モデルの再現性能を確かめるために、霧水中の化学物質濃度の測定結果をモデルによる計算結果と比較した。計算期間中、大阪湾から六甲山に向かう南風によって湿潤な空気が流入し、夜間、高度400mを超える山岳の尾根に沿って凝結が起こっていた。シミュレーション結果から、HNO
の高い沈着速度のために窒素の乾性沈着量は大きかったが、全般的に霧沈着が主要なメカニズムであることが示された。
植田 祥平; 相原 純; 水谷 義隆; 大橋 弘史; 坂場 成昭; 橘 幸男; 國富 一彦
no journal, ,
クリーン燃焼高温ガス炉は、不活性母材のイットリウム安定化ジルコニア(YSZ)に固溶させた二酸化プルトニウム(PuO
)を燃料核とする被覆燃料粒子を用いる。PuO-YSZ被覆燃料粒子の製造基盤技術の確立を目的として、ゾルゲル法による燃料核並びに化学蒸着法によるセラミックス多重被覆層の製造に関する研究計画を報告する。
植田 祥平; 水谷 義隆; 坂場 成昭; 降旗 昇*; 本田 真樹*; Asset, S.*; Gizatulin, S.*; Chakrov, P.*
no journal, ,
小型高温ガス炉の開発を国家計画として進めているカザフスタンとの間で、廃棄物量の大幅低減を目指し、燃焼度100GWd/t規模の高燃焼度対応燃料に関するR&Dを進めている。高温ガス炉燃料における燃焼度100GWd/t規模の照射データは、過去に独国や米国などにおいて実績はあるが、商用燃料設備で製造された高品質な燃料データではない。そこでHTTRの運転を通じて確認した、原燃工製被覆燃料粒子の照射データを、カザフスタン核物理研究所(INP)が所有するWWR-K炉を用いて取得する。照射試験は、2012年10月から2014年8月までの予定で、照射温度1050
100
C、照射日数約400EFPDで目標燃焼度100GWd/tを目指している。2013年5月末現在、約26GWd/tに到達した時点において被覆燃料粒子の追加破損はなく、今後も引き続き燃焼度100GWd/tまでの照射を行い、燃料健全性を確認する。
