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Gupta, S.*; Herranz, L. E.*; Lebel, L. S.*; Sonnenkalb, M.*; Pellegrini, M.*; Marchetto, C.*; 丸山 結; Dehbi, A.*; Suckow, D.*; K
rkel, T.*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
Pool scrubbing is a major topic in water cooled nuclear reactor technology as it is one of the means for mitigating the source-term to the environment during a severe accident. Pool scrubbing phenomena include coupled interactions between bubble hydrodynamics, aerosols and gaseous radionuclides retention mechanisms under a broad range of thermal-hydraulic conditions as per accident scenarios. Modeling pool scrubbing in some relevant accident scenarios has shown to be affected by substantial uncertainties. In this context, IPRESCA (Integration of Pool scrubbing Research to Enhance Source-term CAlculations) project aims to promote a better integration of international research activities related to pool scrubbing by providing support in experimental research to broaden the current knowledge and database, and by supporting analytical research to facilitate systematic validation and model enhancement of the existing pool scrubbing codes. The project consortium includes more than 30 organisations from 15 countries involving research institutes, universities, TSOs, and industry. For IPRESCA activities, partners join the project with in-kind contributions. IPRESCA operates under NUGENIA Technical Area 2/SARNET (Severe Accident) - Sub Technical Area 2.4 (Source-term). The present paper provides an introduction and overview of the IPRESCA project, including its objectives, organizational structure and the main outcomes of completed activities. Furthermore, key activities currently ongoing or planned in the project framework are also discussed.
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。
西原 哲夫; Yan, X.; 橘 幸男; 柴田 大受; 大橋 弘史; 久保 真治; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 後藤 実; 植田 祥平; et al.
JAEA-Technology 2018-004, 182 Pages, 2018/07
JAEA-Technology-2018-004.pdf:18.14MB
日本における高温ガス炉の研究開発は1960年代後半に開始した。原子力機構は国内メーカーと協力して、システム設計, 燃料, 黒鉛, 金属材料, 原子炉技術, 高温機器, 燃料・黒鉛の照射試験、高温熱利用技術等の研究開発を実施してきた。1990年に日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉HTTRの建設を開始し、1998年に初臨界に達し、その後、様々な試験運転を行い、日本の高温ガス炉技術を確立するとともに、高温ガス炉が有する固有の安全性を実証してきた。本報告書では、高温ガス炉システムの設計例、日本が有する世界最高の高温ガス炉技術及びHTTRの建設、運転保守を通じて得られた知見、熱利用技術について紹介する。
藤井 保彦
原子力eye, 51(9), p.18 - 19, 2005/09
建設中のJ-PARCから発生する大強度中性子ビームを利用して期待される基礎研究から産業利用までの主要な研究分野と、それらの波及効果を概観する。
藤井 保彦
放射線と産業, (107), p.2 - 3, 2005/09
中性子産業利用特集号の巻頭言として、我が国の中性子線源と利用の発展の歴史を紹介し、稼働中のJRR-3及び建設中のJ-PARCの産業利用への期待を述べる。
塩沢 周策; 小森 芳廣; 小川 益郎
日本原子力学会誌, 47(5), p.342 - 349, 2005/05
原研では、高温の熱利用による原子力エネルギーの利用拡大を目的として、高温工学試験研究炉を建設し、高効率発電,水素製造等の熱利用を目指した高温ガス炉システムに関する研究開発を進めている。本記事では、HTTRプロジェクトの研究開発を中心に、その経緯,これまでの主要な成果,現状,国際的な動向及び高温ガス炉水素製造システムに関する将来計画等を紹介する。なお、本解説記事は、文部科学省の革新的原子力システム技術開発公募事業「高温ガス炉固有の安全性の定量的実証」に関する技術開発の一環として実施された成果、並びに、文部科学省から原研が受託して実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」により得られた成果の一部である。
中野 正弘; 有金 賢次; 大川 浩; 鈴木 武; 岸本 克己; 照沼 章弘; 矢野 政昭; 桜庭 直敏; 大場 永光
JAERI-Tech 2003-072, 92 Pages, 2003/08
JAERI-Tech-2003-072.pdf:6.99MB
JRR-2の解体計画及び第3段階前半までの解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等についてまとめた。JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止し、平成9年5月原子炉の解体届を提出した。解体工事は、平成9年度から平成19年度までの11年間を4段階に分けて実施し、第4段階で原子体を一括撤去した後残存する原子炉建屋等を有効利用する計画で、平成9年8月工事を開始した。第1段階の原子炉の機能停止措置等は平成10年3月に、第2段階の原子炉冷却系統施設の系統隔離及び原子炉本体の密閉等は平成12年2月に、第3段階前半のトリチウム等の除染試験等は平成14年3月にそれぞれ計画どおり終了した。現在、平成15年度末終了の計画で、第3段階後半の原子炉冷却系統施設等の撤去工事を実施している。
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。
馬場 治
Sci. Technol. Jpn., 15(58), p.7 - 9, 1996/00
高温ガス炉は、燃料の被覆にセラミックスを、冷却材にヘリウムガスを用いることにより、1000
C程度のエネルギーを取り出すことができる固有の安全性が極めて高い原子炉である。原研では高温ガス炉技術基盤の確立、高度化及び高温化学に関する先端的基礎研究を進めるために、原子炉出口温度950Cの試験研究用高温ガス炉「HTTR」を建設している。HTTR完成の暁には、「高温ガス炉の安全性研究」、「高温核熱利用研究」、「高温工学に関する先端的基礎研究」を進めながら、高温ガス炉の運転・保守・管理技術を修得・蓄積していく。
斎藤 伸三
電気評論, 0(2), p.57 - 63, 1994/02
平成5年には、安全性研究では地震リスク評価手法の完成、NSRRによる照射済燃料実験及び放射性廃棄物処理処分研究等の進展、原子炉廃止措置では生体遮蔽コンクリ-トの制御爆破方式による解体、核融合研究では臨界プラズマ実験装置JT-60による世界最高の核融合積125兆個・億度・秒/cm
の達成、放射線利用では電子線による排煙処理で実プラントにおいて所期の性能達成等があった。これらのほか、燃料サイクル安全工学研究施設、高温工学試験研究炉、大型放射光施設等の建設の進展、原子力船「むつ」の解役に伴う燃料の取出し、Pu消滅用新型燃料の開発、多方面に及ぶロシア支援や先端基礎研究センターの発足などがトピックスとして挙げられる。
鈴土 知明; 林 光二
Proc. of a Symp. on Nuclear Reactor Surveillance and Diagnostics,Vol. 1, 12 Pages, 1991/00
簡単な非線形微分方程式からカオスと呼ばれている複雑な解が得られることが知られている。原子炉の非線形性によってもたらされた複雑な挙動がカオス的挙動に帰結することができ、原子炉動特性および原子炉制御についてある種のヒントが得られるかもしれない。改良前のNSRRの雑音信号から2つのカオスの重要な特徴量、フラクタル次元および最大リアプノフ指数が評価された。解析の結果、当原子炉で観測された出力振動はカオス的である可能性が高いことがわかった。またこれらの2つの特徴量の、実際の原子炉の監視および異常診断への応用方法について独自の提案をし、従来の方法との比較を行った。その結果、新しい方法は原子炉の状態のより広い範囲にわたって利用可能であることがわかった。
佐藤 章一
日本原子力学会誌, 27(5), p.403 - 410, 1985/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)原子力、特に高温ガス炉の熱エネルギーを化学的に利用して、化石燃料資源の節減あるいは代替に役立てる研究開発が行われてきた。このようなプロセス熱利用高温ガス炉と、炭化水素の改質および熱化学法による水素製造を中心とする、炉熱利用プロセスの研究開発の現状を紹介し、今後の課題を考察した。
石川 寛; 青地 哲男; 原 昌雄
日本原子力学会誌, 25(12), p.971 - 978, 1983/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.48(Nuclear Science & Technology)これまで ほとんどの発電に向けられて来た原子力を、わが国のエネルギー需要の60~70%を占める非電力の分野にも導入しようとして、いま日本原子力研究所では多目的高温ガス炉の開発が進められている。そこで海外における高温ガス炉開発の経緯や動向をも含めて、その特徴、必要性、研究開発の状況ならびに熱利用系の考え方についてまとめた。
古川 和男
日本金属学会報, 16(10), p.675 - 680, 1977/10
溶融塩技術の一般的特色と共に、核化学反応工学における溶融塩利用の独自な役割りの万能性を指摘した。具体的な応用としては、溶融塩増殖炉、非増殖転換炉、Pu消滅処理炉、トリチウム生産炉、核融合炉ブランケット、アクチノイド消滅炉などの構想を示した。最後に、開発促進上必要な技術的問題点を4項目に分けて解説した。
阿部 雄太; 荒 邦章
no journal, ,
液体金属への超音波音圧の放射および受圧において異媒質界面における音響結合に係わる懸念の指摘がある。ナトリウム試験装置に設置した超音波センサを用いてナトリウム接液後の透過音圧の時間変化を調べた。
