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論文

Development plan for coupling technology between high temperature gas-cooled reactor HTTR and hydrogen production facility, 1; Overview of the HTTR heat application test plan to establish high safety coupling technology

野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05

JAEA initiated an HTTR heat application test plan to develop for coupling technology between HTGR and hydrogen production facility. The principal objective of this test plan is to establish the high safety coupling technology for coupling a hydrogen production facility to HTGR through the demonstration of a hydrogen production by the proven technology of methane steam reforming method utilizing the HTTR as a high temperature heat source. The other objective is to develop for coupling equipment such as a high temperature isolation valve, a helium gas circulator and a high temperature insulation pipe. This paper describes the overview of an HTTR heat application test plan such as a draft test schedule and test targets for the demonstration of a hydrogen production. This paper also presents basic specifications of an HTTR heat application test facility such as the HTTR modification strategy, overall system configuration and heat and mass balance at rated test operation for the demonstration of a hydrogen production. Furthermore, the operation plan during the normal start-up and shut-down processes is proposed.

論文

Development plan for coupling technology between high temperature gas-cooled reactor HTTR and Hydrogen Production Facility, 2; Development plan for coupling equipment between HTTR and Hydrogen Production Facility

水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; 野口 弘喜; et al.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 6 Pages, 2023/05

High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to extend the use of nuclear heat to a wider spectrum of industrial applications such as hydrogen production, high efficiency power generation, etc., due largely to high temperature heat supply capability as well as inherent safe characteristics. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been contracted by the Agency for Natural Resources and Energy, part of the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI) of Japan, to conduct its Hydrogen Production Demonstration Project Utilizing Very High Temperature. The primary objective of this project is to establish "coupling technology" between HTGR and hydrogen production facility in accordance with "Green Growth Strategy Through Achieving Carbon Neutrality in 2050". From this fiscal year, JAEA initiated a program to produce hydrogen using an HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) to develop coupling technologies between HTGR and hydrogen production facility required for a massive, cost-effective and carbon-free hydrogen production technology. This paper describes the development plan for coupling equipment which is required for an HTTR heat application test as coupling technologies between an HTTR and a hydrogen production facility. The coupling equipment is composed of a high temperature isolation valve to prevent the ingress of the flammable gas and/or the leakage of radioactive materials for nuclear facility, a secondary helium gas circulator to feed a high temperature helium gas, and a high temperature insulation pipe to transport of a high temperature helium gas from an Internal Heat Exchanger (IHX) to a hydrogen production facility. The development plan of coupling equipment contains each target and draft schedule.

論文

Behavior of Sm in the boron cage of Sm-doped $$R$$B$$_{6}$$ ($$R$$ =Yb, La) observed by multiple-wavelength neutron holography

上地 昇一*; 大山 研司*; 福本 陽平*; 金澤 雄輝*; 八方 直久*; 原田 正英; 稲村 泰弘; 及川 健一; 松浦 航*; 伊賀 文俊*; et al.

Physical Review B, 102(5), p.054104_1 - 054104_10, 2020/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:45.15(Materials Science, Multidisciplinary)

We have succeeded in visualizing the local atomic structures around Sm in $$R$$B$$_{6}$$ ($$R$$ =Yb, La), in which a rareearth atom is located in the boron cage, using the newly developed technique for local structure investigations, multiple-wavelength neutron holography in a pulsed neutron facility. From the local atomic structures, we were able to clarify the behavior of Sm in the boron cage. Doped Sm in YbB$$_6$$ fluctuates within the boron cage with a mean displacement of 0.25(4) ${AA}$, while that of Sm in LaB$$_6$$ is approximately 0.15 ${AA}$. The Sm doping causes the fluctuation of the first-nearest-neighbor B with a mean displacement of 0.28 ${AA}$, while its effect on La, Yb, and the rest of the boron atoms is negligible. These are the first observations of the local behavior of doped rare-earth atoms and B in rare-earth borides with boron cages.

論文

Ultra-high temperature tensile properties of ODS steel claddings under severe accident conditions

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 大塚 智史; 井上 利彦; 加藤 章一; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 487, p.229 - 237, 2017/04

 被引用回数:32 パーセンタイル:96.87(Materials Science, Multidisciplinary)

シビアアクシデント時におけるODS鋼被覆管とラッパ管材料の引張特性を調べることを目的に、室温から融点近傍の1400$$^{circ}$$Cまでの引張試験を実施した。900$$sim$$1200$$^{circ}$$Cまでの超高温での引張特性は他の炉心材料と比較し優れた特性を有していたが、それ以上の超高温温度域になると急激な特性低下が認められた。この強度低は、$$gamma$$/$$delta$$変態を伴って、変形メカニズムが伸びの低下を伴う粒界すべりに変化することに起因すると考えられる。一方、12Cr-ODS鋼とFeCrAl-ODS鋼では、1200$$^{circ}$$C以上でも急激な低下は生じず、高い強度を維持していた。本研究成果の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25$$sim$$28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」を含む。

論文

Evaluation on tolerance to failure of ODS ferritic steel claddings at the accident conditions of fast reactors

上羽 智之; 矢野 康英; 大塚 智史; 永沼 正行; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は、高速炉燃料要素用に開発している長寿命被覆管候補材料である。実証炉規模の高速炉で冷却材喪失(LOF)型および過出力(TOP)型の事故を想定した場合のODSフェライト鋼被覆管の破損耐性を累積損傷和(CDF)によって評価し、受動的炉停止システムが動作するまでCDFが破損目安値の1.0を十分に下回るという結果を得た。

論文

Rehearsal and actual measurement of Fugen spent fuel assemblies by integrated PNAR and SINRD under the JAEA-USDOE collaboration program

林 健太; 中村 孝久; 高城 久承; 堀江 薫; 中山 保; 橋本 和彦; 林 省一; 中村 信二; 竹中 茂樹; 石塚 信男; et al.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

新型転換炉ふげんは福井県敦賀市にある重水減速沸騰軽水冷却型原子炉の原型炉である。ふげんは2003年3月に運転を終了し、現在は廃止措置(解体)段階にあるが、その使用済燃料貯蔵プールにはMOX及びUO$$_{2}$$の使用済燃料が存在する。ふげんは原型炉であることから、使用済燃料貯蔵プールでの燃料取扱には柔軟性があり、使用済燃料にかかわる各種の測定試験を行うことができる。そのような特徴を活かして、JAEAとU.S.DOE(LANL)は、統合PNAR・SINRD装置によるPu量の非破壊測定試験を2013年6月末より実施する。本発表では、JAEA/USDOE共同研究PAS24において、ふげんで実施したPu-NDA装置(統合PNAR+SINRD)によるふげん使用済燃料の実測定及び、事前に実施したリハーサルの試験結果等について報告する。

論文

核燃料物質輸送状況監視システムの高度化

内田 伸一; 湯浅 亙; 林 昭彦; 井野瀬 晶一; 大内 祐一朗; 浅川 健一*; 打越 祐太*

核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 7 Pages, 2011/11

原子力機構は、安全かつ適正な核燃料物質輸送を実施するため、輸送状況をリアルタイムで監視する核燃料物質輸送状況監視システム(TMS)を開発した。TMSは、おもに輸送隊の位置情報を把握する位置情報監視システムと輸送隊の周辺状況を監視する画像情報監視システムにより構成されており、輸送実施状況をリアルタイムに遠隔地である輸送実施本部へ伝えることを可能にしたシステムである。原子力機構は、TMSを平成17年からMOX燃料の陸上輸送に適用し、これまでの運用経験に基づき画像の安定化等の改善を図るとともに、自動通信維持コントロール機能を付加する等のシステムの高度化に向けた取組を実施した。TMSは、万一の輸送事故時における事故現場の詳細な画像情報を送信することも可能であり、輸送実施本部における的確な事故対応計画立案にも有効なシステムである。本報告書では、高度化したTMSの概要,有効性等を紹介するものである。

論文

Upgrade of the transport monitoring system of nuclear materials

湯浅 亙; 内田 伸一; 林 昭彦; 井野瀬 晶一; 大内 祐一朗

Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 6 Pages, 2011/07

日本原子力研究開発機構(JAEA)は、防護区分Iに相当する核物質輸送に適用可能な輸送隊の位置等をリアルタイムで監視する輸送監視システム(TMS)を開発した。本システムは、2005年(平成17年)からMOX燃料の陸上輸送に適用されている。JAEAは、これまでの運用経験から得られた幾つかの課題を解決するとともに、さらなる機能向上を目指して、次に示すような高度化を実施した。この高度化した輸送監視システムは、万一の輸送中の事故発生の際には、事故現場の詳細な画像情報を送信することも可能であり、輸送実施本部における的確な事故対応計画立案にも有効なシステムである。本稿では、輸送監視システムの特徴及び運用経験により得られた成果を紹介するものである。

口頭

事故時燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼被覆管の研究開発,4; 事故時破損限界評価

矢野 康英; 井上 利彦; 大塚 智史; 古川 智弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 木村 晃彦*; 鳥丸 忠彦*; 林 重成*; 鵜飼 重治*

no journal, , 

事故時高温条件におけるODSフェライト鋼燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉及び軽水炉の安全性を確保する上で極めて重要である。そのため、事故時を想定した超高温でのリング引張試験技術を確立し、原子力機構で作製した9Cr-ODS鋼被覆管の超高温における引張特性データを取得した。なお、本研究の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25-26年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」の成果である。

口頭

事故時燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼被覆管の研究開発,3; 高温強度特性

加藤 章一; 古川 智弘; 大塚 智史; 矢野 康英; 井上 利彦; 皆藤 威二; 木村 晃彦*; 鳥丸 忠彦*; 林 重成*; 鵜飼 重治*

no journal, , 

事故時高温条件におけるODSフェライト鋼被覆管の破損限界評価に向け、同鋼の高温強度特性評価試験を実施している。本報告では、本事業で進めている高温強度特性評価に関わる計画とその進捗状況、ならびに、被覆管用に整備した1000$$^{circ}$$C級のクリープ試験装置に係る技術開発成果について報告する。

口頭

事故時燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼被覆管の研究開発,2-1; 事故時破損限界評価

矢野 康英; 加藤 章一; 大塚 智史; 井上 利彦; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 古川 智弘; 皆藤 威二; 木村 晃彦*; 鳥丸 忠彦*; et al.

no journal, , 

事故時高温条件におけるODSフェライト鋼燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉及び軽水炉の安全性を確保する上で極めて重要である。そのため、本公募で作製したAl含有高Cr-ODS鋼被覆管及び既存の高速炉用ODS鋼について、超高温における引張及びクリープ特性データ等を取得した。ここでは、超高温の各種強度試験結果について報告する。

口頭

High temperature creep properties of ODS steel cladding for evaluating severe accident

加藤 章一; 古川 智弘; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 岡 弘; 井上 利彦; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.

no journal, , 

酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は、高温強度特性及び耐照射スエリング特性の両者に優れていることから、次期Na高速炉の長寿命燃料被覆管材料として期待されている。また、Na高速炉の設計拡張事象(DEC)として、過酷事故の予防や緩和を含んだ過酷プラント状況の制御が挙げられる。この安全評価を実施するためには、ODS鋼燃料被覆管に関する超高温での機械的特性評価が重要である。本研究では、9Cr-ODS, 12Cr-ODS及びFeCrAl-ODS鋼を対象に、650$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$Cの温度範囲で最長60000hのクリープ試験を実施し、クリープ強度特性を評価した

口頭

事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発,3-5; 既存ODS鋼被覆管の高速炉事故時破損限界評価

上羽 智之; 矢野 康英; 大塚 智史; 永沼 正行; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.

no journal, , 

事故時高温条件における燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉の安全性を確保する上で極めて重要である。そのため、高速炉用9/12Cr-ODS鋼被覆管の1000$$^{circ}$$Cまでの高温クリープ特性データを基に策定した破損寿命評価式を適用し、高速炉の事故時の被覆管の耐破損性を評価した。

口頭

事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発,3-3; FeCr及びFeCrAl-ODS鋼被覆管の破損寿命評価式の策定

矢野 康英; 加藤 章一; 大塚 智史; 上羽 智之; 関尾 佳弘; 井上 利彦; 古川 智弘; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.

no journal, , 

既存高速炉用9/12Cr-ODS鋼に加えて、軽水炉に適用するためにAlを添加し耐水蒸気酸化性を向上させたFeCrAl-ODS鋼について、各種の高温強度試験を実施し、破損寿命評価式を策定した。具体的な試験項目として、超高温クリープ/引張試験と急速加熱バースト試験を実施した。各種試験結果を踏まえ、損傷メカニズムの観点から、クリープ結果から破損寿命評価式を策定し、累積損傷和(CDF)から式の妥当性を確認した。なお、本研究の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託事業として、北海道大学が実施した平成25-28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」の成果である。

口頭

事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発,3-2; FeCr及びFeCrAl-ODS鋼被覆管の高温強度特性

加藤 章一; 古川 智弘; 大塚 智史; 矢野 康英; 井上 利彦; 皆藤 威二; 木村 晃彦*; 鳥丸 忠彦*; 林 重成*; 鵜飼 重治*

no journal, , 

事故時高温条件における燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉および軽水炉の安全性を確保する上で極めて重要である。本報では、高速炉用9/12Cr-ODS鋼および軽水炉用FeCrAl-ODS鋼被覆管の高温強度特性について述べる。

口頭

令和元年度原子力関連業務従事者研修(専門研修)「廃止措置専門講座」

林 省一; 松嶌 聡; 川越 慎司; 副島 吾郎; 粟谷 悠人; 磯見 和彦

no journal, , 

原子力施設等の廃止措置や保守点検工事等への参入及び技術力向上を希望する県内企業を対象に、廃止措置業務に係る実践的な知識や技能を習得することを目的に、若狭湾エネルギー研究センターが主催する令和元年度原子力関連業務従事者研修(専門研修)「廃止措置専門講座」において、「ふげん」の廃止措置概要、解体工事概要、技術開発状況等に関する講義を行う。

口頭

超高温を利用した水素大量製造技術の開発,1-3; HTTRを活用した高温ガス炉と水素製造施設の接続試験計画

野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.

no journal, , 

高温ガス炉と水素製造施設の高い安全性を実現する接続技術の確立を目的に、世界最高温度(950$$^{circ}$$C)を記録したHTTRと商用技術が確立されている天然ガス水蒸気改質法による水素製造施設を接続するHTTR-熱利用試験を計画している。本稿では、HTTR-熱利用試験の全体計画、HTTR-熱利用試験プラントの基本仕様として、HTTR改造範囲及び水素製造施設の設備構成を含めた全体系統構成、定格運転時における全体熱物質収支を報告する。

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