Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
大泉 昭人; 秋江 拓志
JAEA-Technology 2023-017, 93 Pages, 2023/12
JAEA-Technology-2023-017.pdf:8.45MB
日本原子力研究開発機構ではJMTR (Japan Materials Testing Reactor)の廃止決定後、JMTRの後継となる新たな照射試験炉(JMTR後継炉)の建設可能性の検討が行われ、最終検討結果報告書が文部科学省に2021年3月30日に提出された。この検討は、(1)炉型の選定、(2)炉心案の検討、(3)核的検討、(4)熱的検討の4段階で進め、最後に(5)検討及び評価を行った。本JAEATechnology報告書はこのうち、(3)核的検討の手順と内容をまとめるものである。核的検討の対象となった炉心である標準炉心とコンパクト炉心について、試料照射位置の中性子束が計算され、要求される照射性能を満足した。標準炉心とコンパクト炉心の予備検討炉心について燃料交換1サイクルの連続運転日数が評価され、現行JMTR炉心と同等の日数を確保できた。さらに、これらの炉心について炉心内出力分布、制御棒反応度価値、反応度係数、燃料要素ごとの燃焼度分布、動特性パラメータなどの核特性を評価した。これらの核特性評価結果はJMTR後継炉最終検討報告書において、現行JMTR炉心における核的制限値と比較することによる核的成立性の確認と、熱的に成立させるために必要な炉心の冷却能力評価に使用された。
星野 貴紀; 北垣 徹; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 浩史*; 深澤 哲生*; 小泉 健治
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
In the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F), safe and steady defueling work is requested. Before the defueling in 1F, it is necessary to evaluate fuel debris for properties related to the defueling procedure and technology. It is speculated that uranium and zirconium oxide solid solution is one of the major materials of fuel debris in 1F, according to TMI-2 accident experience and the results of past severe accident studies. In this report, mechanical properties of uranium and zirconium oxide solid solution evaluated in the ZrO
content range from 10% to 65%.
西原 哲夫; 武田 哲明
JAERI-Tech 2005-038, 40 Pages, 2005/07
JAERI-Tech-2005-038.pdf:5.01MB
日本原子力研究所では2025年頃の高温ガス炉水素製造システムの実用化を目指し、高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor, HTTR)を用いて高温ガス炉と水素製造設備の接続技術,水からの水素製造プロセスである熱化学法ISプロセス技術の研究開発を進めている。燃料電池自動車の燃料として大量に水素を供給するシステムは、オフサイト型とオンサイト型に大別される。オフサイト型では水素製造コストのほかに、輸送や充填にかかわるコストも考慮しなければならない。さらに、化石燃料を利用した水素製造システムでは、二酸化炭素の処分にかかわるコストも必要になる。したがって、核熱を用いた水素製造システムの経済性評価には、水素製造コストだけではなく輸送や貯蔵を含めた総合的な水素供給コストを評価する必要がある。そこで、水素貯蔵,輸送及び充填にかかわる国内外のコスト評価結果を調査し、さまざまなオフサイト型システムとオンサイト型システムに対して、水素供給コストを評価した。
高瀬 治彦*; 飛田 健次; 西尾 敏
JAERI-Data/Code 2003-013, 46 Pages, 2003/08
JAERI-Data-Code-2003-013.pdf:1.59MB
核融合炉において燃料供給は重要な課題の一つである。有力な燃料供給法として、水素固体ペレットを高速に加速し高温プラズマに入射する方法がある。核融合炉の設計上、ペレットの寸法,入射サイクル,入射速度を決定する必要がある。そこで、高温プラズマ中のペレット及びペレットから生成された溶発雲の運動方程式と、1次元プラズマ輸送方程式とを組み合わせた燃料供給シミュレーションコードPEPSI(PEllet injection and Plasma behavior SImulation code)を開発し、これらの設計値を定量的に評価できるようにした。PEPSIは溶発雲の運動を記述する二つの有力な物理モデル(Parksモデル,Straussモデル)を組み込み、輸送解析計算と合わせて核融合出力の時間変化を解析できる特徴を持つ。本報告は、PEPSIの解析モデル,数値計算法,フローチャート,変数の一覧、及び使用方法を説明する。
平塚 一; 木津 要; 市毛 尚志; 本田 正男; 岩橋 孝明*; 佐々木 昇*; 宮 直之; 細金 延幸; 小田 泰嗣*; 吉田 和人*
プラズマ・核融合学会誌, 76(11), p.1189 - 1197, 2000/11
JT-60Uでは、高密度プラズマの長時間保持を目的として、直線型加速方式、エクスツルーダー型生成方式を用いた遠心加速方式ペレット入射装置を開発した。この方式は、低温状態での重水素ガスペレット化制御、ペレットが発生するアブレーションガスの対策、射出方向の安定化、衝突対策等が重要である。そのため、ペレット生成中の観察が行えるようにしたうえで、固体燃料供給管等の冷却強化、排気口の設置による発生ガスの排気、遠心加速部分からの飛び出し防止及び飛行過程での衝突破損防止等の工夫・開発を行った。その結果、固い透明な重水素の氷の生成を観察でき、2.1mmの立方体(キュービック)のペレットを的確に切断・装填し、加速・射出することができた。以上により、ペレット射出速度410m/sにおいて、周波数5Hzで7s間、周波数10Hzで3.5s間の連続射出に成功した。本論文は、装置の原理、構造、試験結果等について報告する。
久語 輝彦; 大久保 努; 島田 昭一郎*
JAERI-Research 99-057, p.29 - 0, 1999/09
JAERI-Research-99-057.pdf:1.77MB
将来型軽水炉の一つのオプションとして、既存軽水炉技術を用いて、平均取り出し燃焼度100GWd/tでサイクル長3年の高燃焼度フルMOX PWRの炉心概念の検討を進めている。本報告では、燃料棒の細径化によって減速材対燃料体積比(Vm/Vf)を増加させて、核的及び熱的性能の向上を試みることを目的として、燃料ピン間隔を現行炉心と同様の12.6mmとし、燃料棒を現行の9.5mmから8.3mmに細径化することによりVm/Vfを3.0に増加させた炉心を提案し、炉心核特性を評価し、炉心成立性を確認した。また、燃料棒径を現行と同様とし、かつ燃料ピン間隔を拡張したVm/Vf=2.6の炉心核特性と比較した結果、サイクル長が約9%減少することを除けば、核分裂性プルトニウム富化度を約0.3wt%節約でき、また減速材温度係数に余裕が増加するなど、むしろ良好な炉心特性を持つことが判明した。
山原 武; 西野 泰治; 天野 英俊; 石本 清
IAEA-TECDOC-822, 0, p.43 - 54, 1995/09
IAEA Technical Committee Meeting on Recent Development on Post-Irradiation Examination Techniques for Water Reactor Fuel,17-21 October 1994,Cadaracheにおいて、燃料試験施設の最近の照射後試験技術の開発について発表する。燃料試験施設では、軽水炉高燃焼度燃料の照射後試験に最も力を注いでいるが、燃焼度の伸長とともに従来の試験技術をそのまま適用することが困難となってきた。その例としてパンクチャー試験技術及び脱燃料技術があり、これらの技術開発を行った。また、新たな照射後試験ニーズに応えてペレット熱拡散率測定装置及びペレット融点測定装置の開発を行った。今回はこの4件の技術開発に関して報告する。
平塚 一; 川崎 幸三; 三代 康彦; 吉岡 祐二*; 太田 和也*; 清水 正亜; 近藤 育朗; 小野塚 正紀*; 下村 知義*; 岩本 収市*; et al.
Fusion Engineering and Design, 13, p.417 - 424, 1991/00
被引用回数：4 パーセンタイル：47.81(Nuclear Science & Technology)臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、プラズマに燃料を供給するために4発式ニューマチック方式のペレット入射装置を開発した。4ペレット入射装置の仕様は、ペレットキャリアサイズ
3.0mm
3.0mm2個、4.0mm4.0mm2個で、ペレット射出速度を1,900m/s以上、加速ガス圧力100barと定めた。性能試験の結果、水素ガスにおいて最大ペレット射出速度約2,300m/sを得た。これは、ニューマチック方式のペレット入射装置で従来得られた記録をしのぐものである。また、粒子補給率約60~65%のペレットを安定に生成する生成条件が確立された。本報告では、装置の設計、ペレット入射装置の運転及び性能試験についてまとめた。
of a beam-heated H-mode discharge by electron cyclotron wave in the JFT-2M Tokamak仙石 盛夫; 船橋 昭昌; 長谷川 満*; 星野 克道; 河西 敏; 河上 知秀; 川島 寿人; 的場 徹; 松田 俊明; 松本 宏; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 57(3), p.903 - 908, 1988/00
被引用回数：4 パーセンタイル：47.64(Physics, Multidisciplinary)電子サイクロトロン波(ECW)の共鳴点を、NBI加熱によるHモード放電のプラズマ周辺部に選んで印加することにより、密度、閉込め時間共に改善された。
of an H-mode discharge by electron cyclotron wave in the JFT-2M tokamak仙石 盛夫; 船橋 昭昌; 長谷川 満*; 星野 克道; 河西 敏; 河上 知秀; 川島 寿人; 的場 徹; 松田 俊明; 松本 宏; et al.
JAERI-M 87-086, 14 Pages, 1987/06
JFT-2MのH-モード放電に、低出力の電子サイクロトロン波を共給することにより密度及び閉込め時間共に改善され、n値が40%以上上昇した。
仙石 盛夫
JAERI-M 86-034, 7 Pages, 1986/03
粒子制御の最適化によるエネルギ-閉じ込め時間の改善の方法が提案される。ペレット入射と断続中性粒子入射加熱の組み合わせにより、プラズマ周辺部での粒子補給量を低減でき、エネルギ-閉じ込め時間が改善された。ペレット入射およびダイバ-タ(あるいはポンプリミタ-)による粒子排気を併用することにより エネルギ-閉じ込め時間の改善が期待される。ペレット入射により、より高い中性子発生率とより低いトリチウムインベントリ-が期待できることも示している。
核融合研究開発推進センター
JAERI-M 8622, 124 Pages, 1980/01
INTORプラズマを検討するための不純物制御、燃料補給、灰除去に関するデータベ-スの評価を行った。これらの評価は、不純物の許容レベル、プラズマと第一壁相互作用の実験結果、プラズマへの不純物混入を減らす手段、ダイバーターのある場合の不純物制御と灰除去、ダイバーターのない場合の考察、燃料補給、表面現象に関するデータベースを含むものである。
宮坂 靖彦
JAERI-M 7484, 25 Pages, 1978/01
この資料は、東海研究所にある研究用原子炉JRR-2の改修についてまとめたものである。JRR-2は、サポートリングと重水タンク間の金属パッキン不良による重水漏洩、下段遮蔽プラグの腐食及び制御棒の故障を改善するため、1973年12月炉を停止した。主要改修内容は、サポートリング部での重水漏洩を止める立上りシール溶接、炉心上部遮蔽体の交換及びヘリウム系の改良である。また、制御棒装置及び燃料交換キャスクは改良型の新しいものと交換した。被照射空気系の改良工事は、改修計画の途中で、アルゴン-41放出低減対策として追加lされた。以上の作業は順調に1975年9月まで完了したが、軽水タンクの下につながるスタンド・パイプにおいて軽水漏れが1975年11月11日に起り、その補修約4ヶ月を要した。しかし、改修後の運転実積からみて、改修の質としては満足すべきものであり、その過程をまとめた本報は、炉の改修技術として十分な意味をもつものと考える。
安川 茂
Nuclear Science and Engineering, 35(1), p.1 - 13, 1969/00
抄録なし
安川 茂
Journal of Nuclear Science and Technology, 4(7), p.367 - 371, 1967/00
抄録なし
安川 茂
Journal of Nuclear Science and Technology, 4(7), p.367 - 371, 1967/00
抄録なし
安川 茂
Nuclear Science and Engineering, 24(3), p.239 - 245, 1966/00
被引用回数：7抄録なし
