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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.
日高 昭秀; 横山 裕也
Proceedings of Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia 2017 (AWC 2017) (USB Flash Drive), p.29 - 42, 2017/09
福島第一原子力発電所事故後期に東海村で測定された空気中のCsの性状が3月30日にガス状から粒子状に変わったことに関し、B
C制御材を用いたPhebus FPT3実験やWSPEEDIコードによるソースターム逆算の結果を参照して、CsOHがBC起源のH
BOと反応して生成するCsBO
が再蒸発したことが原因であること、また、CsBOは環境中に放出後、逆反応を起こし、HBOが水に溶けたことがBの測定を難しくしているとの仮説を提案した。本仮説に基づく計算は、3月20日以降の炉心冷却注水量の最適化に伴う温度上昇時の環境中への放出量増大と合わせ、放出挙動を的確に再現できたが、推論の実証が重要である。今後は、様々な測定データを詳細に分析し、Bの存在を確認することが重要と考える。
佐藤 昌之*; 村岡 浩治*; 穂積 弘毅*; 眞田 幸尚; 山田 勉*; 鳥居 建男
日本航空宇宙学会論文集(インターネット), 65(2), p.54 - 63, 2017/02
宇宙航空研究開発機構(JAXA)と原子力機構(JAEA)は福島第一原子力発電所事故の環境影響を評価するための放射線モニタリング用の無人機の開発を実施している。本論文では、無人飛行機開発コンセプト及び自律飛行のための基礎的なアルゴリズムについてまとめた。開発した機体は福島県浪江町で飛行試験を行い、放射線を計測できることを実証した。
大野 富生*; Subekti, M.*; 工藤 和彦*; 高松 邦吉; 中川 繁昭; 鍋島 邦彦
日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.115 - 126, 2005/06
日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)では高温ガス炉の安全性実証を目的とした制御棒引き抜き試験が行われている。試験の実施には事前解析が必要で、本報ではニューラルネットワークを用いた原子炉出力及び反応度変化の予測手法について報告する。本研究で提案するのはリカレントネットワーク(RNN)を基本とし、時系列データの処理性能を向上させるため時間同期信号(TSS)を加えたモデルである。ネットワークの入力とするのは中央制御棒位置変化と他の重要な炉心情報で、原子炉出力及び反応度変化を出力とする。学習後、今後の試験における原子炉出力及び反応度変化の予測が可能となる。
秋場 真人; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 西谷 健夫; 小西 哲之
プラズマ・核融合学会誌, 79(9), p.929 - 934, 2003/09
原研における超臨界圧水を冷却水に用いた核融合発電プラント用ブランケットの設計,開発の現状に関するレビュー論文である。原研では超臨界圧水を用いた核融合発電プラントの概念設計を進めた結果、システムの発電効率として40%以上が得られる見通しを得た。この成果に基づき、発電プラント用ブランケットのより詳細な構造検討を実施した。まず2次元コードを用いてブランケット内の固体増殖・増倍材の温度分布を評価し、各々の充填層の厚さを決定した。これに基づいて2次元輸送コードを用いてトリチウム増殖比の評価した結果、局所で1.4以上、全体で1以上のTBRを得られる見通しを得た。さらに複雑な構造の製作手法として高温等方加圧法を採用して第一壁の模擬試験体を製作し、5000回以上の熱サイクルに耐えることを実証した。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 高田 英治*; 野尻 直喜; 島川 聡司; 植田 祥平; 沢 和弘; 藤本 望; 中澤 利雄; 足利谷 好信; et al.
JAERI-Tech 2003-043, 59 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-043.pdf:2.54MB
HTTRは、原子炉出口冷却材温度950
の達成を目指した高温試験運転による出力上昇試験を平成15年度に計画している。高温試験運転の実施にあたっては、被覆粒子燃料を使用し、ヘリウムガス冷却を行う我が国初の高温ガス炉であることを念頭に、これまで実施してきた出力上昇試験(定格運転30MW及び原子炉出口冷却材温度850までの試験)での知見をもとに計画する。高温試験運転においては、温度の上昇に従ってより厳しくなる、原子炉の核熱設計,放射線遮へい設計及びプラント設計が適切であることを確認しながら実施する。本報では、HTTRの安全性確保に重要な燃料,制御棒及び中間熱交換器について、定格運転モードでの運転データに基づき、高温試験運転時の安全性の再確認を行った結果を示すとともに、これまでに摘出された課題とその対策を示した。加えて、高温試験運転における試験項目摘出の考え方を示し、実施する試験項目を具体化した。その結果、原子炉施設の安全を確保しつつ、原子炉熱出力30MW,原子炉出口冷却材温度950の達成の見通しを得た。
大場 敏弘; 末次 秀彦*; 矢野 昌也*; 加藤 千明; 柳原 隆夫
JAERI-Tech 2002-082, 47 Pages, 2003/01
JAERI-Tech-2002-082.pdf:1.87MB
日本原子力研究所では、文部科学省からの受託研究として「再処理施設新材料耐食安全性実証試験」を実施した。この試験においては、六ヶ所再処理施設の主要機器の一つである酸回収蒸発缶の小型モックアップ試験体を用いた実証試験を進めて来た。この実証試験では、モックアップ試験体構造の一部である伝熱管の伝熱面腐食に対する内表面の腐食減肉の状態を知るために、伝熱管の肉厚を非破壊で高精度に測定できる超音波水浸法を利用した肉厚測定装置の開発を行った。本装置は、小型モックアップ試験体の加熱部を架台に据え付け、その架台の上部に配置した超音波探触子駆動装置と一体をなす、サンプリングアセンブリの先端に取り付けた超音波探触子をサンプリングアセンブリごと伝熱管内に挿入し、これらを自動または手動によって軸方向上下移動及び周方向旋回を制御し、伝熱管の各測定部の肉厚を連続的に測定して、データレコーダ等に収録する装置である。開発した装置で得られた肉厚測定結果は、伝熱管を短冊に輪切りにして光学系の読み取り顕微鏡で測定した肉厚と非常に良い一致を示し、本装置の測定精度の高いことが確認できた。報告書は本装置の仕様及び性能等についてまとめたものである。
竹田 武司; 中川 繁昭; 橘 幸男; 高田 英治*; 國富 一彦
JAERI-Research 2000-016, p.80 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-016.pdf:2.72MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験は、高温ガス炉(HTGR)技術基盤の確立と高度化のため1999年9月28日に開始した。出力上昇試験の中で、通常運転(原子炉出力15,30MW)からの商用電源喪失試験が計画されている。そこで、HTTRの商用電源喪失時の原子炉及びプラント過渡挙動の解析評価を行った。なお、本解析評価は、HTGRの性能評価に関するIAEA協力研究計画用ベンチマーク問題として提案されている。本報は、商用電源喪失事象のシナリオ、HTTRの主なコンポーネント及びシステムの概要、詳細な熱及び核データセット、HTGR用プラント動特性解析コード'ACCORD'を用いたベンチマーク問題の事前評価結果を報告するものである。
野口 宏
日本原子力学会誌, 39(11), p.915 - 916, 1997/00
特集「トリチウムの影響と安全管理」の第2章である。本特集の基礎情報として、環境中トリチウムの発生源である天然、核実験、医療・産業・研究、原子力等を起源とするトリチウムのインベントリと発生量をまとめた。大気中核実験起源のトリチウムは環境中トリチウムの最大の発生源であったが、年々そのインベントリは減少している。医療や産業起源のトリチウム発生量は少ないと考えられる。将来的には原子力利用に伴うトリチウムの割合が増加する可能性があるが、ITERは大量のトリチウムインベントリを有するものの、平常時の環境への放出量は他の原子力施設に比べて大きくなることはないと考えられる。
猪川 浩次; 井原 均; 西村 秀夫
JAERI-M 93-182, 160 Pages, 1993/09
NRTAデータ処理システムを開発した。本システムは東海再処理工場における実証試験を通してその有効性、実用性及び信頼性が確認されたモデルを基に、最終的な改良を加えた新しいバージョンである。改良の主な点は凡用性の付与にある。本報告書は、システムの利用マニュアルであると同時にNRTAで用いられている統計分析などの数学的基礎についても略述しており、本システムを使用してNRTAを実施する者が他の文献を参照することなく内容の理解をある程度は行えるように配慮してある。尚、本研究はIAEA支援計画(JASPAS)のJB-1 Taskとして実施していたものであり、本報告書はその報告書としても使われる。
鈴木 元衛; 西尾 軍治; 高田 準一; 塚本 導雄; 小池 忠雄
JAERI 1328, 90 Pages, 1993/01
再処理施設のセル内で溶媒火災にともなう急激燃焼、あるいは溶媒のニトロ化反応による急激燃焼が想定上発生した場合でもセル換気系の安全性が確保されることを実証する目的で、再処理施設のセル換気系を模擬した大型試験装置を用い、4種類の実証試験を実施し、急激燃焼によって発生する圧力と温度のパルスがセル・ダクト構造により有効に緩和されることを明らかにした。ボイルオーバー燃焼試験においては、燃焼皿表面積を主要パラメータとしてセル内溶媒燃焼実験を実施し、ボイルオーバー燃焼を規定する要因に関する分析を行った。その結果、ボイルオーバー燃焼の強度は、セル内酸素と溶媒蒸気の蓄積量及びそれらの相対的比率に強く依存することを見いだした。穏やかな爆発試験においては、急激燃焼源として固体ロケット火薬を燃焼させ、発生した圧力と温度のパルスがセル、ダクト系によって有効に減衰され、換気系の健全性は保持されることを見いだした。排風機健全性試験においては、定格の約6倍の流量の空気を遠心型ターボ排風機に吹き込み、過渡応答性を調べ、排風機の健全性が維持されることを確認した。
成瀬 雄二; 松田 祐二; 田中 吉左右*
Fusion Engineering and Design, 12, p.293 - 317, 1990/00
被引用回数：78 パーセンタイル：98.31(Nuclear Science & Technology)トリチウムプロセス研究棟は、核融合炉燃料サイクルの確立に必要なトリチウムプロセス技術及び大量トリチウムの安全取扱技術の研究開発を行うため、原研・東海研究所に設置された。本報告では、トリチウムプロセス研究棟の設計、建設、及び運転開始について総括的な説明を行うとともに、設備と装置について個々に具体的な説明を行っている。また、グラムレベルのトリチウムを取扱う施設として、安全面の留意点、トリチウム使用運転のための準備、トリチウム使用開始から1年余りの成果等について記述している。
井原 均; 西村 秀夫; 猪川 浩次; 三浦 信之*; 岩永 雅之*; 小森 芳昭*
Nuclear Safeguards Technology 1986,Vol.1, p.341 - 352, 1987/00
ニア・リアル・タイム計量管理(NRTA)で得られるデータをミニコンピュータを用いて貯蔵し、かつ処理する実用的なシステムを開発した。このシステムでは保障措置に関係する3機関(IAEA、科技庁、施設)が同一のコンピュータを使用し、かつ基本的な計量管理データを共通のデータベースに保存し共用している。また、データ入力は会話型であるので、システムの取扱いが簡便である。このシステムを用いて、昭和53年以来蓄積されてきたNRTAデータの統計解析を行った。入出力計量に係わるバイアスを推定、未測定在庫の評価を行ってデータを補正し、転用検値感度の解析を行って各種統計検定手法の実用性を検討評価した。また、昭和60年のNRTA実証試験データを用いて、検認活動を模擬するデータ解析を行い、各物質収支ごとに異常を示す徴候がないかどうかを判定した。これらの解析を通じ、開発したシステムの有効性が実証された。
猪川 浩次; 井原 均; 西村 秀夫; 堤 正順*; 沢畑 稔雄*
Nuclear Safeguards Technology,Vol.1, p.499 - 512, 1983/00
1978年より実施して来た東海再処理施設を対象とした動的計量管理モデルの研究と、1980年以降から行なっているその予備的実証試験の成果を報告したものである。まず、東海工場における動的計量管理モデルの概要、および、それが現在のIAEAガイドラインを満たす可能性をもつものであることを述べ、次に、2年間の予備的実証試験により得られた施設者側の経験、計量管理データの解析結果、比の解析により始めて定量的に示された測定バイアスの存在と大きさ、ならびにその原因に関する予備検討の結果などを述べる。現在、改良保障措置の中心的手段は動的計量管理であるとの認識が一般的となって来たが、その最もシンプルなモデルを提唱し、その実証試験をプルトニウムを扱う現実プラントで実施しているのは本研究が唯一のものである。
西村 秀夫; 猪川 浩次; 平田 実穂; 浅井 三郎*; 広瀬 研吉*
Nuclear Safeguards Technology,Vol.2, p.317 - 330, 1983/00
保障措置の目的を達成するために査察当局が定めるべき試料収去計画はあらゆる転用戦略に対して所定の検知力を持ちかつ必要とされる査察業務量を最小限にとどめるものであることが要請される。測定手法として従来通り非破壊検査法によるアトリビュート測定および被壊検査法によるバリアブル測定を仮定する。従来これら両測定用の収去試料数は大量欠陥による転用に対抗するものとして前者に対し、中量および少量欠陥による転用に対抗するものとして後者に対して求められた。J.Sanbornは中量欠陥による転用に対抗するため両測定の検知力を利用することを提案したが著者達はこれをさらに発展させアトリビュート測定に対しても分散検定および差の検定を導入することにより検知力を最大にすることにより対応するバリアブル測定用試料数を最小とする理論を導出した。またこの理論に対応する査察検認手続きを提案した。低濃縮ウラン加工施設に適用した結果収去試料数を大幅に軽減し得ることが判明した。
照射第2課; 原子炉制御研究室
JAERI-M 5844, 155 Pages, 1974/09
将来の動力炉プラントの計算機制御開発の基礎として、OWL-0の計算機制御化が試みられた。そこでこのシステムに関する設計基準、動特性と制御パラメータ、運転制御ソフトウェア、異常時処置、オンライン特性計算、およびオペレータコンソール機能等について詳述し、さらにシステム信頼度を含めた試験運転の結果とその評価を記し、今後の課題について論じた。
福田 整司; 成冨 満夫; 井沢 庄治; 泉 幸男
Proc.1st Intern.Cong.of Radiation Protection,Rome, p.1153 - 1166, 1966/09
抄録なし
