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論文

施設者から見たMOX燃料施設における統合保障措置の適用実績

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 蜷川 純一; 中島 真司; 丸山 創; 浅野 隆; 藤原 茂雄

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), 8 Pages, 2011/11

JNC-1サイトでは、2008年8月から、プルトニウム取扱施設を有するサイトとしては世界で初めて、統合保障措置が適用された。JNC-1サイト統合保障措置アプローチは、保障措置の効果及び効率化の向上を目指すとともに、施設者にとっても、検認活動の効率化を図ることにより、検認活動による施設操業への影響を低減するメリットが得られるように開発された。本アプローチは、当初より3年後にその有効性について評価を行うことになっており、原子力機構としても、施設者の観点でJNC-1サイトの2つのMOX燃料製造施設(PPFF/PFPF)に対して、これまでのランダム査察等の対応実績をもとに、統合保障措置適用効果に関する評価を実施した。その結果、それぞれの施設で統合保障措置の適用効果は異なっており、これは施設の特徴、設備の自動化レベル及び保障措置システムの高度化レベル等の違いにより生じていることを確認した。本報告書では、施設者の観点からのMOX燃料施設に対する統合保障措置適用の評価結果及び今後の統合保障措置の運用等に関する課題について報告する。

論文

Selection of design solutions and fabrication methods and supporting R&D for procurement of ITER vessel and FW/blanket

伊尾木 公裕*; Elio, F.*; 丸山 創; 森本 将明*; Rozov, V.*; Tivey, R.*; Utin, Y.*

Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.185 - 190, 2005/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.21(Nuclear Science & Technology)

ITERでは真空容器の発注仕様書の準備が進行している。また、真空容器及び第一壁・ブランケット設計についても進展があった。例えば、インボードの上部及び下部においては、えび管に代わり3次元プレスの採用があり、これにより、製造方法や非破壊検査を簡略化できる。第一壁のプラズマ対向面はリーディング・エッジ問題を回避するために形状最適化を行った。第一壁パネルの中央支持ビームにはレース・トラック形状を選択することにより、より強固な構造強度と、遮蔽ブロックにおいて簡潔な冷却流路設計が可能となり、圧損は$$sim$$0.05MPaまで下げることができた。R&D開発については、溶接部での20度あるいは30度の浅い入射角の超音波検査において良好なSN比を得るための試験が進行中である。また、非定常時における自然循環冷却を実証するために試験が実施された。

論文

ITER nuclear components, preparing for the construction and R&D results

伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Barabaschi, P.*; Barabash, V.*; Chiocchio, S.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; Federici, G.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.31 - 38, 2004/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:30.13(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER主要コンポーネントの発注仕様書の準備が現在進行中である。製造方法や非破壊検査法などを考慮しつつ炉構造機器(真空容器や容器内機器)の詳細設計を現在行っている。R&D開発については、20度あるいは30度の入射角の超音波試験,2チャンネルモデルによる流量配分の試験,第一壁のモックアップやパネルの製造及び試験,ハウジングを含めた全システムとしてのフレキシブル支持構造の試験,リーク試験のための予備真空領域を設けた同軸冷却管接続の試験,ダイバータの垂直ターゲットのプロトタイプの製造と試験などが行われた。こうした結果により、設計の成立性について確信を与えるとともに、低コストの代替え製造法の可能性を示すものである。

論文

ITER工学設計

下村 安夫; 常松 俊秀; 山本 新; 丸山 創; 溝口 忠憲*; 高橋 良和; 吉田 清; 喜多村 和憲*; 伊尾木 公裕*; 井上 多加志; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 78(Suppl.), 224 Pages, 2002/01

日本,米国,欧州,ロシアの4極の協定に基づき、1992年7月に開始されたITER工学設計活動(ITER-EDA)は、ITER建設の判断に必要な技術的準備を整え、2001年7月に9年間の活動を完了した。本件は、ITER工学設計活動において完成された最終設計報告書の物理及び工学設計の成果を簡潔にまとめたものである。

論文

Field Trial Experiences of Remote Monitoring System for Unattended Mode Nondestructive Assay(NDA) in PFPF

藤原 茂雄; 大谷 哲雄; 高橋 三郎; 丸山 創

第43回核物質管理学会年次大会(INMM), 0 Pages, 2002/00

プルトニウム燃料センターでは、JNC/DOE協力協定の下、米国ロスアラモス国立研究所と非破壊測定データ用リモートモニタリングシステムの開発を行っている。これまでに、フェーズ2システムの製作を終了し、平成11年6月よりプルトニウム燃料第三開発室においてフィールド試験を継続している。フィールド試験開始当初には、幾つかの不具合が発生したが、故障対策及び修理を実施する共にハードウエア、ソフトウエアの改良を行なうことにより、IAEAの要求する仕様を満足するシステムを構築することができた。本発表では、フィールド試験中に得られた経験についてまとめ報告する。

論文

解体核検証に関するPFPF技術ワークショップを開催

藤原 茂雄; 大谷 哲雄; 高橋 三郎; 山本 裕; 丸山 創

日本原子力学会誌, 43(6), 0 Pages, 2001/06

平成13年4月23日から27日にかけて、米/露/IAEAの三者間による解体核に対するIAEA検証活動(Trilateral Initiative)に係わるPFPFワークショップが開催された。本ワークショップの開催を、日本原子力学会誌のニュース(核燃料サイクル機構の動き)において報告(紹介)する。

論文

ITER heat removal system; System and process control design

星 有一*; 片岡 良之*; 伊東 光義*; 堀切 仁*; 小佐野 勝春*; 大川 慶直; 丸山 創; 伊藤 一芳*; V.Tanchuk*; R.Haange*; et al.

Fusion Technology 1998, 2, 4 Pages, 1998/00

ITERではブランケット構造体、ダイバータ等に蓄積されるエネルギーを加圧水を使用して除去する。しかし、システムの沸騰防止、高熱流速機器の除熱機構等の理由からパルス運転中のプロセス量(温度、圧力、流量)の監視ならびに制御が重要な問題になっている。本論文は厳しいプロセス制御巾への要求に答えて、入口温度、系統圧力に対してフィードバック制御系を設計し、これを用いて計画されている標準パルス運転時の制御性について検討したのでその結果について報告する。またITERが実験炉であることを考慮して、想定される標準パルスからの人為的または制御精度によるずれに対して、標準パルスにセットされた制御系がプロセス量をどの程度の範囲に抑えられるかについても検討した。何れの場合も簡単なフィードバック制御系によって、プロセス量を所定の許容変動巾内に制御可能であることが判明した。

論文

Initial and operational experience for MOX scrap measurement using PSMC

丸山 創; 石川 進一郎; H.Menlove*

INMM, 0 Pages, 1997/00

プルトニウムスクラップ・マルチプリシティカウンタ(PSMC)は、主に、不純物等が未知であるMOXスクラップのPu量を測定する事を目的として、開発されたNDA装置であり、プルトニウム燃料工場で発生するDS(ダーティスクラップ)等のPu量を測定するために使用されている。本装置は、H7年6月に導入後、キャリブレーション、MOXサンプルを使用した特性試験、再キャリブレーション、不純物を多く含むMOXサンプルを使用した試験、特別に制作した試料室(グローブボックス内の試料をバッグアウトせずに測定するため)を介した適応試験等多くの運転経験を積み重ねてきている。本NDA装置は、マルチプリシティ法という世界でも最新の解析手法を使用しており、その測定・試験結果は保障措置分野で内外共に注目されている。このため、これらの試験及び運転経験から得られたデータや知見をINMMの場で報告する。

論文

Development of improved hold-up measurement system at plutonium fuel production facility

浅野 隆; 小林 英男; 高橋 三郎; 丸山 創; 蜷川 純一

Proceedings of INMM 38th Annual Meeting, 0 Pages, 1997/00

プルトニウム燃料第三開発室の工程内グローブボックスに残留するプルトニウム(ホールドアップ)量を非破壊により測定を行うために、GBAS(Glove Box Assay System)は、平成2年にPNC/DOE共同研究のもとで開発・導入された。しかし、ホールドアップ量の増加に伴い、その量を正確に把握するために、測定精度の向上が必要となった。そこでPNCは、改良型GBAS(スーパーGBAS)をPNC/DOE共同研究のもとで開発し、平成8年6月にシステムを導入し、その後、測定精度及び装置特性を把握するために性能評価試験を行った。本発表は、スーパーGBASの改良ポイント及び性能評価試験の結果の紹介を行うものである。なお、本件は、米国ロスアラモス国立研究所との共同研究であるため共同発表としたい。

論文

HTTR炉心支持黒鉛構造物の目視検査技術の開発

丸山 創; 伊与久 達夫; 稲垣 嘉之; 塩沢 周策; 増馬 慶孝*; 三木 俊也*

日本原子力学会誌, 38(7), p.601 - 608, 1996/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

現在、日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR:High Temperature Engineering Test Reactor)では、原子炉の供用期間中にテレビカメラによる炉心支持黒鉛構造物の目視検査を実施し、配列の異常の有無、健全性を確認することを計画している。このため、耐放射線性テレビカメラと画像処理装置を組み合わせた目視検査システムを開発し、実機高温プレナムを模擬した実寸大モデルと人工欠陥を設けた炉心支持黒鉛構造物による欠陥検出感度・視野の確認試験を実施した。その結果、本目視検査システムは、視野、欠陥の検出感度等、要求される性能を有しているとともに、本システムへの画像処理装置の適用の妥当性が確認された。今後は、本システムをベースに実機目視検査装置の実用化へ向けて、テレビカメラの駆動方法等についての検討を行う。

論文

Nuclear design of the high-temperature engineering test reactor (HTTR)

山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 丸山 創; 藤本 望; 竹田 武司

Nuclear Science and Engineering, 122, p.212 - 228, 1996/00

 被引用回数:22 パーセンタイル:12.93(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉用の核設計コードシステム(NDCS)を、既存のコードの改良及び格子燃焼計算コードDELIGHTの新たな開発により、確立し、その検証は、VHTRC-1の実験データを用いて行った。NDCSを用い炉心内の出力分布の最適化を行い、ブロック型高温ガス炉として世界で最も高い原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成可能な高温工学試験研究炉(HTTR)の核設計を行った。出力分布の最適化は、ウラン濃縮度及び可燃性毒物諸元を炉心内で変化させることにより行った。核分裂性物質の燃焼による出力分布の最適形状からの逸脱は、局所反応度を平坦化することにより防止した。同時に炉心全体の過剰反応度を必要最小限に抑制し、制御棒を炉心内に殆ど挿入せずに原子炉を運転できるようにした。ここで行ったNDCSの開発及びHTTRの設計により、低濃縮ウランを用い、950$$^{circ}$$Cのような高い原子炉出口冷却材温度を目ざすブロック型高温ガス炉の核設計手法の基礎が確立したと言える。

論文

Application of multiphase flow to improvement of nuclear power plant safety

田中 利幸; 丸山 創

JAERI-Conf 95-011, 0, p.94 - 99, 1995/06

高温ガス炉は、炉心出力密度を数MW/m$$^{3}$$、炉心直径を数mと制限し、冷却材喪失事故時にも受動的熱除去方式により燃料最高温度を1600$$^{circ}$$C程度以下とし炉心溶融を起こさない設計としている。高温ガス炉の経済性と安定性の向上を同時達成させるためには、事故時の除熱能力の改善が重要である。このため、事故時の冷却方式として、通常運転時には作動せず事故時のみに作動ししかも高い除熱能力の得られる受動的除熱手段として2成分ヒートパイプ冷却器が考えられる。本講演では、2成分ヒートパイプの開発状況と高温ガス炉への応用2例について述べる。また、冷却材喪失事故時には、原子炉容器内にヘリウムと空気また黒鉛の酸化により生ずるガスから成る多成分気体の混合流れが生じ、この流れによって炉内に空気が流入し、黒鉛を酸化させる。本講演では、この流れ特性及び防止技術の研究の現状及び課題について述べる。

報告書

大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)の試験部による高温ガス炉用燃料体・炉内構造物の実証試験

宮本 喜晟; 日野 竜太郎; 稲垣 嘉之; 高瀬 和之; 井岡 郁夫; 高田 昌二; 鈴木 邦彦; 國富 一彦; 丸山 創; 近藤 康雄

JAERI 1333, 196 Pages, 1995/03

JAERI-1333.pdf:8.65MB

HENDELは、現在建設中のHTTRの燃料体、炉床部等の実規模モデルによる実証試験を高温高圧のヘリウムガス条件下で行うために建設された大型研究施設である。HENDELのT$$_{1}$$試験部では、燃料棒及び燃料体の伝熱流動特性を明らかにして炉心熱設計式を取得するとともに、流路閉塞事故時等における燃料体の安全性データを蓄積し、実機雰囲気を模擬した条件下で制御棒駆動装置の作動信頼性の確認などを行った。T$$_{2}$$試験部では、固定反射体間の冷却材漏えい試験、炉床部の伝熱特性試験、冷却材の混合特性試験、炉床部の熱過渡挙動試験、高温二重配管の断熱特性試験などにより、炉内構造物の特性・性能データを取得・蓄積し、同構造物の構造健全性を確証した。これらの実証試験の成果は、HTTRの詳細設計、安全審査及び設工認に活用され、初期の目的を十分達成することができた。本報告書は、今まで得られた成果を取りまとめたものである。

論文

Assembly test of HTTR reactor internals

丸山 創; 七種 明雄; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 辻 延昌*

Transactions of the 13th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT),Vol. I, 0, p.581 - 586, 1995/00

HTTR実機炉内構造物の据付工事に先立ち、炉内構造物の組立状態の確認、シール性能及び流量配分特性の確認を行うことを目的として、炉内構造物の工場組立試験を実施した。試験の結果、炉心性能に悪影響を及ぼす漏れ流れに対して十分なシール性能を有していることが確認できた。また、炉心支持鋼構造物の構造健全性の観点から適切な流量配分特性が得られることが分かった。

報告書

Design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 新藤 雅美; 塩沢 周策; 茂木 春義; 大久保 実; 伊藤 昇; 新藤 隆一; et al.

JAERI 1332, 247 Pages, 1994/09

JAERI-1332.pdf:11.53MB

現在原研は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温における先端的基礎研究の実施を主な目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設を進めている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850$$^{circ}$$C、高温試験運転時950$$^{circ}$$Cであり、燃料・材料の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。本報は、平成2年11月にHTTRの安全審査が終了し、設置許可を受けたことから、主要機器の設計の概要をまとめるとともに、関連するR&D、安全評価等について報告するものである。

論文

Evaluation of local power distribution with fine-mesh core model for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

村田 勲; 山下 清信; 丸山 創; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(1), p.62 - 72, 1994/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:70.15(Nuclear Science & Technology)

本報は、高温ガス炉(HTGR)のために開発された詳細出力分布評価手法について述べたものである。本手法はベクトル化された3次元拡散コードを用いることにより径方向及び軸方向の非均質性を全炉心レベルで正確に取り扱うことができる。この評価手法を高温工学試験研究炉(HTTR)に適用することにより、炉心内のウランの濃縮度、反応度調整材、ブロック端黒鉛や制御棒案内カラムの黒鉛による径方向及び軸方向の非均管性を考慮した、燃料ピン毎の出力分布を得ることが出来るようになった。本評価手法の精度は、臨界実験装置VHTRCの実験結果により検証され、出力分布について3%以下の精度で実験結果と一致することを確認した。本手法は、HTTRの燃料最高温度評価におけるホットスポットファクターの評価に応用され、燃料最高温度が制限値(通常運転時1495$$^{circ}$$C、運転時の異常な過渡変化時1600$$^{circ}$$C)を下回ることを確認した。

論文

高温工学試験研究炉の原子炉圧力容器の構造設計

栗原 良一; 橘 幸男; 西原 哲夫; 丸山 創; 塩沢 周策; 大下 真一*

圧力技術, 32(3), p.154 - 165, 1994/00

熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを目指した高温工学試験研究炉の建設が日本原子力研究所大洗研究所で進められている。使用圧力3.9MPa、温度約400$$^{circ}$$Cのヘリウムガスを内蔵するHTTRの耐圧バウンダリは、原子炉圧力容器、中間熱交換器、1次加圧水冷却器等から構成される。このうち、原子炉圧力容器は内部にHTTRの安全上極めて重要である燃料体、黒鉛反射体、反応度制御設備、炉心支持構造物等を収納するため、耐圧バウンダリの中でも最重要機器の一つである。高さ13.2m及び直径5.5mの原子炉圧力容器は、円筒胴と上下の半球鏡から成る。原子炉圧力容器の主要材料として、21/4Cr-1Mo鋼を使用するが、この材料は、軽水炉で圧力容器鋼材として広く使用されているMn-Mo鋼よりも高温において優れたクリープ強度特性を有する。本報告は、主としてHTTRの原子炉圧力容器の構造設計について概説する。

論文

Fuel temperature analysis method for channel-blockage accident in HTTR

丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 木曽 芳広*; 早川 均*

Nucl. Eng. Des., 150, p.69 - 80, 1994/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:55.27

HTTRの安全評価では、DBAの1つとして流路閉塞事故を想定している。事故時の伝熱流動特性を評価するための解析コードFLOWNET/TRUMPを開発するとともに、HENDELによる流路閉塞模擬試験結果を用いて検証解析を実施し、その妥当性を確認した。事故時の燃料最高温度は1653$$^{circ}$$Cまでの上昇にとどまり、事象が安全に推移することを明らかにした。

論文

Evaluation of core thermal and hydraulic characteristics of HTTR

丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*

Nucl. Eng. Des., 152, p.183 - 196, 1994/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:40.72

高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$C、熱出力30MWの我が国初の高温ガス炉である。本報は、HTTRの炉心熱流力特性評価に関連する設計方針、解析コードの検証を含めた評価手法、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを得るための設計対応及び評価結果についてまとめたものである。通常運転時の炉心有効流量は全流量の約88%となり、これを用いて評価した燃料最高温度1492$$^{circ}$$Cは、被覆燃料粒子の健全性の観点から定めた主要な熱的制限値1495$$^{circ}$$Cを下回っている。

論文

Present status and future program of HTGR in Japan

塩沢 周策; 丸山 創; 沢 和弘

Proc. of the ASME Joint Int. Power Generation Conf., 0, 6 Pages, 1994/00

原子力委員会の「原子力開発利用長期計画」の改訂をうけて、我が国初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)の建設が原研において進められている。HTTRは、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化及び高温工学に関する先端的基礎研究のために用いられる。原研は、1969年からHTTRの建設のために、ブロック型燃料体、高温材料、高温機器、炉物理、熱流動等に関する研究を行ってきた。現在、1998年度の臨界を目指してHTTRの建設を進めている。高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、先端的基礎研究を系統的かつ効率的に行うために、日本では原研を中心として必要な研究開発を進める。さらに高温ガス炉の研究をより効率的に行うためにHTTRを用いて国際的な貢献を行いたいと考えている。HTTR建設の進捗に伴い、国際協力の計画、方法を検討していく予定である。

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