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報告書

平成29年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 岩井 毅行*; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; et al.

JAEA-Technology 2018-016, 98 Pages, 2019/02

JAEA-Technology-2018-016.pdf:18.64MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。福島で培った航空機モニタリングの技術を原子力発電所事故時の対応技術として適用するために、全国の発電所周辺のバックグラウンドモニタリングを実施した。2017年度は泊発電所, 柏崎刈羽原子力発電所および玄海原子力発電所周辺について実施した。ここでは、その結果および実施によって抽出された技術的課題についてまとめる。

報告書

平成29年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 石崎 梓; 岩井 毅行*; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 祥吾*; et al.

JAEA-Technology 2018-015, 120 Pages, 2019/02

JAEA-Technology-2018-015.pdf:15.01MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、平成29年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果についてまとめた。過去の福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果から線量率の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、これまで課題となっていた空気中のラドン子孫核種の弁別手法の開発およびシステム化を行い、実際の測定結果に本手法を適用して、空気中のラドン子孫核種の測定に与える影響について評価した。さらに、複数のGPS受信機用いて同時にデータ取得することによって、位置測定誤差による解析結果への影響評価を行った。

論文

Non-aqueous selective synthesis of orthosilicic acid and its oligomers

五十嵐 正安*; 松本 朋浩*; 八木橋 不二夫*; 山下 浩*; 大原 高志; 花島 隆泰*; 中尾 朗子*; 茂吉 武人*; 佐藤 一彦*; 島田 茂*

Nature Communications (Internet), 8, p.140_1 - 140_8, 2017/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:70.98(Multidisciplinary Sciences)

Orthosilicic acid (Si(OH)$$_{4}$$) and its small condensation compounds are among the most important silicon compounds but have never been isolated, despite the long history of intense research due to their instability. These compounds would be highly useful building blocks for advanced materials if they become available at high purity. We developed a simple procedure to selectively synthesize orthosilicic acid, its dimer, cyclic trimer, and tetramer, as well as appropriate conditions to stabilize these species, in organic solvents. Isolation of orthosilicic acid, the dimer and the cyclic tetramer as hydrogen-bonded crystals with tetrabutylammonium halides and of the cyclic trimer as solvent-containing crystals was achieved. The solid-state structures of these compounds were unambiguously clarified by single crystal X-ray diffraction analysis and also by neutron diffraction study for orthosilicic acid. Based on these results, we also succeeded in developing a more practical synthetic procedure for high concentrations of stable orthosilicic acid stably in organic solvents via a simple hydrolysis of tetraalkoxysilanes.

論文

Development of safety requirements for HTGRs design

大橋 弘史; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 徳原 一実; 西原 哲夫; 國富 一彦

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.330 - 340, 2016/11

日本原子力学会「高温ガス炉の安全設計方針」研究専門委員会では、高温工学試験研究炉(HTTR)で得られた知見、福島第一原子力発電所事故の教訓、将来の水素製造施設の接続における安全上の機能要求などを考慮した、実用高温ガス炉の安全要件を検討している。本報告では、安全要件の検討プロセス、作成した安全要件案の概要などについて報告する。

論文

GTHTR300 cost reduction through design upgrade and cogeneration

Yan, X.; 佐藤 博之; 上地 優; 今井 良行; 寺田 敦彦; 橘 幸男; 國富 一彦

Nuclear Engineering and Design, 306, p.215 - 220, 2016/09

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

最新の技術知見に基づき改良を行いつつ、排熱を淡水化設備に供給した場合の高温ガス炉システムGTHTR300の経済性評価をおこなった。設計改良による5%の発電効率向上に加えて、多段フラッシュ淡水化設備により製造される水を売ることで得られる収入を考慮することで発電コストを1キロワット当たり2.7セントに低減できることを明らかにした。

論文

Safety design consideration for HTGR coupling with hydrogen production plant

佐藤 博之; 大橋 弘史; 中川 繁昭; 橘 幸男; 國富 一彦

Progress in Nuclear Energy, 82, p.46 - 52, 2015/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.49(Nuclear Science & Technology)

本報告では、熱化学法ISプロセスによる水素製造施設を高温ガス炉に接続する上での安全設計に対する考え方を具体化するとともに、安全設計方針及び適合のための設計方針、水素製造施設を非「原子炉施設」として扱うための条件とこれに応じた設計対応を示した。また、実用高温ガス炉水素製造システムGTHTR300Cを対象に、水素製造施設の非「原子炉施設」化のための設計対応及び安全設計方針適合のための設計方針が工学的に成立することを明らかにした。

論文

Energy neutral phosphate fertilizer production using high temperature reactors; A Philippine case study

Haneklaus, N.*; Reyes, R.*; Lim, W. G.*; Tabora, E. U.*; Palattao, B. L.*; Petrache, C.*; Vargas, E. P.*; 國富 一彦; 大橋 弘史; 坂場 成昭; et al.

Philippine Journal of Science, 144(1), p.69 - 79, 2015/06

リン酸肥料製造工程においてリン酸からウランを抽出することができるため、このウランを燃料に用いた高温ガス炉から電気、水素、プロセスヒート等をリン酸肥料製造へ供給することによって、エネルギーニュートラルな肥料製造プロセスを構築できる可能性がある。本報告では、フィリピンにおける代表的なリン酸肥料製造プラントと原子力機構が設計した高温ガス炉(HTR50S and GTHTR300C)を組み合わせたシステムを例に、エネルギーニュートラルな肥料製造プロセスの可能性について検討した。

論文

Thermal analysis of heated cylinder simulating nuclear reactor during loss of coolant accident

佐藤 博之; 大橋 弘史; 橘 幸男; 國富 一彦; 小川 益郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1317 - 1323, 2014/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:43.1(Nuclear Science & Technology)

本報告では、冷却材喪失事故時の原子炉の崩壊熱除去特性について評価を行った。原子炉を模擬した円柱体系での非定常熱伝導解析により、崩壊熱除去の成立性の支配因子を決定するとともに、導出した支配因子をパラメータに非定常熱伝導計算を行い、燃料温度制限値を満足する設計範囲を導出した。計算結果から、冷却材喪失時に崩壊熱除去を可能な原子炉の設計範囲が、炉心平均出力密度に対応した原子炉の熱容量と熱伝導率の関係式で表されることを明らかにした。また、被覆燃料粒子の適用により、Zr被覆管燃料に対し、設計範囲が大幅に増大することが示された。さらに、高温ガス炉は冷却材喪失時に崩壊熱除去を可能な範囲に設計可能であることが見出された。

論文

Validation and application of thermal hydraulic system code for analysis of helically coiled heat exchanger in high-temperature environment

佐藤 博之; 大橋 弘史; 中川 繁昭; 橘 幸男; 國富 一彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1324 - 1335, 2014/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

HTTR試験データを用いて高温環境で使用されるヘリカルコイル型熱交換器を対象にシステム解析コードの検証を行った。また、これまで得られている相関式を整理し、システム解析コードへの組み込みを行った。加えて、HTTR-IS水素製造システムの安全解析を行い、システム解析コードの適用性を評価した。試験結果と計算結果の比較から、既存の相関式群を用いた場合、伝熱管温度を低く評価することが示された。また、試験結果と計算結果の比較や安全解析結果から、新たに実装した相関式群を用いることで、安全解析に適用する上で十分な精度で熱交換器の構造材温度が評価できる見通しを得た。

論文

J-PARCリニアックの現状

小栗 英知; 長谷川 和男; 伊藤 崇; 千代 悦司; 平野 耕一郎; 森下 卓俊; 篠崎 信一; 青 寛幸; 大越 清紀; 近藤 恭弘; et al.

Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.389 - 393, 2014/10

J-PARCリニアックでは現在、ビームユーザに対する利用運転を行うとともに、リニアック後段の3GeVシンクロトロンにて1MWビームを加速するためのビーム増強計画を進めている。リニアックのビーム増強計画では、加速エネルギー及びビーム電流をそれぞれ増強する。エネルギーについては、181MeVから400MeVに増強するためにACS空洞及びこれを駆動する972MHzクライストロンの開発を行ってきた。これら400MeV機器は平成24年までに量産を終了し、平成25年夏に設置工事を行った。平成26年1月に400MeV加速に成功し、現在、ビーム利用運転に供している。ビーム電流増強では、初段加速部(イオン源及びRFQ)を更新する。イオン源はセシウム添加高周波放電型、RFQは真空特性に優れる真空ロー付け接合タイプ空洞をそれぞれ採用し、平成25年春に製作が完了した。完成後は専用のテストスタンドにて性能確認試験を行っており、平成26年2月にRFQにて目標の50mAビーム加速に成功した。新初段加速部は、平成26年夏にビームラインに設置する予定である。

論文

Safety design approach for the development of safety requirements for design of commercial HTGR

大橋 弘史; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 橘 幸男; 西原 哲夫; Yan, X.; 坂場 成昭; 國富 一彦

Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/10

実用高温ガス炉の安全要件の作成を目的として、日本原子力学会「高温ガス炉の安全設計方針」研究専門委員会が2013年に設立された。本安全要件では、他炉型とは異なる高温ガス炉の固有の安全特性を十分に考慮すると共に、高温工学試験研究炉(HTTR)で得られた知見、福島第一原子力発電所事故の教訓、将来の水素製造施設の接続における安全上の要求などを取り込む方針である。安全要件の作成にあたり、安全要件の基本思想となる安全設計アプローチについて検討を行った。本講演では、研究専門委員会における論点、安全設計アプローチの検討結果などについて報告する。

論文

GTHTR300 cost reduction through design upgrade and cogeneration

Yan, X.; 佐藤 博之; 上地 優; 今井 良行; 寺田 敦彦; 橘 幸男; 國富 一彦

Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10

最新の技術的知見に基づき改良を行いつつ、排熱を淡水化設備に供給した場合の高温ガス炉システムGTHTR300の経済性評価を行った。設計改良による発電効率の5%向上に加えて、原子力機構が提案する多段フラッシュ淡水化設備により製造される水を売ることで得られる収入を考慮することで発電コストを1キロワット当たり2.7セントに低減できることを明らかにした。

論文

GTHTR300; A Nuclear power plant design with 50% generating efficiency

佐藤 博之; Yan, X.; 橘 幸男; 國富 一彦

Nuclear Engineering and Design, 275, p.190 - 196, 2014/08

 被引用回数:14 パーセンタイル:10.72(Nuclear Science & Technology)

発電効率向上を目的に、最新の技術的知見をもとに高温ガス炉システムGTHTR300の設計改良を行った。圧縮機試験結果を反映することでタービン及び圧縮機の効率を向上させるとともに、炉心設計により原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cにおいても通常時及び減圧事故時の燃料最高温度が設計目標値以下となることを明らかにした。また、単結晶ニッケル基合金を採用することで、タービン入口温度950$$^{circ}$$Cにおいてもタービン翼の健全性を確保できることを示した。これらサイクルパラメーターを反映したサイクル計算を行った結果、送電端における発電効率が45.6%から50.4%に向上することを示した。

論文

Feasibility study on Naturally Safe HTGR (NSHTR) for air ingress accident

大橋 弘史; 佐藤 博之; 橘 幸男; 國富 一彦; 小川 益郎

Nuclear Engineering and Design, 271, p.537 - 544, 2014/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故以降、いかなる事故が発生しても、特段の機器・設備を必要とせず、物理現象のみで人及び環境に有害な放射線の影響を与えないことを目的とした本質的安全高温ガス炉の研究開発を開始した。高温ガス炉にとって過酷な事象である空気侵入事故時において、燃料被覆層の放射性物質閉じ込め機能を喪失させる原因事象として、黒鉛酸化反応で発生する一酸化炭素(CO)の爆発による破損、黒鉛酸化反応熱による昇華等が挙げられる。本研究では、1次系配管の2箇所破断を想定した過酷な空気侵入事故時における本質的安全高温ガス炉の技術的成立性を示すため、1次元定常モデルを用いて、円管流路におけるCO濃度及び反応熱に関する解析評価を行った。この結果、空気中の酸素との穏やかな反応によって冷却流路出口におけるCO濃度を爆発下限濃度未満に抑制、及び反応熱を物理現象のみによって除去可能な冷却材流路形状の条件が存在することを明らかにした。これにより、空気侵入事故時のCO爆発抑制及び反応熱除去に関して、本質的安全高温ガス炉の技術的成立性を示すことができた。

論文

Analysis of core heat removal capability under DLOFC accidents for HTGRs

佐藤 博之; 大橋 弘史; 橘 幸男; 國富 一彦; 小川 益郎

Nuclear Engineering and Design, 271, p.530 - 536, 2014/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

本報告では、減圧事故時において能動的及び受動的設備の動作に期待することなく崩壊熱及び残留熱を除去可能な高温ガス炉の除熱特性を評価した。炉心、原子炉圧力容器および土壌、それぞれを集中定数化した簡易モデルを用いて非定常の温度挙動評価を行うとともに、炉心高さ、初期炉心温度、反射体高さ、炉室サイズおよびピーキング係数をパラメータとした検討を行った。計算結果から、炉心の出力密度および原子炉出力と半径の相関関係を得るとともに、崩壊熱及び残留熱除去の観点から本質的安全高温ガス炉が成立する見通しを得た。

論文

Inherently-safe high temperature gas-cooled reactor for hydrogen production

小川 益郎; 國富 一彦; 佐藤 博之

Keynote Lecture for International Conference of PM2.5 & Energy Security 2014 (PMES 2014), p.72 - 74, 2014/03

高温ガス炉技術の研究開発における現状に加え、高温ガス炉の環境保全性、安全性、経済性、持続性、核不拡散性に関する特長について紹介する。

論文

高温ガス炉における本質的安全性の概念

大橋 弘史; 佐藤 博之; 國富 一彦; 小川 益郎

日本原子力学会和文論文誌, 13(1), p.17 - 26, 2014/03

高温ガス炉において、全ての安全設備が作動しなくとも、燃料被覆材の放射性物質の閉じ込め機能を阻害する現象が発生すると、自然界の法則に従い、それら阻害する現象の起因事象に対して、カウンター的に生起する物理現象のみによって、起因事象を抑制する新たな概念を提案した。燃料被覆材の放射性物質の閉じ込め機能を阻害する4つの現象;拡散・透過、熱的損傷、化学的損傷、機械的損傷の起因事象である温度上昇、酸化腐食、一酸化炭素の爆発に対し、ドップラー効果、大気の自然対流・熱放射、酸化膜形成、一酸化炭素の燃焼といった物理現象がカウンター的に生起するように設計できることを示した。このように設計された高温ガス炉は、環境及び一般公衆に大きな影響を与えることのない本質的な安全性を確保できる第四世代原子力システムであると言える。

論文

Transient analysis of depressurized loss-of-forced circulation accident without scram in high temperature gas-cooled reactor

佐藤 博之; Yan, X.; 橘 幸男; 國富 一彦; 加藤 之貴*

Nuclear Technology, 185(3), p.227 - 238, 2014/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉のスクラム不作動を伴う減圧事故に対する設計上の重要な因子の摘出を目的として、通常運転時の炉心温度及び温度係数をパラメータとした原子炉出力及び温度の過渡挙動評価を行った。解析結果から、通常運転時の燃料温度を低減することで、再臨界発生時刻が遅延し、燃料最高温度の低減を図ることができることを明らかにした。また、減速材温度係数が負の炉心においては、通常運転時の減速材温度を低減することで、燃料最高温度が低減されることを見いだした。本結果から、冷却材喪失に加え、炉停止系が作動しない条件下においても燃料温度に対する判断基準を満足する炉心が成立する目途を得た。

報告書

小型高温ガス炉の概念設計,5; 安全設計および安全予備評価

大橋 弘史; 佐藤 博之; 田澤 勇次郎; 相原 純; 野本 恭信; 今井 良行; 後藤 実; 井坂 和義; 橘 幸男; 國富 一彦

JAEA-Technology 2013-017, 71 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-017.pdf:3.64MB

原子力機構は、小型高温ガス炉システムの開発途上国等への2030年代の世界展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気、及び地域暖房への低温蒸気供給を目的とした小型高温ガス炉システムの商用1号機あるいは実証炉と位置づけられるリファレンスの原子炉として、原子炉熱出力50MWtの小型高温ガス炉システム(HTR50S)の概念設計を進めている。安全設計では、早期の建設を目指して、我が国において既に設置許可を取得している高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計の内容を基本としながらも、強制循環冷却系の残留熱除去設備である停止時冷却設備の非「工学的安全施設」化による防護の最適化、安全上の機能を有する系統・機器である炉容器冷却設備の受動設備化等を行った。さらに、主要な事故事象として選定した1次冷却設備二重管破断事故、及び蒸気発生器伝熱管破損事故についての安全予備評価を実施し、判断基準を満足することを確認した。本報では、小型高温ガス炉システムの安全設計及び安全予備評価の結果について報告する。

論文

Study of an incrementally loaded multistage flash desalination system for optimum use of sensible waste heat from nuclear power plant

Yan, X.; 野口 弘喜; 佐藤 博之; 橘 幸男; 國富 一彦; 日野 竜太郎

International Journal of Energy Research, 37(14), p.1811 - 1820, 2013/11

 被引用回数:12 パーセンタイル:17.36(Energy & Fuels)

GTHTR300発電システムの低温廃熱は、多段フラッシュ型(MSF)海水淡水化プラントに供給される。従来のMSFプラントでは、GTHTR300発電システムの廃熱温度の範囲において、単位排熱量当たりの最大淡水製造量を与える最適な蒸発室入口の塩水温度が存在する。海水淡水化プラントのより有効な性能向上に向けて、多くのステップで蒸発負荷を段階的に増加する新しいMSFの概念を提案する。提案したMSF概念では、同じフラッシュ段数と温度範囲を使用することで、従来のMSFと同様に運転することができる。また、MSFの最適化により、淡水製造量は、GTHTR300発電システムの発電性能に影響を及ぼすことなく45%増加させることができ、さらにGTHTR300発電システムの熱エネルギー利用率は85%に達することができる。

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