検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 32 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Development of new type passive autocatalytic recombiner, 1; Experimental study on degradation of catalyst

上地 優; 松村 大樹; 谷口 昌司*; 西畑 保雄; 田中 裕久*; 平田 慎吾*; 原 未来也; 日野 竜太郎

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 4 Pages, 2015/05

原子力発電所の過酷事故時においては、多量の水素が格納容器又は原子炉建屋へ放出される可能性がある。受動的触媒式再結合器(PAR)は、水素濃度緩和と安全な自己管理の最も有効な手段の一つである。既存のPARの性能向上のため、特に重量やサイズに着目した新形式のPARの開発を進めているところである。本研究では、自動車触媒の活性に対する水蒸気共存の影響について実験的な検討を実施した。その結果、水蒸気は、触媒反応の開始をわずかに遅らせる傾向があるものの、定常的な影響はないことを明らかにした。

論文

Development of new type passive autocatalytic recombiner, 1; Characterization of monolithic catalyst

上地 優; 谷口 昌司*; 西畑 保雄; 永石 隆二; 田中 裕久*; 平田 慎吾*; 原 未来也; 日野 竜太郎

Proceedings of 2nd International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Kobe 2014), p.87 - 88, 2014/11

原子炉におけるSAMのひとつである水素影響緩和のため、新形式の静的触媒式再結合器が開発されている。これは、重量削減や水素処理性能、環境耐性及び製品品質の向上のため、自動車用のモノリス担体触媒をもとに開発が進められている。本研究では、触媒の基本性能を明らかにするため水素再結合反応における活性化エネルギーを評価した。また、$$gamma$$線照射による劣化に関する評価も併せて実施した。実験結果から、量論組成ガス供給において、活性化エネルギーは5.7kJ/molと算出された。また、1.0MGyまでの$$gamma$$線照射では、劣化が生じることはなく、むしろ触媒活性を増加させる効果があることが分かった。

論文

Development of design evaluation tools for the JSFR fuel transfer pot

近澤 佳隆; 平田 慎吾; 小幡 宏幸*

Nuclear Engineering and Design, 273, p.1 - 9, 2014/07

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

JSFRは革新技術の一つとして簡素化燃料取扱いシステムを採用している。この中で2集合体輸送ポットは燃料交換時間の短縮による稼働率向上のための技術として開発されている。本研究では2集合体輸送ポットの除熱性能評価のための数値解析手法の開発を行った。

論文

Heat transfer experiments on fuel subassembly transfer pot for JSFR

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 平田 慎吾*; 小幡 宏幸*

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(6), p.798 - 808, 2014/06

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

JSFRでは簡素化燃料取扱系を採用している。2集合体ポットは燃料交換時間の短縮及び稼働率向上の観点から採用している。移送系の故障の際にはポットは移送中の使用済燃料の冷却を行う必要がある。移送ポットの冷却性能を確認するために模擬ポットを製作し除熱性能を試験により確認した。

論文

Under-sodium endurance experiment of selector valve in failed-fuel detection and location system of JSFR

相澤 康介; 藤田 薫; 平田 慎吾*; 笠原 直人*

Nuclear Technology, 183(1), p.1 - 12, 2013/07

ナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、破損燃料位置検出器としてセレクタバルブ方式FFDLを採用している。JSFRの燃料集合体数は約600体であるが、経済性向上のため炉容器コンパクト化を図っており、セレクタバルブ方式FFDLユニット2基ですべての燃料集合体からサンプリングする方針としている。したがって、セレクタバルブ方式FFDLユニット1基あたりが検出すべき燃料集合体が約300体となり、従来のセレクタバルブ方式FFDLユニットと比較して大幅に増大している。また、プラント設計寿命は60年を目標としていることから、JSFRの炉上部構造と整合し、かつ約300体の燃料集合体を対象としたセレクタバルブ構造を設計し、プラント設計寿命を考慮したセレクタバルブ摺動部の耐久性を確認する必要がある。本検討では、セレクタバルブの製作性と耐久性を実証するため、実規模モックアップ試験体を製作し、製作性を確認するとともに高温ナトリウム中耐久試験を実施した。耐久試験後の断面観察、硬さ測定及び化学分析から、セレクタバルブ摺動部のコーティング層が残存していることを示し、セレクタバルブの耐久性を実証した。

論文

Thermal analysis on shipping cask for JSFR fresh fuel

加藤 篤志; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 平田 慎吾; 小幡 宏幸*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00

熱解析によりヘリウム冷却の新燃料輸送キャスクの実現性を評価した。評価は、全体解析及び燃料集合体内の詳細解析を実施した。詳細解析の結果、集合体内の熱分布は、おもに熱伝導及びヘリウムの自然対流により支配されており、2.2kW/体の発熱量を対象とした5体輸送キャスクの熱解析の結果、燃料集合体中心部の最高温度は361$$^{circ}$$Cとなり、制限値である395$$^{circ}$$C以下となることを確認した。これにより、ヘリウムキャスクの基本的成立性を見通せた。

論文

Development of transfer pot for JSFR ex-vessel fuel handling

平田 慎吾; 近澤 佳隆; 加藤 篤志; 宇都 成昭; 小幡 宏幸*; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)では、システム簡素化のための燃料取扱系の開発を進めている。炉外燃料取扱については、燃料交換時間を短縮し稼働率を向上するために、コンパクト化原子炉容器に適合した燃料集合体を2体同時に移送できる2集合体移送ポットを開発している。燃料集合体2体同時移送において、移送系の故障等に対しても収納した燃料を制限温度内に抑え除熱成立性を確認するための試験及び解析研究について示す。

論文

Development of the JSFR fuel handling system and mockup experiments of fuel handling machine in abnormal conditions

加藤 篤志; 平田 慎吾; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 小幡 宏幸*; 小竹 庄司*; 鵜澤 将行*

Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.692 - 699, 2010/06

JSFRに採用する燃料交換機の異常時の対応性を把握するため、実規模モックアップを用いた試験を実施した。

論文

Endurance sodium experiment of selector-valve for failed fuel detection and location system in sodium-cooled large reactor

相澤 康介; 藤田 薫; 平田 慎吾; 笠原 直人

Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.645 - 652, 2010/06

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)で設計を進めているナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、すべての燃料集合体を対象にセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器(FFDL)を開発している。セレクタバルブ方式FFDLは、各燃料集合体出口にサンプリング管を設置して、サンプリング管により採取したナトリウムを回転プラグ上に設置した遅発中性子検出器及び核分裂性生成物ガス検出器で分析することにより、破損燃料を同定するものである。本検討では、JSFRに適合するセレクタバルブ方式FFDL構造を具体化するとともに、耐久試験の要求条件を検討し、これをもとに実規模のセレクタバルブを模擬した耐久試験装置の設計・製作を実施した。製作したセレクタバルブ耐久試験装置を用いて、ナトリウム中耐久試験を実施し、セレクタバルブ摺動部の耐久性を評価した。

論文

Conceptual design for Japan sodium-cooled fast reactor, 3; Development of advanced fuel handling system for JSFR

加藤 篤志; 平田 慎吾; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 小幡 宏幸; 小竹 庄司

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9281_1 - 9281_6, 2009/05

高速炉実用化の課題である経済性の向上を志向し、日本の先進ループ型Na高速炉では、革新技術採用によるシステム簡素化が図られている。燃料交換においては、炉上部機構に切り込みを入れ、その中での水平移動及び回転プラグでの回転移動により、炉上部機構を取り外すことなく燃料交換を実現できる燃料交換システムを開発しており、これにより炉容器のコンパクト化と燃料交換期間の短縮化を図っている。今回、実規模燃料交換機試験体を製作し、動作試験を実施している。今後、本概念の実用化にかかわる見通しを評価していくとともに、課題を把握していく。

論文

Conceptual design of the blanket tritium recovery system for the prototype fusion reactor

角田 俊也*; 平田 慎吾*; 森 清治*; 小西 哲之; 河村 繕範; 西 正孝; 小原 祥裕

Fusion Science and Technology, 41(3), p.1069 - 1073, 2002/05

原研では核融合原型炉として超臨界水冷却方式の採用を検討しており、研究開発を開始している。原型炉では燃料の自己補給を行うため、増殖トリチウムを効率良く、安全に取り出すシステムが必要であり、その概念設計を行った。設計のポイントは、システム操作におけるエネルギーロスが少ないこと、インベントリーが小さいことである。従来の候補システムである低温吸着による連続バッチプロセスやパラジウム拡散器による連続プロセスは、設計のポイントからみて一長一短があるため、原型炉では固体電解質を用いた電気的膜分離プロセスの採用を検討する。このシステムは、プロトン導電体を用いた水素ポンプと、酸素イオン導電体を用いた酸素ポンプから構成される。検討の結果、本システムは消費エネルギーが小さく、事故時のトリチウム放出も少ないシステムであるという結果が得られた。

報告書

Accident identification in tritium processing systems of international thermonuclear experimental reactor in engineering design activity

榎枝 幹男; D.F.Holland*; 松田 祐二; 大平 茂; 奥野 健二; 内藤 大靖*; 平田 慎吾*

JAERI-Tech 95-050, 90 Pages, 1995/11

JAERI-Tech-95-050.pdf:2.98MB

ITERではkgオーダーのトリチウムを使用するために、トリチウム処理システムとして、プラズマ排ガス処理トリチウム安全設備等の大量トリチウム取り扱い設備が設計されつつある。トリチウム取り扱い量が非常に大きいため、設計段階から十分に安全性の分析・評価を行い安全を期することが重要である。本報告では、故障事象解析(FMEA)の手法を用いて主要なトリチウム処理システムの各コンポーネントの機能に着目し、故障事象の起因事象を明らかにしたものである。本報告におけるFMEAの結果として、主要な起因事象、それらを感知するために必要な測定システム、今後検討するべき事項、今後定量的に解析する必要がある事項の4項目に関するまとめを行った。

論文

Experimental and analytical study on membrane detritiation process

平田 慎吾*; 角田 俊也*; 怡土 英毅*; 鈴木 達志*; 林 巧; 石田 敏勝*; 松田 祐二; 奥野 健二

Fusion Technology, 28(3), p.1521 - 1526, 1995/10

水素、及び水分に対して高い透過性を有しているポリイミド製分離膜モジュールをトリチウム除去設備へ適用することにより、従来から用いられてきた触媒酸化・吸着設備での処理量を低減し、設備の減容が可能であると考えられている。本実験では、ポリイミド製分離膜モジュールに水素含有乾燥窒素、及び水分含有窒素を供給して分離実験を実施した。また、窒素中の水素、及び水分の膜分離について理論的条件における解析作業を行った。本実験、及び解析の結果、ポリイミド分離膜は窒素中の水素、及び水分を選択的に透過することが確認された。特に水分については高い透過性を有していることが確認された。本実験に使用した分離膜では、分離膜モジュールの透過側/供給側圧力比を1/1000と充分に小さくすることにり、供給された混合ガスを1/100に減容することができた。

報告書

核融合炉ブランケット照射試験体へのペブル充填特性

中道 勝; 河村 弘; 佐川 尚司; 石田 敏勝*; 平田 慎吾*; 鈴木 達志*

JAERI-M 93-060, 30 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-060.pdf:1.18MB

増殖材領域温度の制御特性を評価する上では、トリチウム増殖材ペブル及び中性子増倍材ペブルの充填率と熱伝導率との関係についての評価が重要である。特に充填率は、水流等による機械的振動や熱サイクルによる熱膨張率差等の振動による影響を受ける。従って、本試験では、これらの振動を模擬し、充填率壁効果、充填率分布の再現性、充填率経時変化、充填率高温時変化について調べた。

論文

核融合炉トリチウム増殖材の容器内充填特性

中道 勝; 河村 弘; 佐川 尚司; 石田 敏勝*; 平田 慎吾*; 鈴木 達志*

FAPIG, 0(132), p.22 - 28, 1992/11

核融合炉の増殖ブランケット概念としては、トリチウム増殖材であるリチウム酸化物を直径1mm程度のペブルとして充填する方式が有望になっている。ペブルのブランケット容器への充填においては、核的特性及び熱流動特性の観点から、高密度かつ均一であることが要求される。本報告書は、微小球充填型方式ブランケットを対象として、増殖材の高密度及び均一充填技術の開発を目的とした試験研究についてまとめたものである。

報告書

増殖材・増倍材ペブル充填層振動特性実験装置の製作

榎枝 幹男; 吉田 浩; 平田 慎吾*; 石田 勝敏*

JAERI-M 92-104, 29 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-104.pdf:0.77MB

ITER用ブランケットとしてわが国が開発を担当しているブランケットは、1mm$$phi$$の増殖材、増倍材ペブルを各々独立に充填した充填層を交互に配置する構造となっている。このようなブランケットの熱的挙動は、ペブルの充填状態により大きく影響を受けるため、ITERの運転特性を考慮した安定性の高い充填層を実現することが必要である。標記試験装置は、実ブランケットを模擬したステンレス鋼製パネル試験体、アクリル製試験体、加振機及び計測系で構成され、工学規模の試験体による充填特性(静的及び動的特性)を把握し、ITERブランケットの設計及び製作に反映することが可能となっている。

報告書

ITERブランケット用冷却水流量配分試験装置の製作

吉田 浩; 榎枝 幹男; 平田 慎吾*; 怡土 英毅*

JAERI-M 92-070, 45 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-070.pdf:1.34MB

国際熱核融合実験炉(ITER)用ブランケットとして我が国は、多層構造ペブル充填型ブランケットの開発を分担している。本ブランケットはLi$$_{2}$$O層3、Be層9及び冷却材層5から構成されており、ブランケット内の温度分布形成及び除熱は冷却材層の夫々における冷却水流量の制御によつて達成する。従って冷却材ヘッダー部における流量の配分制御は極めて重要な課題となる。標記試験装置はITER工学R&Dの初年度計画に従って製作したものである。装置は、模擬冷却パネル3層(並列)、核発熱率模擬用ヒータ、アフタークーラ、冷却水加圧器、循環ポンプ、冷却水ヘッダー等で構成されている。これにより、ITERブランケット設計条件(温度:100$$^{circ}$$C以下、圧力:1.5MPa)におけるヘッダー部流量配分試験を幅広い条件で行うことが可能である。

報告書

Japanese contributions to blanket design for ITER

黒田 敏公*; 吉田 浩; 高津 英幸; 関 泰; 野田 健治; 渡辺 斉; 小泉 興一; 西尾 敏; 真木 紘一*; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 91-133, 191 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-133.pdf:5.79MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計は、1990年12月を以て3年間に渡る活動を終了した。この報告書はITERの概念設計の内、トリチウム増殖ブランケットに対する日本の設計検討をまとめたものである。日本は従来よりセラミック増殖材(Li$$_{2}$$O)をペブル形状で充填するブランケットを提案している。本設計においては、中性子増倍材(ベリリウム)をやはりペブル形状とし、Li$$_{2}$$Oペブルと混合して充填する方式および増殖材と増倍材の共存性が問題となった場合にこれを回避することを考えた分離充填方式(多層型)の2案について検討した。これらの構造概念を示すと共に、核および熱流動、強度特性に対する解析を実施し、トリチウムインベリ評価、製作性の検討を行った。正味トリチウム増殖比はいずれのブランケットも~0.8であり、外部からの供給と合わせ、ITERの運転に対するトリチウム燃料の供給を行える見込みである。

報告書

Japanese contributions to ITER testing program of solid breeder blankets for DEMO

黒田 敏公*; 吉田 浩; 高津 英幸; 真木 紘一*; 森 清治*; 小林 武司*; 鈴木 達志*; 平田 慎吾*; 三浦 秀徳*

JAERI-M 91-063, 72 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-063.pdf:1.55MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計は1990年12月を以て3年間に渡る活動を終了した。この報告書はITERで行う工学試験計画に対する日本の提案をまとめたものである。とくにセラミック増殖材(Li$$_{2}$$O)を用いた動力炉用ブランケットを対象とし、ヘリウム冷却を行う場合および軽水冷却を行う場合について、試験項目や試験スケジュール、テストモジュール構造概念に関する検討を行った。また、テストモジュール用冷却系およびトリチウム回収系の設計を行い、各系統内主要機器の概略仕様を検討すると共に、系統全体としての設置スペクトルを評価して炉建家内レイアウトの検討用資料とした。

報告書

Hydrogen isotope separation study with the TSTA cryogenic distillation system; Two-column experiment with H-D-T

山西 敏彦; 吉田 浩; 福井 裕*; 内藤 大靖*; 平田 慎吾*; Sherman, R. H.*; K.M.Gruetzmacher*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 88-254, 30 Pages, 1988/12

JAERI-M-88-254.pdf:0.6MB

深冷蒸留カスケードの実験が、TSTA同位体分離システムにおける2本の塔を用いてH-D-Tにより行われた。充填部の内容、高さが異なる両塔共に、総括のHETPが約5cmであり、また塔内においてほぼ均一であることが認められた。カスケードの動的挙動もまた考察され、基本的な制御手法が提示された。

32 件中 1件目~20件目を表示