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論文

Recent progress and status of Monju

近藤 悟; 弟子丸 剛英; 此村 守

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2013/03

もんじゅは、1995年のナトリウム漏えい以降長期停止後、2010年に運転を再開し、ゼロ出力での試験において、アメリシウムを多く含む炉心の炉物理特性の正確な予測の実証等の成果を得た。東京電力福島第一原子力発電所の事故以降、停止状態にあるが、シビアアクシデントへの対応や安定運転の実証等を通じて将来のナトリウム冷却高速炉の技術を蓄積するというもんじゅの役割は変わっていない。これまでの技術成果、不具合対応、全交流電源喪失時の安全性向上対策及び今後の計画について概括的に述べる。

論文

次のステップへ動き出した「もんじゅ」,1; 性能試験再開と炉心確認試験の成果

弟子丸 剛英

原子力eye, 57(3), p.30 - 35, 2011/03

高速増殖原型炉もんじゅは、2010年5月6日、14年5か月ぶりに原子炉を起動して性能試験を再開し、同月8日、臨界に到達した。その第1段階である炉心確認試験は、炉心の安全性確認にかかわる試験や研究開発の目的で炉心及びプラントのデータを取得する試験から構成されるが、同年7月22日、全20項目の試験を終了した。これにより、長期停止プラントで安全に原子炉を起動して運転できること、炉心が安全上の核的制限値を満足していること、及び長期停止後の再起動炉心にあっても炉物理特性が精度よく評価できることを確認した。特に、長期炉停止に伴い、燃料中のプルトニウム241の壊変により生成したアメリシウム241を炉心平均で約1.5wt%含有する炉心の炉物理特性データは、実用化を目指す高速増殖炉の炉物理研究開発の発展にも資するものである。また、試験,各運転操作,試験期間中に発生した機器の不具合や警報への対応を通じて、高速増殖発電プラントの運転・保守技術の技術蓄積,人材育成の観点での成果も得ている。

論文

Efforts toward the restart of fast breeder reactor Monju

森薗 孝次; 竹内 則彦; 高山 宏一; 弟子丸 剛英; 向 和夫

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 5 Pages, 2008/10

高速増殖原型炉もんじゅは、日本初の研究開発のための高速増殖炉プラントであり、発電プラントとしての信頼性の実証とナトリウム取扱技術の確立などの研究開発を目的としている。もんじゅは1985年に建設を開始し、1994年に初臨界、1995年に40%出力を達成したが、同年末の試験運転中に発生したナトリウム漏えい事故により、以来、12年間に渡って停止状態にある。本件では、この長期停止プラントの再起動に向けた取り組みについて紹介する。

論文

Evaluation of the shielding characteristics test around the reactor core in the prototype FBR MONJU

宇佐美 晋; 鈴置 善郎; 弟子丸 剛英; Hikichi, T.*; Nakashima, F.*

Proceedings of 11th International Symposium on Reactor Dosimetry (ISRD-11), p.389 - 396, 2003/00

「もんじゅ」性能試験においては、「しゃへい性能に係わる設計裕度の確認」と「しゃへい解析手法の妥当性の確認」及び「将来炉のための基礎データの取得」を目的として、炉物理試験段階において、中性子検出箔及びB-10比例係数管を用いた「原子炉まわりしゃへい性能測定」を実施した。そして、得られた反応率測定データを対象に、JENDL-3.2核データファイルを用いてしゃへい設計手法による解析を行い、しゃへい設計要求条件との比較、設計裕度及び反応率C/E値の核データファイル間の違い等を評価した。

論文

Construction experience and renovation plan on MONJU

弟子丸 剛英

Russian Forum for Science and Technology, FAST NEU, 0 Pages, 2003/00

もんじゅの建設の歩み、原子力長期計画に基づくもんじゅの推進計画、ナトリウム漏えい対策、蒸気発生器伝熱管破損対策、今後のもんじゅの利活用計画について概要を述べる。

論文

Fast breeder reactor Monju

弟子丸 剛英; 弟子丸 剛英

第13回環太平洋原子力会議のパネル掲示, 0 Pages, 2002/10

もんじゅの鳥瞰図、高速増殖炉開発の意義、実用化に向けてのもんじゅの利用、今後の予定について、B2版のパネル1枚に掲載。

論文

APPLICABILITY OF THE THREE-DIMENSIONAL TRANSPORT CODE TORT TO THE SHIELDINGANALYSIS OF THE PROTOTYPE FBR M0NJU.

白木 貴子*; 多田 恵子*; 弟子丸 剛英,*; 佐々木 研治*; 鈴置 善郎

INT.CONF.ON SUPER COMPUTING IN NUCLEAR APPLICATION, 0 Pages, 2002/00

もんじゅ原子炉まわり遮蔽性能試験解析に3次元SN法計算コードTORTを適用し、TORTコードによる解析と2次元SN法計算コードで行った設計解析と比較してTORTコードによって計算精度を飛躍的に向上できることを確認するとともにもんじゅの遮蔽設計裕度が十分であることを確認した。この知見により、もんじゅ建設所では、次回の遮蔽性能試験計画を立案するため、TORTコードをその立案のための予備解析及び既住の遮蔽性能試験の解析に積極的に適用する方針である。

論文

THE REACTION RATEN DISTRIBUTION MEASUREMENT AND THE CORE PERFORMANCEEVALUATION IN THE PROTOTYPE FBR MONJU

宇佐美 晋; 鈴置 善郎; 中島 文明; 弟子丸 剛英

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 0 Pages, 2001/00

「もんじゅ」では、炉心性能の確認と炉心設計手法の開発等に資するため、炉物理試験の一環として、箔放射化法に基づく反応率分布測定を実施した。今回の発表では、本試験において得られた中性子検出箔の反応度測定結果と解析結果に基づき「もんじゅ」初期炉心における反応率分布、中性子スペクトル、増殖比、出力分布等を評価した結果について報告する。

論文

Reaction rate distribution measurement and the core performance evaluation in the prototype FBR Monju

宇佐美 晋; 鈴置 善郎; 弟子丸 剛英; 中島 文明

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 0 Pages, 2001/00

「もんじゅ」では、炉心性能の確認と炉心設計手法の開発等に資するため、炉物理試験の一環として、箔放射法に基づく反応率分布測定を実施した。今回の発表では、本試験において得られた中性子検出箔の反応率測定結果と解析結果に基づき、「もんじゅ」初期炉心における反応率分布、増殖比、出力分布等を評価した結果について報告する。

論文

The Reaction rate distribution measurements by the foil activation method in the prototype FBR Monju

宇佐美 晋; 弟子丸 剛英; 中島 文明

Proceedings of 9th International Symposium on Reactor Dosimetry (ISRD-9), p.865 - 872, 1999/00

もんじゅ性能試験のおいては、炉心設計の妥当性と設計裕度の確認、核計算コードの精度向上や「もんじゅ」炉心の高度化及び将来炉への反映等に資するため、初装荷炉心初期の炉物理試験段階において、箔放射化法に基づく「反応率分布測定」を実施したが、これらの測定結果について報告する。 本件は、当該測定に係わる発表論文に対する外部発表許可である。

論文

Reactor physics measurements at start-up of MONJU

中島 文明; 鈴木 隆之; 宇佐美 晋; 佐々木 研治; 弟子丸 剛英; 他2名*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), E-76- Pages, 1996/00

もんじゅの性能試験のうち炉物理試験の実施内容と測定結果の全般について報告する。燃料装荷に始まった臨界近接、初臨界の達成、初期炉心の構成制御棒校正他の反応度価値測定、等温温度係数の測定、箔放射化法による出力分布評価等について試験方法、試験結果、解析との比較等について述べる。結果として、炉物理試験は延滞なく完了し、炉心特性パラメータが把握されたことを発表する。

報告書

WIMS-ATRコ-ドライブラリ-の改良,整備

弟子丸 剛英*; 若林 利男*; 福村 信男*

PNC-TN941 85-167, 66 Pages, 1985/11

PNC-TN941-85-167.pdf:1.37MB

「ふげん」燃料PIE測定値及びDCA格子パラメータ測定値を用い,WIMS―ATRコードの精度確認及びライブラリ変更による精度向上の検討を行った。得られた結果は,次の通りである。▲1.現状のWIMS―ATRコードによる燃焼計算,U,Pu同位体組成計算の誤差は,16GWd/t燃焼時点で,Uで0.002%,Puで2%(絶対差)程度である。▲2.現状のWIMS―ATRコードでは,プルトニウム238の燃焼,生成チュインが整備されていないため,ライブラリに追加し,その結果プルトニウム238の計算誤差が大幅に改善された。▲3.Pu断面積の変更により,組成計算結果がどう変化するか,感度解析を行い,合わせて他のWIMSライブラリ変更提案についても検討した。それらに基づき,keffをできるだけ変化させず,組成計算誤差を小さくするライブラリ変更について検討した。その結果,Pu組成計算誤差を1%以内に納めることができる。▲4.ライブラリ変更により,DCA格子パラメータ計算誤差も改善できた。▲

論文

「もんじゅ」フローモニタの開発

戸村 和二; 弟子丸 剛英; 奥田 芳久*; 大場 俊雄*; 石川 紘一*

動燃技報, (90), 49-55 Pages, 

None

口頭

「もんじゅ」再開に向けて

弟子丸 剛英

no journal, , 

日本原子力学会北関東支部講演会にて、「もんじゅ再開に向けて」という表題で、以下の内容の講演を行う。(独)日本原子力研究開発機構の発足・高速増殖炉開発の意義・日本の高速増殖炉開発・「もんじゅ」のあゆみ・「もんじゅ」運転再開に向けて・高速増殖炉開発の拠点化を目指して。

口頭

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験(零出力炉物理試験),1; 全体概要

大川内 靖; 北野 彰洋; 鈴木 隆之; 沖元 豊; 宇佐美 晋; 弟子丸 剛英

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、安全上の核的制限値を確認するための測定,検査及び研究開発目的のための炉物理特性の把握やプラント系統設備の機能及び性能の確認を目的とした零出力炉物理試験を行った。ここでは原子力学会を通じて提案された試験項目も含め、その全体概要について述べる。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅ炉心確認試験,1; 全体概要

大川内 靖; 北野 彰洋; 鈴木 隆之; 沖元 豊; 宇佐美 晋; 弟子丸 剛英

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験において、安全上の核的制限値を確認するための測定,検査及び研究開発目的のための炉物理特性の把握やプラント系統設備の機能及び性能の確認を目的とした零出力炉物理試験を行った。ここでは原子力学会を通じて提案された試験項目も含め、その全体概要について述べる。

口頭

「もんじゅ」性能試験と今後の展開

弟子丸 剛英

no journal, , 

敦賀「原子力」夏の大学において、もんじゅの再開,性能試験及び今後の研究開発計画について紹介する。「もんじゅ」は2010年5月6日に14年5か月ぶりに性能試験を再開し、性能試験の第1段階である炉心確認試験を計画通り終了した。今後、40%出力試験,出力上昇試験を実施し、本格運転を行う。性能試験及びその後の本格運転を通して、高速増殖炉の発電プラントとしての信頼性の実証を行うとともにナトリウム取扱技術の確立を目指す。具体的な研究開発計画としては、炉心解析コードや熱流動解析コードの妥当性の検証,供用期間中検査装置の開発等を実施する。

口頭

もんじゅの運転再開と高速増殖炉実用化に向けた役割

弟子丸 剛英

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅは、2010年5月6日、14年5か月ぶりに原子炉を起動して性能試験を再開し、同月8日、臨界に到達した。その第1段階である炉心確認試験は、炉心の安全性確認にかかわる試験や研究開発の目的で炉心及びプラントのデータを取得する試験から構成されるが、同年7月22日、全20項目の試験を終了した。これにより、長期停止プラントで安全に原子炉を起動して運転できること、炉心が安全上の核的制限値を満足していること、及び長期停止後の再起動炉心にあっても炉物理特性が精度良く評価できることを確認した。特に、長期炉停止に伴い、燃料中のプルトニウム241の壊変により生成したアメリシウム241を炉心平均で約1.5wt%含有する炉心の炉物理特性データは、実用化を目指す高速増殖炉の炉物理研究開発の発展にも資するものである。

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