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論文

第1回ISTC/SACセミナー「核燃料サイクル及び関連する処理処分に関する新しい手法; 余剰兵器級プルトニウムとウラン及び原子炉級プルトニウムを考慮して」

前川 洋; 向山 武彦; 山根 剛; 宮崎 芳徳*; 平川 直弘*; 鈴木 篤之*; 竹田 練三*; 早川 均*; 川島 正俊*; 那須 速雄*; et al.

日本原子力学会誌, 40(12), p.963 - 965, 1998/12

国際科学技術センター(ISTC)の科学諮問委員会(SAC)が企画した第1回のセミナーが、ロシア連邦最大の秘密都市サロフで1998年6月22~25日、開催された。本セミナーの目的はトピックスに対する現状の総括、ISTCプロジェクトの成果、今後の課題等を議論し、有益で効果的なプロジェクトを提案実施するための指針をCISの科学者に与えることにある。ロシア外から39人の計102人の参加があり、日本から14人が参加した。セミナーは、セッションごとにトピックスに関する基調講演、4~7件の口頭発表に引き続き、1~2人によるコメントの発表と討論を行う形で進められた。

報告書

核熱利用システムの構築に必要な基礎検討

稲葉 良知; 文沢 元雄; 菱田 誠; 小川 益郎; 有富 正憲*; 神前 康次*; 桑原 信一*; 野村 眞一*; 小坂 伸一*; 小林 繁鋪*; et al.

JAERI-Tech 96-019, 122 Pages, 1996/05

JAERI-Tech-96-019.pdf:4.42MB

本来核エネルギーの持つ大きな可能性を、長期的な世界のエネルギー需給において現実に利用可能なものとしていくために、核熱利用の様々な可能性を具体的な利用システムとして構築していく必要がある。本検討では、資源としては豊富に存在するが、取り扱う物量や環境影響という点で最も大きな問題を抱えている石炭と、物量という点で最もコンパクトな原子力を組み合わせたシステムの可能性について重点的な考察を行った。まず石炭の改質技術の最近の開発状況について、石炭ガス化技術開発の立場から検討した。また高温核熱と石炭改質を組み合わせたシステムを比較・検討し、このようなシステムを総合的に評価するモデルの開発を行った。さらに、核熱利用と化学原料製造の関係や開発途上国等での核熱利用の開発状況を調査した。そしてこれらにより、核熱利用システムの有用性を示した。

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

Corrosion mechanisms of structural materials in high oxidizing solutions on nuclear environments and new alloy design for countermeasure

木内 清; 早川 均*; 林 政範*; 菊地 正彦

Proc. of the Int. Symp. on Material Chemistry in Nuclear Environment, p.65 - 78, 1992/00

原子力基盤総合的研究(クロスオーバー研究)の重点課題である「原子力極限環境用材料の開発に関する研究」として実施している耐食合金開発に関する研究報告である。当該研究では、環境の腐食性の強い再処理硝酸環境及び重照射を受ける原子炉炉心高温水環境で使用される構造材料を念頭にした耐食合金開発を進めている。前者では、対象環境の酸化力に対応した3系統の耐食合金、R-304ULCの最適化、高Cr複合添加合金及び臨界安全対策を加味したチタン等のリフラクトリー金属材料の改良・開発原理の探索、試作評価試験を進めて、実用性の高い各合金を選定して、試作材の特性評価を実施している。後者では重照射に伴う低温鋭敏化機構の解析と、オーステナイト相の安定化、高純度化及び金属組織制御等の材料改善対策の検討を進めて、総合的な耐照射性の優れた合金系を選定した。

論文

Corrosion and stress corrosion cracking behaviors of Ti, Zr metals and binary alloys in boiling nitric acid solution

早川 均*; 木内 清; 菊地 正彦; 山之内 直次*

Proc. of the Int. Symp. on Material Chemistry in Nuclear Environment, p.427 - 435, 1992/00

再処理プラントの主要構成機器に用いられる純Zrおよび比較材として純Ti,Ti-Zr合金に関して沸騰硝酸中における耐食性、応力腐食割れ性(SCC)を評価した。その結果、流動沸騰硝酸中での純Tiの腐食量は流動速度が大きくなるにつれ増加した。またバッチ式沸騰硝酸溶液で腐食試験を行なったところ、Ti-Zr合金は純Ti,純Zrと比べ腐食量が増大し、Zr含有量で20%付近が上限となった。一方、定速低ひずみ引張法を用いてSCC試験を実施したところ、純TiおよびTi-Zr合金ではSCCの傾向が認められなかったのに対し、純Zrは沸騰硝酸中における絞り値の低下および表面割れの発生が観察された。またこの傾向は硝酸濃度の増加および応力集中を容易にした切欠入り試験片を用いての試験により顕著となった。これらの結果をもとに試験合金の沸騰硝酸における腐食およびSCC挙動のメカニズムについて検討を加えた。

論文

Trans-passive corrosion mechanism of austenitic stainless steels in boiling nitric acid solution

林 政範*; 木内 清; 早川 均*; 菊地 正彦

Proc. of the Int. Symp. on Material Chemistry in Nuclear Environment, p.469 - 477, 1992/00

大型民間再処理工場の主要な硝酸プロセス機器の減圧蒸発缶材料には、R-SUS304ULC等のオーステナイトステンレス鋼が使用されるが、高酸化性イオンの共存下や高濃度の硝酸の伝熱沸騰条件において表面皮膜の保護性が低下して、過不働態と呼ばれている加速腐食を起こすことが懸念されている。この観点から、熱流束制御下の片面伝熱面腐食試験装置を用いて、当該材料の六価クロムを含む硝酸溶液中の腐食挙動に及ぼす熱流束の効果を検討した。この結果から、伝熱面における腐食速度の加速が、蒸発量及び硝酸の熱分解反応に伴う高酸化性雰囲気により生成する六価クロムの量に対応することが明らかとなった。さらに伝熱面における腐食の加速機構について、電気化学的測定及び解析を行い、沸騰伝熱面では、アノード及びカソード双方の電極反応が加速されることが分った。

論文

Verification of in-core thermal and hydraulic analysis code FLOWNET/TRUMP for the High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR) at JAERI

丸山 創; 数土 幸夫; 斎藤 伸三; 木曽 芳広*; 早川 均*

Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.227 - 232, 1989/12

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の設計において、炉心の伝熱流動、特に燃料体応力解析用熱的境界条件の決定、流路閉塞事故時の温度解析等に使用する熱流動解析コードFLOWNET/TRUMPの検証結果について発表するものである。検証は、HENDEL T$$_{1-M}$$による試験結果を用いて行い、FLOWNET/TRUMPの妥当性が確認された。

論文

フランジ型燃料ブロックを用いた高温ガス炉の炉心有効流量

文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 村上 知行*; 早川 均*

日本原子力学会誌, 31(7), p.828 - 836, 1989/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:56.68(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉の開発に先立ち、熱出力50MW、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cの多目的高温ガス実験炉の開発が進められてきた。本報告では実験炉の高性能化を目指して行った設計検討の一環としてブロック型燃料の接触面間ギャップを通る冷却材の漏れ流れ(クロス流れ)が燃料冷却に直接寄与する流量(炉心有効流量)に及ぼす影響について解析的に検討した。

報告書

フランジ型燃料ブロックを用いた高温ガス炉の炉心有効流量に関する解析検討

文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 村上 知行*; 早川 均*

JAERI-M 88-165, 26 Pages, 1988/09

JAERI-M-88-165.pdf:0.85MB

高温工学試験研究炉の開発に先き立ち、熱出力50MW、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cとの多目的高温ガス実験炉の開発が進められた。本報告では、実験炉の高性能化を目指して行った設計検討の一環として、フランジ型燃料ブロックを用いた場合の炉心有効流量を増加させるには、クロス流れ抵抗係数、燃料冷却流路断面積及び流路の等価値径の大きい燃料を選定すれば良いことを確認した。

報告書

高温工学試験研究炉の炉心内流量配分計画と評価

丸山 創; 藤本 望; 木曽 芳広*; 村上 知行*; 多喜川 昇*; 早川 均*; 数土 幸夫

JAERI-M 88-154, 147 Pages, 1988/08

JAERI-M-88-154.pdf:2.9MB

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心熱流力設計の基礎となる炉心内冷却材流量配分計画と評価の結果を、解析用データとともにまとめたものである。HTTRの炉心は、黒鉛ブロックを積重ねた積層構造となっており燃料体ブロック及び制御棒案内ブロック内の計画された流路以外に冷却材の流れる流路が構成される、そのため、炉心の有効な冷却の確保のために、このような計画外の流量で極力低減し、冷却材出口温度950$$^{circ}$$C達成のため適切な流量配分を定めている。

論文

ブロック型燃料高温ガス炉炉心の地震応答特性,1; コラムの振動実験

幾島 毅; 石塚 宏; 井出 朗*; 早川 均*; 新貝 和照*

日本原子力学会誌, 22(1), p.55 - 67, 1980/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:57.21(Nuclear Science & Technology)

黒鉛ブロックから構成された多目的高温ガス実験炉炉心の耐震研究の第1段階として、炉心構成要素である1本のコラムの1/2縮尺模型による振動実験を実施した。そして次の結果を得たので報告する。コラムはソフトスプリング特性と、境界との衝突によるギャップガタ系のハードスプリング特性を有する。衝突最大応答値は境界ギャップ幅の増加とともに増大する。上端ブロックのギャップ幅の増加はコラムの最大変位点を押し上げるが、上端ブロック重量増加はその逆の効果を有する。地震波入力に対する最大応答値は正弦波のそれの40~75%である。コラムの減衰定数は約30%であり、コラムの変位振幅の増加とともに大きくなる。シミュレーション解析値と実験値とは良く一致し、本文で示した解析法がブロック型燃料高温ガス炉炉心の地震応答解析法に有効であることがわかった。

報告書

One Stacked-column Vibration Test and Analysis for VHTR Core

幾島 毅; 石塚 宏*; 井出 郎*; 早川 均*; 新貝 和照*

JAERI-M 7727, 30 Pages, 1978/07

JAERI-M-7727.pdf:1.3MB

本報告は1コラム耐震試験と解析について述べたものである。多目的高温ガス実験炉の炉心要素である1コラムの1/2縮尺模型を振動台上に設置して、正弦波、地震波、ビート波およびステップ波によって、入力加速度で100~900gat、入力周波数域で0.8~15Hzの範囲で振動試験を実施した。得られた結果は以下の通りである。(1)コラムは非線形共振特性を有し、跳躍を伴った履歴現象示す。(2)コラムの振動特性は柔らかい非線形ばねによって連結されたはりと同じである。(3)コラムの共振周波数は入力加速度の増加に従って下降する。(4)衝突力は入力加速度およびギャップの増加に従って増加する。(5)試験結果と解析とが良好な一致をみた。なお、本報告はBNL-NUREG-50689発表論文に加筆したものである。

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