検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 23 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

東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けた研究開発のための研究拠点施設の整備; モックアップ試験施設及び放射性物質の分析・研究施設

有井 祥夫

第26回原子力施設デコミッショニング技術講座テキスト, p.53 - 70, 2013/10

東京電力福島第一原子力発電所(1F)1$$sim$$4号機の廃止措置等に向けた研究開発に関し、経済産業省から原子力機構へ平成24年度補正予算850億円が出資され、第1回東京電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議(平成25年3月7日)において、候補地の選定を含む研究開発拠点の基本的考え方が示された。これに基づき、放射性物質の分析・研究施設及び遠隔操作機器・装置実証施設(以下、モックアップ試験施設と称す)から構成される研究開発拠点施設を整備することとなった。研究開発拠点施設の整備にあたっては、中長期ロードマップを念頭に置いて進めていく。また、魅力的な研究開発拠点を目指し、国内外の英知を結集するための方策を検討し、国際的利用の促進を図っていく予定である。

報告書

核設計基本データベースの整備(X) - 「常陽」MK-II原子数密度の再評価 -

沼田 一幸*; 佐藤 若英*; 石川 真; 有井 祥夫

JNC-TN9410 99-015, 136 Pages, 1999/07

JNC-TN9410-99-015.pdf:3.79MB

核設計基本データベース整備の一環として、「常陽」のMk-II炉心について、その初臨界時の炉心組成を再評価した。今回の再評価の特徴は、炉心解析では今まで考慮されていなかった炉心燃料の中のPu-241の崩壊を、燃料製造データに遡って調査することにより厳密に取り扱い、「常陽」Mk-II炉心の初臨界日(昭和57年11月22日)におけるPu-241とAm-241の原子数密度を評価し直した点である。また、従来あまり寸法や形状を厳密に取扱っていなかった制御棒など燃料以外の領域や、今まで評価されていなかった領域(ダミー燃料、中性子源)の原子数密度も併せて評価を行っているため、今後の解析においては実験解析の精度をさらに向上することが期待できる。炉心解析で使用されていた従来の原子数密度と今回の再評価との主要な相違点を以下にまとめる。(1)燃料集合体の炉心部における重核種の原子数密度の変更は、Pu-239やU-235、U-238などの主要な核種については0.2$$sim$$0.3%程度であった。しかし、今回の見直しのきっかけとなったPu-241は-12%と大きく減少し、炉心解析で使用されていた従来の評価値は、Pu-241の崩壊を考慮しない製造時のままのデータを基にしていたものと推定される。(2)燃料以外では、制御棒と外側反射体Aの原子数密度が大きく変更になった。

報告書

第32回IAEA/IWGFR定例年会報告

有井 祥夫

JNC-TN9200 99-009, 432 Pages, 1999/07

JNC-TN9200-99-009.pdf:17.27MB

平成11年5月18日$$sim$$19日に、オーストリア・ウィーンのIAEA本部で開催された第32回IAEA/IWGFR定例年会に日本委員(代理)として出席した。出席国は、中国、フランス、ドイツ、インド、日本、カザフスタン、韓国、ロシア、アメリカ、イギリス、イタリアおよびスイスの12カ国から13人、IAEAから4人であった。会議では、IAEAの高速炉に関する1998年の活動のレビュー、1999$$sim$$2000年の活動計画の審議・調整を行うとともに、メンバー各国における高速炉開発の状況について、報告・討論が行われた。各国の主な状況は以下の通り。・フランスからは、PHX、SPXの現況とR&Dへの取組み状況のほか、1994年3月にRapsodieで発生したNaタンクでの事故の解析結果についての報告があった。・中国からは、実験炉CEFRの設計の概略と建設工事の進捗状況報告があった。2003年臨界の予定とのこと。・インド、ロシア、カザフスタンからは、それぞれ自国の高速炉の現況報告があった。・各国の活動状況や関心を簡単にまとめると、高速炉先進国(主に欧米諸国)の関心はデコミッショニングや新しい原子炉開発に関する研究に、ロシア、カザフスタンは研究協力による支援への期待が、そして、アジア諸国は高速炉開発への取組みに前向きとの印象であった。また、各国ともNaに替わる冷却材とそれを用いた液体金属冷却(高速)炉に関するR&Dへの関心が高かった。2000年のTechnical Committee Meetingのテーマは、"Design and Performance of Reactor and Subcritical Blanket with Lead,Lead-Bithmuth as Coolant and/or Target Material"に、また、炉物理関連のResearch Co-ordination MeetingとSpecialist Meetingが1999年11月頃にウィーンで開催されることとなった。このほか、IAEA事務局から、加速器による消滅処理に関する研究(ADS)をIAEA/IWGFRのスコープの中に含めたいとの提案があり、了承された。次回は、来月5月16日$$sim$$18日頃にIAEA本部で開催されることとなった。

論文

A Review of Fast Reactor Program in Japan April 1998 - March 1999

有井 祥夫

32nd Annual Meeting, 0 Pages, 1999/00

19998年4月から1999年3月の間、日本のFBR開発に関する主な動きを紹介する。・動燃事業団が核燃料サイクル開発機構に改組され、その中長期事業計画が策定された。・実験炉「常陽」では第2回定期検査とMK-III改造のための準備が進められた。・「もんじゅ」建設所では安全総点検にもとづくナトリウム漏えい対策が行われるとともに、今後の利用に関する検討が行われた。・原電(株)の進めている実証炉の最適化研究(Phase-II)では、経済性と信頼性の向上を目指した設計研究が行われた。

論文

使用済高速炉燃料の崩壊熱

青山 卓史; 鳥丸 忠彦; 吉田 昌宏; 有井 祥夫; 鈴木 惣十

日本原子力学会誌, 41(9), p.946 - 953, 1999/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.28(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料の崩壊熱の予測精度を向上させることは、燃料貯蔵・取扱設備や炉心冷却系の設計の観点から重要である。このため、「常陽」ではオンサイトで非破壊のまま使用済高速炉燃料の崩壊熱を測定する装置を開発し、これを用いて崩壊熱の実測データを蓄積してきた。今回データベース拡充のため、原子炉容器内で冷却することなく燃料を取出し、比較的冷却期間が短く崩壊熱の大きい使用済燃料の測定を行った。現在までに、集合体平均燃焼度約60GWd/tの使用済「常陽」Mk-II燃料集合体について、炉停止後約24$$sim$$258日における崩壊熱の減衰曲線を詳細に測定し、1.23$$pm$$0.03$$sim$$0.261$$pm$$0.019kWの実測の崩壊熱を得た。崩壊熱計算では、原研シグマ研究委員会で整備された崩壊・核分裂収率データやJENDL-3.2に基づく断面積を用いて測定集合体の照射履歴を模擬した燃焼計算を行い、崩壊熱や核種生成量を評価した結果、炉停止後24$$sim$$258日における崩壊

論文

高速実験炉「常陽」MK-II炉心の炉心・燃料管理経験

有井 祥夫; 青山 卓史; 鈴木 惣十

日本原子力学会誌, 39(4), p.315 - 325, 1997/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:61.17(Nuclear Science & Technology)

高速実験炉「常陽」では、昭和57年11月に照射用炉心(MK-II炉心)に移行後平成7年5月までに100MWt定格運転を29サイクル運転したほか、特殊サイクル運転を行い、燃料・材料開発のための種々の照射試験やプラント特性試験を実施してきた。これまでに、MK-II炉心での累積運転時間は約38000時間に達している。この間、燃料破損や大きなトラブルもなく、安全かつ安定な運転を行っている。また、炉心・燃料管理経験をもとに燃料交換方式の最適化による燃料の有効利用や工学的安全係数の再評価等を行い、炉心性能の向上を図ってきた。このMK-2炉心の炉心・燃料管理手法とその実績について報告する。

論文

高速実験炉「常陽」の炉心高性能化計画(MK-III計画)

有井 祥夫; 冨田 直樹; 前田 彰; 小林 孝良; 伊東 秀明; 飛田 公一; 山下 芳興

日本原子力学会誌, 38(7), p.577 - 584, 1996/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高速実験炉「常陽」は、燃料・材料の照射施設として、わが国のFBRの実用化に向けた高性能燃料・材料の開発ばかりでなく、外部機関から多種多様な照射試験への対応が要求される。このような状況の下に、炉心の高中性子束化、照射運転時間の増大および照射技術の高度化計画(MK-III計画)の検討を進めてきた。本稿では、このMK-3計画の概念と炉心及び冷却系設備等の設計結果について報告する。なお、設計の改造は、稼働中のプラントであるという制約条件を踏まえて行うものであり、その概要についても報告する。

論文

An Upgrading Program of the Reactor Code Performance of JOYO (the MK-III Program)

有井 祥夫; 冨田 直樹; 小林 孝良; 山下 芳興

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), 0 Pages, 1996/00

「常陽」のMK- 3計画は,炉心の高中性束化,照射運転時間の増大及び照射技術の高度化によって「常陽」の照射炉としての性能を向上させるものである。これまで,稼働中の原子炉であることによる機器設備改造上の制約の中で,照射性能を最大限に向上させるための検討項目の摘出とその解析評価及び設計を行ってきた。炉心の高中性子束化に関しては,広範なパラメータ・サーベイを行い,高速中性子束が現行炉心の約1.3倍となる炉心仕様を決定するとともに,中性子束化による原子炉出力の増大に対応する冷却系の改造方策を策定した。なお,制御棒の移設と炉心の拡大により,照射場も従来の約2倍を確保できる。また,所要照射機関の短縮を図るため,照射運転時間を増大させるための設備改造等についても検討を行った。現在,MK-3炉心での運転を1999年に開始すべく,移行炉心の検討や製作を進めている。

論文

Code and Fuel Management Experience of the JOYO Irradiation Core (MK-III Core)

有井 祥夫; 吉田 昌宏; 青山 卓史; 鈴木 惣十

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), 0 Pages, 1996/00

高速実験炉「常陽」では,昭和57年11月に照射用炉心(MK-2炉心)に移行後平成7年5月までに100MW定格運転を29サイクル運転したほか,特殊サイクル運転を行い燃料・材料開発のための種々の照射試験やプラント特性試験を実施してきた。これまでに,MK-2炉心での累積運転時間は約38,000時間に達している。この間,燃料破損や大きなトラブルもなく,安全かつ安定な運転を行っている。また,炉心・燃料管理経験をもとに燃料交換方式の最適化による燃料の有効利用や工学的安全係数の再評価等を行い,炉心性能の向上を図ってきた。このMK-II炉心の炉心・燃料管理手法とその実績について報告する。

論文

Fuel-sodium reaction product and its influence on breached mixed-oxide fuel pins

鵜飼 重治; 有井 祥夫

Journal of Nuclear Materials, 204, p.252 - 260, 1993/09

 被引用回数:22 パーセンタイル:12.29(Materials Science, Multidisciplinary)

EBR・IIにおける日米共同破損燃料継続照射実験結果を,燃料Na反応生成物の形成が破損ピン挙動に及ぼす影響の観点から評価したものである。燃料Na反応が生じるためには,酸素とNaが必要である。また反応が生じるためには,ピン内に侵入したNaが蒸発しない温度以下である必要があるため,線出力に最も影響される。 燃料Na反応生成物は低密度であるためペレットが膨張するとともに,O/M比の低下により燃料自体の熱膨張も大きくなるため炉の起動時にFCMIによる2次破損が生じやすくなる。また,熱的には破損ピンの燃料中心温度は上昇する傾向にはあるが,破損初期ではピン内へのNaの侵入によるギャップ熱伝導率の改善効果によりむしろ中心温度は低下することが判明した。

報告書

「常陽」運転特性試験マニュアル

吉田 昌宏; 沖元 豊; 曽我 彰*; 長崎 英明*; 有井 祥夫; 鈴木 惣十; 金城 勝哉

PNC-TN9520 91-007, 54 Pages, 1991/06

PNC-TN9520-91-007.pdf:1.43MB

高速実験炉「常陽」では,プラント特性及び炉心特性を把握し,原子炉の安定かつ安全な運転に資することを目的に,運転サイクル毎に運転特性試験を実施している。本マニュアルは,運転特性試験のうち,臨界点確認試験,制御棒構成試験,反応度係数測定試験を対象に,データ処理及び試験の要領と手順をまとめたものである。

報告書

「常陽」の高性能照射施設、新技術実証開発施設としての活用計画 MK-3計画 昭和63年度検討計画

有井 祥夫*

PNC-TN9410 89-189, 0 Pages, 1989/11

PNC-TN9410-89-189.pdf:10.29MB

「常陽」の高性能照射施設,新技術実証開発施設としての活用計画(Mark-III計画,以下,MK-III計画)は,我が国のFBRの実用化に向けての先導的,基盤的技術開発の展開において,中心的役割を果たすことを目的に計画された。MK-III計画は昭和62年度より研究開発本部及びに,大洗工学センターを中心に,その検討が進められてきた。昭和62年度は,MK-III計画検討総括グループの作成した基本計画を具体化するための予備検討を行った。昭和63年度においては,前年度に実施した幅広いサーベイ結果をもとに,成立性,投資効果,全体の整合性を検討・評価し,MK-IIIを構想段階から計画としての具体性を有したものとすべく検討を進め,年度末には技術的フィージビリティ・スタディを終了した。本報は,その成果をまとめたものである。*ワ-キンググループメンバーは資料2 **実験炉部技術課

報告書

実験炉部技術課試験研究成果速報; Vol.6, No.1 平成元年4月$$sim$$6月の成果概要

大戸 敏弘*; 有井 祥夫*; 小林 孝良*; 沢田 誠*; 島田 裕一*; 曽根 徹*; 舟田 敏雄*

PNC-TN9410 89-118, 153 Pages, 1989/08

PNC-TN9410-89-118.pdf:3.32MB

本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、平成元年4月から6月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報された成果の概要をまとめたものである。各成果は、その内容別に下記の項目に分類される。 ○高速実験炉の炉心特性の測定と解析・評価 ○高速実験炉のプラント諸特性の解析・評価 ○高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析 ○燃料性能実証試験のための設置変更準備 ○使用済燃料貯蔵設備増設のための設置変更作業 ○分析技術に関する研究開発 ○計算機コード・マニュアルの作成と整備 ○MK-3計画に関する検討 ○その他の試験研究及び解析・評価作業の成果 本報告書は、多岐にわたる分野の試験成果の速報であり、各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については、別途作成される報告書を参照されたい。

報告書

実験炉部技術課試験研究成果速報; Vol.5, No.4 平成元年1月$$sim$$3月の成果概要

大戸 敏弘*; 有井 祥夫*; 小林 孝良*; 沢田 誠*; 島田 裕一*; 曽根 徹*; 舟田 敏雄*

PNC-TN9410 89-089, 185 Pages, 1989/05

PNC-TN9410-89-089.pdf:3.9MB

本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、平成元年1月から3月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報された成果の概要をまとめたものである。各成果は、その内部別に下記の項目に分類される。(1)高速実験炉の炉心特性の測定解析・評価 (2)炉心変形挙動の解析・検討 (3)高速実験炉のプラント諸特性の解析・検討 (4)高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析 (5)燃料性能実証試験のための設置変更準備 (6)使用済燃料貯蔵設備増設のための設置変更作業 (7)分析技術に関する研究開発 (8)計算機コード・マニュアルの作成と整備 (9)MK-3計画に関する検討 (10)その他の試験研究及び解析・評価作業の成果本報告書は、多岐にわたる分野の試験成果の速報であり、各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については、別途作成される報告書を参照されたい。

報告書

「常陽」MK-III計画 昭和62年度検討結果

山本 研*; 有井 祥夫*

PNC-TN9410 88-201, 1 Pages, 1988/09

PNC-TN9410-88-201.pdf:3.9MB

「常陽」の今後の利活用の方向について数年来関係箇所で検討が進められてきたが昭和62年度に入り本格的検討の気運が盛り上がった。Mark-3計画(MK-3計画)タスクフォースが研開本部、大洗工学センターを中心に結成され、その中の作業実施の組織としてMK-3検討W/Gが設けられた。このW/Gの目的は、FBR実証炉及び実用化へ反映させるため常陽の性能向上並びに機能向上に関する改造計画を予備的段階においてできるだけ具体的に検討し、その実現性の見通しを得ることにある。見通しが得られれば、昭和63年度の社内チェックアンドレビューを経て、本格的な計画遂行のプロジェクトに引継ぐ予定である。このW/Gは、MK-3計画検討総括Gr.の作成した基本計画を具体化することが任務であるが、昭和62年度はまず基本計画を固めるに要する予備検討を行った。本報はその成果報告である。

報告書

高速炉燃料の照射実績と諸デ-タの概要 : 「常陽」炉心燃料集合体の高燃焼度化に向けて

柴原 格*; 宮川 俊一*; 有井 祥夫*

PNC-TN943 85-11, 1 Pages, 1985/12

PNC-TN943-85-11.pdf:0.46MB

高速実験炉「常陽」では,照射試験の効率加等を目的として,炉心燃料集合体の最高燃焼度を50,000MWd/tから75,000MWd/tに上昇させる計画が進行中である。動燃事業団では,従来の設計以降,「常陽」MK―I炉心並びにMK―II炉心での照射実績とともに,高燃焼度に及ぶ燃料の照射データを蓄積してきているが,本報では「常陽1燃料の高燃焼度加に向けて,関連する照射実績データ,燃料ペレットの融点,燃料ピンの外径増加,核分裂生成ガス放出率,被覆管の内圧クリープ破断強度データ等について概要を示した。▲

報告書

「常陽」照射試験業務プログレス・レポ-ト・昭和54年4月$$sim$$昭和54年9月

大竹 俊英*; 小野 尚士*; 石山 智*; 宮川 俊一*; 野口 好一*; 有井 祥夫*; 梶原 栄二*

PNC-TN944 80-02, 1 Pages, 1980/04

PNC-TN944-80-02.pdf:1.56MB

本報告書は高速実験炉「常陽」の照射試験についてその業務進捗状況をまとめたものである。報告の期間は昭和54年4月から同年9月までの6ケ月である。主な報告内容は以下のとおりである。▲1)建物および内装機器の概念設計を終了した照射装置組立検査施設は,建設のための官庁許認可申請書を作成し,核燃料物質使用施設として科学技術庁・原子力局・核燃料規制課に説明を行い,核燃料物質使用変更許可申請を行った。また,同時に茨城県および大洗町に対しても説明を行った。▲2)建物および内装機器の夫々の引合仕様書を作成し,実施回議書および契約請求書を起案した。▲3)MK―1炉心構成要素の照射後試験計画書に従って試験のための各種炉心成要素が燃料材料試験部に送られた。9月末現在,炉心燃料6体,ブランケット燃料2体,制御棒4体,等である。▲MK―2照射試験計画の再検討を行い,具体的な炉心構成や核設計の検討作業を開始した。▲B型特殊燃料集合体の―BIJ,―B2M,―B3Mに関する製作設計が東海Pu燃部で実施され,その結果により部材引合仕様書を作成して実施回議書および契約請求書を起案した。▲今秋EBR―2で照射されるPNCドシメータワイヤセットを米国へ送った。また,「常陽」75MW第1サイクル用のカプセルが完成,照射リグヘ組込むために照射リグ製作会社へ支給された。▲MK―2照射試験条件のデータ整理を行い,標準平衡炉心の中性子束,反応率,$$gamma$$発熱,等の分布図表作成,解析作業を行った。▲

論文

Calculational and Experimental Experience on Core Management of Experimental Fast Reactor "JOYO

吉田 昌宏; 有井 祥夫; 庄野 彰; 鈴木 惣十; 金城 勝哉

3rd Asian Symposium on Research Reactor, , 

高速実験炉「常陽」は1977年に初臨界到達後、1982年に炉心を現行のMK-II炉心に改造し、現在MK-II定格23サイクルまで、合計約4万5千時間の運転を行ってきた。この間、運転監視コードMAGIを開発し、その計算結果とPIEや各種炉心パラメータの測定結果を比較評価することにより、予測精度を向上し、核的・熱水力学的パラメータの予測・評価、燃料交換計画の作成、燃料の燃焼度監視等の炉心管理への反映を図ってきた。MAGIの核計算オプションは25群のJFS-2を7群に縮約した群定数を用いた3次元拡散計算であり、出力分布、燃焼、熱水力学計算のオプションを有している。全体的にMAGIの予測精度はほぼ満足できる値である。

論文

Fuel-Sodium-Reaction-Product and Its Infuluence on Beached Mixed- Oxide Fuel Pins

鵜飼 重治; 有井 祥夫

ANS/ENS International Conference, , 

EBR・IIにおける日米共同破損燃料継続照射実験結果を,燃料Na反応生成物の形成が破損ピン挙動に及ぼす影響の観点から評価したものである。燃料Na反応が生じるためには,酸素とNaが必要である。また反応が生じるためには,ピン内に侵入したNaが蒸発しない温度以下である必要があるため,線出力に最も影響される。燃料Na反応生成物は低密度であるためペレットが膨張するとともに,O/M比の低下により燃料自体の熱膨張も大きくなるため炉の起動時にFCMIによる2次破損が生じやすくなる。また,熱的には破損ピンの燃料中心温度は上昇する傾向にはあるが,破損初期ではピン内へのNaの侵入によるギャップ熱伝導率の改善効果によりむしろ中心温度は低下することが判明した。

論文

Operating Experience of the JOYO MK-2 Core and the Future Plan(the MK-2 Program)

有井 祥夫; 青山 卓史*; 鈴木 惣十

日露高速炉専門家会議, , 

1983年に100MWt定格出力運転を開始した「常陽」MK-2炉心の炉心・燃料やプラントの管理、性能試験・特種試験および各種R&Dを通じて蓄積された知見と、この間に実施された数多くの照射試験により得られた成果を概括的に記述した。また、「常陽」の将来計画として、平成11年度からの本格運転を目標に、目下勢力的に推進されている「常陽」MK-3計画について、その概要を記述した。

23 件中 1件目~20件目を表示