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報告書

HTTRにおけるガス圧縮機のシールオイル漏れに関る改善

小山 直*; 濱本 真平; 金城 紀幸*; 根本 隆弘; 関田 健司; 磯崎 実; 江森 恒一; 伊藤 芳輝*; 山本 秀雄*; 太田 幸丸; et al.

JAEA-Technology 2007-047, 40 Pages, 2007/08

JAEA-Technology-2007-047.pdf:18.83MB

日本原子力研究開発機構が所有する高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉補助施設に設置しているガス圧縮機は、一般的な往復圧縮機を採用しているが、冷却材漏洩防止等の観点から複雑なロッドシール機構を有している。これまでの運転結果より、ガス圧縮機のロッドシール機構は、シールオイル漏れを頻発しており、長期連続運転における信頼性に問題があった。調査の結果、シールオイル漏れの原因は、おもにシール材の限界摺動特性を超えた範囲で使用したため、シール材リップが摩耗・変形し、シール機能が維持できないことにあった。そこで、代替シール材の選定,工場試験装置を用いた耐久性評価試験,実機を用いた実証試験を通して、長期連続運転に耐え得るシール材の見通しを得た。

論文

Present status of HTTR and its operational experience

伊与久 達夫; 野尻 直喜; 栃尾 大輔; 水島 俊彦; 橘 幸男; 藤本 望

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

高温ガス炉は高温のヘリウムガスを供給できる可能性を持ちまたその固有の安全性から魅力的な炉型として注目されている。そこで、高温工学試験研究炉(HTTR)がJAEAの大洗研究開発センターに建設された。HTTRは定格出力30MWと原子炉出口温度850$$^{circ}$$Cを2001年12月7日に達成した。その後数サイクルの運転を経て、2004年4月14日に原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cを達成した。これは原子炉圧力容器外の温度としては世界最高である。HTTRではさらなる試験が計画されており、また核熱を利用した水素製造施設といった熱利用系を接続することも計画されている。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御応答試験結果

茂木 利広; 飯垣 和彦; 齋藤 賢司; 澤畑 洋明; 平戸 洋次; 近藤 誠; 澁谷 英樹; 小川 悟; 篠崎 正幸; 水島 俊彦; et al.

JAEA-Technology 2006-029, 67 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-029.pdf:3.07MB

HTTRの制御系のうち、中間熱交換器ヘリウム流量制御系,1次加圧水冷却器ヘリウム流量制御系,2次ヘリウム流量制御系,原子炉入口温度制御系,原子炉出力制御系及び原子炉出口温度制御系については、系統別総合機能試験及び出力上昇試験でその性能が明らかにされてきた。これらの試験では、各制御系に外乱を与えても安定に制御できることを確認した。また、原子炉出力30%$$sim$$100%までの自動運転においても、原子炉出力,温度,流量を安定に制御できることを確認した。本報告書は、これらの制御系の概要と試験結果について報告する。

報告書

HTTR後備停止系不具合の調査報告書

濱本 真平; 飯垣 和彦; 清水 厚志; 澤畑 洋明; 近藤 誠; 小山 直; 河野 修一; 小林 正一; 川本 大樹; 鈴木 尚; et al.

JAEA-Technology 2006-030, 58 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-030.pdf:10.69MB

日本原子力研究開発機構が所有する高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系の、動作原理の異なる二つの独立した系統で構成されている。通常運転時、原子炉の反応度を制御するとともに、運転時の異常な過渡変化時及び事故時に安全かつ確実に原子炉を停止させるものである。後備停止系は、万一制御棒系のみで原子炉を停止できない場合に、中性子吸収材である炭化ホウ素ペレットを炉心内に重力落下させ、いかなる運転状態からも原子炉を停止する機能を有するものであり、炭化ホウ素ペレットと、ペレットを収めるホッパ,電動プラグ,後備停止系駆動機構,ガイドチューブ等で構成されている。HTTRでは、平成16年7月26日から平成17年3月4日までの計画で、施設定期検査を実施してきたところ、2月21日の後備停止系の作動試験時に、本装置の16基のうち1基が正常に動作しないことがわかった。調査の結果、後備停止系が正常に動作しなかった原因は、後備停止系を駆動するモータの上部のオイルシールが変形したことによってグリースから分離した油がブレーキに到達し、ブレーキの磨耗した粉と混合することによって粘着物となり、粘着物がブレーキの解除を阻害したことによって、モータの駆動を妨げたことがわかった。

報告書

HTTRの原子炉入口温度制御系の試験結果

齋藤 賢司; 中川 繁昭; 平戸 洋次; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 土山 賢*; 安任 敏雄*; 茂木 利広; 水島 俊彦; 中澤 利雄

JAERI-Tech 2004-042, 26 Pages, 2004/04

JAERI-Tech-2004-042.pdf:1.16MB

HTTRの原子炉制御系は、原子炉出力制御系,原子炉入口温度制御系及び1次冷却材流量制御系等から成り立っており、1次冷却材流量一定条件の下に、原子炉出力30MW,原子炉出入口冷却材温度850$$^{circ}$$C/395$$^{circ}$$Cを達成している。本報告書は、原子炉制御系のうち、原子炉入口温度制御系について、HTTRの出力上昇試験において実施した制御特性試験の結果を示すものである。試験の結果、外乱に対して原子炉入口冷却材温度を安定に制御できる制御パラメータを選定することができた。また、選定した制御パラメータにより、原子炉入口温度制御系が定められた制御変動幅内での安定した温度一定運転ができること、及び原子炉運転中の外乱に対して、原子炉入口冷却材温度を発散させることなく、安定に追従できることを確認した。

報告書

HTTR自動停止(2003年5月21日発生)の原因調査結果

平戸 洋次; 齋藤 賢司; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 茂木 利広; 土山 賢*; 安任 敏雄*; 水島 俊彦; 中澤 利雄

JAERI-Tech 2004-037, 33 Pages, 2004/04

JAERI-Tech-2004-037.pdf:4.08MB

HTTR(高温工学試験研究炉)は、並列運転モードでの運転経験の蓄積と安全性実証試験の実施を目的として、平成15年5月6日から平成15年6月18日までの予定で、原子炉の運転を行っていた。5月21日、原子炉出力約60%(約18MW)で原子炉の運転を行っていたところ、「1次加圧水冷却器ヘリウム流量低」スクラム信号により原子炉が自動停止した。原子炉自動停止の原因は、1次ヘリウム循環機Aが自動停止したことにより、1次加圧水冷却器のヘリウム流量が低下したためであった。調査の結果、1次ヘリウム循環機Aが自動停止した原因は、1次ヘリウム循環機Aの動力電源ラインにある遮断器の制御電源を監視している補助リレーが、常時励磁され発熱している他の電気部品と接近して設置され、使用温度の上限に近い温度条件下で使用されてきたために性能が劣化し、誤動作したためであることが明らかになった。

論文

Distribution of radiocarbon in the southwestern north pacific

荒巻 能史; 水島 俊彦; 久慈 智幸*; Povinec, P. P.*; 外川 織彦

Radiocarbon, 43(2B), p.857 - 867, 2001/03

1997年に行われたIAEAによる太平洋放射能調査において、南西部北太平洋海域の5観測点で、放射性炭素測定のための試料が得られた。うち3観測点は、1973年に採水,測定が行われたGEOSECSと同地点であり、25年間での鉛直分布の変化が確かめられた。残り2点は、ビキニ環礁周辺であり、採水の前年に行われたフランスによる核実験の影響を見るものであった。上記3点の鉛直分布は、1950年代に始まった先進国による核実験由来の$$^{14}$$Cが、海水の移流,拡散により、より下層へ広がっている様子がうかがえ、緯度や表層流の影響が大きいことが示唆された。一方、ビキニ環礁周辺では近年の核実験による影響がみとめられないことがわかった。

論文

原研むつ・タンデトロン加速器の現状

北村 敏勝; 荒巻 能史; 水谷 義彦*; 外川 織彦; 水島 俊彦; 甲 昭二*; 須藤 一彦*

JAERI-Conf 2000-019, p.26 - 29, 2001/02

原研は、1997年4月むつ事業所にタンデトロン加速器質量分析装置を導入した。本装置は、炭素及びヨウ素同位体比測定ラインから構成される。炭素ラインは、1998年10月測定精度確認後、昨年12月から本格的な運転を開始し、本年4月までに海水試料等約620個を測定した。一方、ヨウ素ラインは、1999年10月に重イオン検出器を用いて測定精度確認試験を行い、相対標準偏差が1.0%以内であることを確認した。現在は飛行時間型検出器による繰返し精度確認のための調整を行っている。今後はヨウ素同位体比の精度確認を行った後、測定条件を検討するとともに炭素同位体比測定を行う予定である。本講演では、炭素同位体比測定の現状、重イオン検出器を用いたヨウ素同位体比測定精度確認試験結果等について紹介する。

論文

西部北太平洋における$$Delta^{14}$$Cの分布と人為起源炭素の追跡

荒巻 能史; 渡邉 修一*; 角皆 静男*; 久慈 智幸*; 水島 俊彦; 外川 織彦

JAERI-Conf 2000-019, p.73 - 75, 2001/02

西部北太平洋では、冬季の活発なガス交換によって、そこで形成される北太平洋中層水に大気中CO$$_{2}$$が大量に溶け込み、北太平洋全域へ運ばれているとの報告がある。海水の溶存無機炭酸中の$$^{14}$$Cは、この中層水の動態を明らかにする上で重要な化学トレーサーとしての役割をもつ。本研究は、むつ事業所に設置されたAMSによって$$^{14}$$Cが測定された最初のデータである。このデータの解析から大気中に放出された人為起源のCO$$_{2}$$の海洋での挙動について考察を加えた。

論文

The AMS facility at the Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI)

荒巻 能史; 水島 俊彦; 水谷 義彦*; 山本 忠利; 外川 織彦; 甲 昭二*; 久慈 智幸*; Gottdang, A.*; Klein, M.*; Mous, D. J. W.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 172(1-4), p.18 - 23, 2000/10

 被引用回数:26 パーセンタイル:15.45(Instruments & Instrumentation)

日本原子力研究所むつ事業所では、1997年にハイボルテージ社のタンデトロンを設置した。同装置は$$^{14}$$C及び$$^{129}$$Iの測定を行うための2つのビームラインを有している。$$^{14}$$Cについては精度確認を終了し、$$^{14}$$C/$$^{12}$$Cについて1.58‰、$$^{13}$$C/$$^{12}$$Cについて0.25‰の変動係数が得られた。$$^{129}$$Iについては精度確認のための最終調整を行っている。さらに$$^{14}$$C測定のための正確さを評価するため、IAEAが配布する標準試料を測定した結果、その値は他の機関により報告されている値と一致した。また、当研究室ではおもに海洋中の水循環や炭素循環を研究する目的でDIC中の$$^{14}$$C測定を計画している。そこで海水中のDICを効率よく抽出するための前処理法を開発し、自動化を推進している。講演では、これら前処理法を用いて得られた西部北太平洋のデータについても一部紹介する。

報告書

タンデム型加速器質量分析装置の整備

水島 俊彦; 外川 織彦; 水谷 義彦*; 甲 昭二*; 山本 忠利

JAERI-Tech 2000-004, p.68 - 0, 2000/02

JAERI-Tech-2000-004.pdf:7.24MB

海水の混合及び循環などの過程についてその機構を解明するため、タンデム型加速器質量分析装置(以下「タンデトロン」という。)を1997年4月むつ事業所大湊施設に設置した。タンデトロンは、おもに炭素の同位体比を測定するラインと質量数の重いヨウ素の同位体比を測定するラインから構成される。炭素ラインは、整備が終了して海水試料の測定を開始し、ヨウ素ラインは、重イオン検出器による測定精度の確認が終了している。本報告は、タンデトロンの整備状況についてまとめたものであり、これまでの調整状況、タンデトロンの概要、測定性能に関する試験、遮蔽性能に関する評価及び検査・問題点とその改善対策等について記述したものである。

報告書

北西太平洋とその周辺海洋の放射性廃棄物投棄海域における海洋放射能調査; 第2回日韓露共同海洋調査における原研の調査研究

外川 織彦; 北村 敏勝*; 水島 俊彦; 藪内 典明; 小林 卓也

JAERI-Research 98-062, 50 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-062.pdf:3.49MB

原研は、1995年8月15日から9月15日まで実施された第2回日韓露共同海洋調査に参加した。この調査の目的は、旧ソ連とロシアが北大西洋とその周辺海域へ投棄した放射性廃棄物、及び韓国と日本が過去に領海内へ試験的に投棄した放射性廃棄物による海洋の放射能汚染状況を調査することであった。原研が実施した船上簡易測定の結果、海水と海底土の試料中に検出された$$^{137}$$Csの濃度は、北西大西洋とその周辺海域で一般的に観測されるグローバル・フォールアウト起因のレベルと同程度であった。本報告書は、第2回日韓露共同海洋調査の概要、海洋調査における原研の調査研究、海洋放射能の測定結果を記述する。

論文

原子力船「むつ」の軌跡,研究開発の現状と今後の展開,Part II; 原子力船「むつ」の設計

八巻 治恵; 藤川 正剛; 板垣 正文; 石田 紀久; 水島 俊彦; 工藤 隆広*; 坂本 幸夫; 伊勢 武治

原子力工業, 38(4), p.13 - 28, 1992/04

設計過程における設計支援するための試験・実験・船体部設計については、船体構造及び航海機器・原子炉設計については、炉心構成、冷却設備、計測制御設備、放射線管理設備、格納容器、電源設備及び推進プラント設備について述べた。

報告書

船体の振動・動揺とプラントパラメータの相関; 原子力第一船海上試運転報告書

角田 恒巳; 北村 敏勝; 水島 俊彦; 山崎 弘司; 中原 健*; 神谷 栄世*; 工藤 隆広*; 内藤 彰*; 冨永 峰男*

JAERI-M 92-034, 82 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-034.pdf:2.36MB

原子力第一船「むつ」の海上試運転の諸試験にあわせて船体運動に伴う振動、動揺が原子炉プラントに与える影響を調査するためプラント相関試験を実施し、船体の振動、動揺と原子炉プラント挙動との相関について解析を行った。本報告書では、解析の結果得られた船体及び原子炉格納容器等原子炉構造物の固有振動数、固有振動が原子炉プラントに与える影響、ローリング、ピッチングなど船体動揺と原子炉プラントパラメータとの相関について報告する。

報告書

原子力第一船海上試運転報告書

山崎 弘司; 北村 敏勝; 水島 俊彦; 角田 恒巳; 内藤 彰*; 中原 健*; 富永 峰男*; 神谷 栄世*; 工藤 隆広*; 中村 和義*

JAERI-M 91-212, 107 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-212.pdf:3.05MB

日本の原子力第一船として開発した「むつ」の海上試運転を1990年10月末から同年12月に掛けて実施した。海上試運転は原子動力による推進性能及び操縦性能を確認することを目的として実施したものである。本報告書では海上試運転の結果を(1)速力及び機関性能に関する試験(2)運動性能に関する試験(3)振動に関する試験(4)その他の試験に分類して取りまとめ報告する。また、試験技術として新しく採用した汎地球測位システムGPSの海上試運転への適用について紹介する。

論文

原子力船「むつ」核計装用コネクタ部の照射試験

工藤 隆弘*; 水島 俊彦; 角田 恒巳; 中沢 利雄

DEI-91-136, p.59 - 68, 1991/12

原子力船「むつ」の核計装用同軸ケーブルの交換時期も検討するため、実装と同仕様のプレハブ型ケーブルを製作し、照射試験を前回行った。その結果、試験に供したプレハブケーブルは、~5$$times$$10$$^{8}$$R程度までの照射線量に耐えることが判った。さらに、今回、追加試験としてコネクタ部の照射試験を行った。その結果、プレハブケーブルの照射による劣化は、ケーブルよりもコネクタ部の寄与が支配的である。これにより、コネクタ部の重要性が確認できた。また、同ケーブルは、前回の照射試験で得られた値と同程度の照射線量まで耐えることが確認できた。

論文

原子力船「むつ」核計装用同軸ケーブルの照射試験

摺木 正二*; 角田 恒巳; 水島 俊彦; 中沢 利雄; 金沢 文一*

EIM-89-124, p.27 - 36, 1989/12

原子力船「むつ」実験航海に向けた各種機器の保守点検の一環として、核計装用同軸ケーブルの交換を実施するにあたり照射試験を実施した。同軸ケーブルは核計装中性子検出器に接続されるもので、予測される被曝線量もかなり高く、そのうえ微少な信号を扱う特殊性がある。この為主として電気的な特性面から評価を行った。その結果、試験に供したプレハブケーブルは、~5$$times$$10$$^{8}$$R程度まで使用に耐えることが判った。

口頭

HTTR後備停止系装置の分解整備

清水 厚志; 濱本 真平; 小林 正一; 石井 喜樹; 飯垣 和彦; 猪井 宏幸; 川本 大樹; 水島 俊彦; 中澤 利雄

no journal, , 

HTTRでは、平成16年7月26日から平成17年3月4日までの計画で、施設定期検査を実施してきたところ、2月21日の後備停止系の作動試験時に、本装置の16基のうち1基が正常に動作しないことがわかった。調査の結果、後備停止系が正常に動作しなかった原因は、後備停止系を駆動するモータ上部のオイルシールが変形したことによってグリースから分離した油がブレーキに到達し、ブレーキの磨耗した粉と混合することによって粘着物となり、粘着物がブレーキの解除を阻害したことによって、モータ駆動を妨げたことがわかった。

口頭

Operation of the High-Temperature Engineering Test Reactor

藤本 望; 野尻 直喜; 橘 幸男; 水島 俊彦

no journal, , 

高温ガス炉はその高温の出口温度と固有の安全性から魅力的な炉型である。高温工学試験研究炉(HTTR)は日本原子力研究開発機構の大洗研究開発センターに建設された。HTTRは2004年4月19日に原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成した。この温度は原子炉圧力容器外での温度としては世界最高のものである。これは高温ガス炉による高温熱利用の開発において大きなマイルストーンである。HTTRを用いたさらなる試験が今後計画されており、また核熱を用いた水素製造施設をHTTRに接続した試験が計画されている。この報告ではHTTR計画の概要について、最近の試験結果とHTTRを用いて今後行われる試験計画について報告する。

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