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論文

Fabrication process qualification of TF Insert Coil using real ITER TF conductor

尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200804_1 - 4200804_4, 2015/06

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA is planning performance test of 50 m Toroidal Field (TF) conductor of ITER using Central Solenoid Model Coil (CSMC) test facility at Naka-site in Japan. In order to test the conductor, "TF Insert Coil" (TFIC) is under fabrication in cooperate with Hitachi, Ltd. TFIC is a solenoid coil wound in 1.44 m diameter. It is going to be installed into the bore of CSMC, whose maximum magnetic field is 13 T. The maximum driven current of TFIC is 68 kA. In order to prepare for fabrication of TFIC, several trials of components including windings, removal of Cr plating of the strands, welding and compaction of terminal sleeve were carried out for process qualification. The results of trials showed that the winding dimater satisfied its criterion, the Cr plating was clearly removed using non-woven cloth soaked into HCl solution, the mechanical strengths at 4 K of welds at the terminal were enough. Eventually, the fabrication process qualification of TFIC was completed.

論文

Transient response of charge collection by single ion strike in 4H-SiC MESFETs

小野田 忍; 岩本 直也; 小野 修一*; 片上 崇治*; 新井 学*; 河野 勝泰*; 大島 武

IEEE Transactions on Nuclear Science, 56(6), p.3218 - 3222, 2009/12

 被引用回数:17 パーセンタイル:18.39(Engineering, Electrical & Electronic)

4H-SiC Metal Semiconductor Field Effect Transistor(MESFET)に15MeVの酸素イオン1個が入射した際に発生する過渡電流の計測を行った。MESFETのゲート電極にイオンが1個入射したときに、ゲート電極からだけでなく、ドレイン電極及びソース電極からも過渡電流が観測された。ドレイン電極からの過渡電流は、ソース電極からの過渡電流と極性が逆で、大きさが同じであったが、これは電荷中性条件により解釈できる。ところが、過渡電流を積分して求めた収集電荷量は、イオンの直接電離により誘起された電荷量よりも数桁も大きいことがわかった。素子構造を考慮すると、寄生トランジスタのバイポーラ増幅効果により、電荷量が増大した可能性が示唆された。

報告書

HTTR第2次燃料体組立,貯蔵作業における燃料取扱い

富本 浩; 加藤 康; 大和田 博之; 佐藤 直; 島崎 洋祐; 小澤 太教; 篠原 正憲; 濱本 真平; 栃尾 大輔; 野尻 直喜; et al.

JAEA-Technology 2009-025, 29 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-025.pdf:21.78MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、1989年に初装荷燃料を装荷し、初臨界を達成してから、10年が過ぎ、現在も初装荷燃料にて運転を継続中である。燃料体組立は12種類の濃縮度がある燃料棒4770本を黒鉛ブロックに装荷する。第2次燃料体組立では150体の燃料体を組立てた。燃料棒は設計上、燃料棒の濃縮度誤装荷防止について考慮されているが、さらに確実な取扱いができるように作業上の誤装荷対策をあらかじめ検討した。燃料棒の受入れを2008年6月から開始し、原子炉建家内で組立作業を行い、新燃料貯蔵ラックへの貯蔵を行った。組立,貯蔵作業は、3回の期間に分けて実施し、各々の期間ごとに使用前検査を受検し、2008年9月にすべての作業を完了した。その後、同年11月に使用前検査合格証を受けた。本報告は第2次燃料体の組立,貯蔵作業における燃料取扱いについてまとめたものである。

報告書

Operating experiences since rise-to-power test in High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

栃尾 大輔; 渡辺 周二; 茂木 利広; 河野 修一; 亀山 恭彦; 関田 健司; 川崎 幸三

JAEA-Technology 2007-014, 62 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-014.pdf:9.74MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、2000年4月より出力上昇試験を開始した。2001年12月にHTTRの最大熱出力である原子炉熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}$$Cを達成した。その後、2004年4月の最後の出力上昇試験において最大熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成した。使用前検査合格証取得後は、高温ガス炉固有の安全性を実証する安全性実証試験を行っている。本報では、出力上昇試験から6年間の運転経験についてまとめている。これらについては、(1)新型のガス冷却炉設計に関連する運転経験,(2)性能向上のための運転経験,(3)系統や機器の故障等に関する運転経験、の3つに分類してまとめた。

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

燃料体からのグロスガンマ線の計測によるHTTR炉心の出力分布評価

野尻 直喜; 島川 聡司; 高松 邦吉; 石井 喜樹; 河野 修一; 小林 正一; 川本 大樹; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 2003-086, 136 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-086.pdf:8.67MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の出力分布を定量的に確認するために、燃料体の核分裂生成物から発生するグロスガンマ線を測定する出力分布測定実験を行った。測定した燃料体は使用中の燃料であり、平均燃焼度は約4400MWD/tであった。運転停止中に炉内から燃料体を一時的に取り出した状態でGM管によりガンマ線測定を行い、3次元の出力分布の情報を得ることができた。測定実験の決定誤差は、燃料コンパクト1個当たりの軸方向については3$$sim$$6%、燃料体1体当たりの炉心径方向及び軸方向については4%であった。実験結果からHTTRの出力分布はおおむね設計の通りであることが明らかになった。また、モンテカルロコードMVPと核種生成消滅コードORIGEN2によるガンマ線分布の計算値は測定値とよい一致を示した。本報は、出力分布測定実験の測定方法,測定手順,測定データの分析,補正方法,測定結果の評価及び計算値との比較についてまとめたものである。

論文

SMESモデル・コイル; 初期冷凍・熱特性

濱田 一弥; 加藤 崇; 河野 勝己; 本田 忠明*; 種田 雅信*; 関口 修一*; 今橋 浩一*; 大都 起一*; 田尻 二三男*; 大内 猛*; et al.

低温工学, 33(7), p.467 - 472, 1998/00

SEMSモデル・コイルは、強制冷凍型導体を使用した4層ダブルパンケーキのコイルで、全質量は4.5トンである。ITER CSモデルコイル用に開発された冷凍機を用いて、コイルに過大な熱歪みを加えぬよう感度制御しながら初期冷凍を行い、目標である10日以内に初期冷凍を終了した。熱負荷を測定したところ、7.5Wであり、設計値と比較して同程度であった。

論文

Construction and commissioning test results of the test facility for the ITER CS model coil

中嶋 秀夫; 檜山 忠雄; 加藤 崇; 河野 勝己; 礒野 高明; 杉本 誠; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; et al.

Fusion Technology, 30, p.1248 - 1252, 1996/12

原研では、ITER工学R&Dの一環として、CSモデルコイルを試験するための試験装置を建設した。本装置では、1995年10月までに、コンピュータ・システムを除くすべてについて性能試験が完了した。例えば、液化システムにおいては、801l/hの液化能力、液化能力114l/hのもとでの冷凍能力5.03kWを達成し、ITER実機で必要とされる液化システム開発における中間目標を実証した。本報告では、試験装置全般の建設と性能試験結果について報告する。

論文

Cryogenic system for CS test facility

加藤 崇; 濱田 一弥; 河野 勝己; 檜山 忠雄; 本田 忠明*; 西田 和彦*; 関口 修一*; 大都 起一*; 松井 邦浩; 辻 博史

NIFS-PROC-28, 0, p.33 - 36, 1996/09

ITER中心ソレノイド・モデル・コイル試験装置の主要機器としての大型ヘリウム冷凍機を開発した。本冷凍機は、新規に開発した大型スクリュー型ヘリウム圧縮機、完全動圧型大型タービン膨張機を採用し、冷凍能力5kW(4.5K)、又は液化能力800l/hを発生する国内最大級のヘリウム冷凍機である。本論文では、本冷凍機のシステムを紹介し、これまでに得られた冷凍・液化特性結果を報告する。特に新規開発のタービン膨張機性能結果についても言及する。

論文

Performance study of the cryogenic system for ITER CS model coil

加藤 崇; 濱田 一弥; 河野 勝己; 松井 邦浩; 檜山 忠雄; 西田 和彦*; 本田 忠明*; 種田 雅信*; 関口 修一*; 大都 起一*; et al.

ICEC16/ICMC Proceedings, p.127 - 130, 1996/00

ITER中心ソレノイド・モデル・コイル実験用冷凍機を製作した。本冷凍機は、冷凍能力5kW(4.5K)又は液化能力800l/hの能力を有し、原研のこれまでの技術開発結果を用いて開発した大型ヘリウム冷凍機である。本論文において、設計諸元を紹介すると共に計測した本システムの熱力学的特性結果を報告する。

論文

Design and construction of long cryogenic piping lines

河野 勝己; 加藤 崇; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 檜山 忠雄; 西田 和彦*; 本田 忠明*; 関口 修一*; 大都 起一*; 安藤 守*; et al.

Proc. of 16th Int. Cryogenic Engineering Conf. /Int. Cryogenic Materials Conf., 0, 4 Pages, 1996/00

ITER共通試験用ヘリウム冷凍機と試験コイルを冷却し、各種試験を行うための連絡配管と、試験コイルR&D用装置と上記冷凍機を直結し、各種試験を行う連絡配管を設計・製作した。これらの配管の設計と性能試験について発表する。

論文

Final design of a cryogenic system for the ITER CS model coil

濱田 一弥; 西田 和彦*; 加藤 崇; 河野 勝己; 檜山 忠雄; 三宅 明洋*; 関口 修一*; 大都 起一*; 戎 秀樹*; 辻 博史

Cryogenics, 34(Suppl.), p.65 - 68, 1994/00

原研では現在、ITERの工学設計活動の一環として、センター・ソレノイド・モデル・コイルの設計とその共通試験装置の制作を進めている。その中で、コイル冷却に必要な大型ヘリウム冷凍機には、冷凍能力5kWと液化能力800l/hが要求され、これまでにそのプロセス及びシステムの設計作業を終了した。そしてその結果にもとづき、現在制作を行っている。本冷凍機の特長は、5kW-800l/hの運転では信頼性の観点から2J-T弁を採用したクロード・サイクルを使用し、将来極低温タービン膨張機を増設することにより、8kW-1200l/hまで性能を向上させることが可能なことである。本学会では、これまでに行ってきた冷凍機のプロセス設計の手法及び結果を、そして全体システムの構成について発表を行う。

報告書

ATR実証炉用被覆管の多数ピンバルーニング試験

芳賀 哲也; 小幡 真一; 河野 秀作; 上村 勝一郎; 長井 修一朗; 馬上 康*

PNC-TN8410 92-064, 143 Pages, 1992/04

PNC-TN8410-92-064.pdf:7.67MB

ATR実証炉において、冷却材喪失事故時に燃料被覆管がバルーニングした場合の、チャンネル内流路形状の変化を調べるため、多数ピンバルーニング試験を実施した。尚、本試験は電源開発株式会社との受託契釣に基づき、新型転換炉技術確証試験の一部として平成2年度から平成3年度に渡って実施したものである。本試験では、冷却材喪失事故条件を模擬して、実証炉集合体の一部を模擬した試験体のうちの被覆管7本を破裂させる方法で、内圧をパラメータとした試験を4体実施し、流路閉塞率を求めた。試験結果をもとに、燃料集合体のバルーニングによる流路閉塞率を検討した結果、集合体全断面の流路閉塞率は最大でも77%であり、再冠水実験に用いられた流路閉塞率条件である78%よりも小さいことが分かった。本試験の結果は、電源開発株式会社が行うATR実証炉冷却材喪失事故時の安全評価に使用される。

報告書

粉末特性評価試験; その1

大代 操; 上村 勝一郎; 河野 秀作; 高橋 邦明; 長井 修一朗; 宇野 弘樹*

PNC-TN8410 92-225, 44 Pages, 1992/03

PNC-TN8410-92-225.pdf:1.65MB

燃料製造R&Dの課題の1つである、原料粉末特性と燃料ペレット特性との関係を得るため粒子密度、比表面積、粒径・粒度分布測定装置を新しく設置した。試験装置の測定精度、データの信頼性・再現性等の確認や測定条件の最適化を図るため、標準物質を用い上記の装置のコールド試験を実施した。その結果、粒子密度測定において表面に凹凸が見られない試料の場合、公称値(液浸法による)との誤差は約4%以下であり、表面形状が複雑な場合は約16%であった。測定条件については、ガス圧力を0.35kg/cm/SUP2以下にし、試料の脱ガス処理を十分に行うことが必要である。比表面積測定では、測定値が粒子表面形状に大きく依存し、BBT多点法のプロット図で直線の場合は公称値との誤差が5%、曲線の場合は11%であった。測定条件についてはガス分子を試料に吸着させることにより値を求めているので測定前の脱ガス処理を完全に行うことが必要である。また、レーザ回析理論に基づく解析評価式が粒子を球形と仮定しているため、粉末が球状の場合には公称値との誤差が5%以内であったが、球状以外でも10%以内であった。また、測定条件として、粒子が溶媒中で均一に分散していなければならないので測定試料に適した溶媒液を使用しなければならない。なお、原料粉の様に比重が大きいものについては、蒸留水が適していると言われている。以下の結果から、各測定装置の測定精度と最適測定条件を確認することができた。

報告書

JPDR生体遮蔽コンクリート,イオン交換樹脂及び燃料貯蔵プール水中の長寿命核種の定量

武石 秀世; 鈴木 敏夫; 磯 修一; 河野 信昭; 星野 昭; 米澤 仲四郎; 畠山 睦夫; 小森 卓二

JAERI-M 89-224, 45 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-224.pdf:1.13MB

原子炉の解体技術の確立に際して、原子炉構造材料の内蔵放射能を評価することは極めて重要であるとの見地から、評価において特に問題となる$$^{3}$$H,$$^{14}$$C,$$^{239}$$Pu,$$^{134}$$Cs,$$^{137}$$Cs,$$^{152}$$Eu,$$^{154}$$Eu等の長寿命核種の定量法を開発した。さらに、これらの方法をJPDRの生体遮蔽コンクリート、冷却水精製用イオン交換樹脂および燃料棒貯蔵用プール水の分析に適用し、その実存量を測定した。

口頭

$$gamma$$線照射した4H-SiC MESFETの電気特性評価

小野田 忍; 岩本 直也; 小野 修一*; 片上 崇治*; 新井 学*; 河野 勝泰*; 大島 武

no journal, , 

耐放射線性SiC(Silicon Carbide)デバイス開発研究の一環として、4H(Hexagonal)SiCエピ基板上に作製したMESFET(Metal Semiconductor Field Effect Transistor)に、Co-60照射施設において、8.7kGy/hの線量率で2.4MGyの線量まで$$gamma$$線を室温にて照射した。照射前後の電流電圧特性を室温,暗条件にて測定した。その結果、2MGyを超えても相互コンダクタンスの変化はほとんど見られなかった。さらに、ゲートのリーク電流,理想係数,障壁高さ,しきい値電圧についても、同様に大きな変化は観測されなかった。以上のことから、4H-SiC MESFETは高い耐放射線性を有することが示された。

口頭

延性・靱性を重視した高速炉用高Cr鋼の開発に向けたV及びNb添加量の最適化と製品性能

小原 智史; 永江 勇二; 浅山 泰; 河野 恵太*; 船越 義彦*; 石倉 修一*; 浦田 一宏*

no journal, , 

延性・靱性に優れる高速炉用高Cr鋼の開発に向けて、V及びNb添加量をそれぞれ調整した高Cr鋼に対して高温機械試験並びに組織観察・分析を実施し、高速炉用高Cr鋼の最適添加量について検討した結果、延性・靱性(ここではクリープ破断延性,熱時効後靱性)が改良9Cr-1Mo鋼と同等以上であり、かつ改良9Cr-1Mo鋼と同程度のクリープ強度特性を発揮させるV及びNb添加量を示した。また、この成分系の鍛鋼品を試作し、材料特性を調査した結果、改良9Cr-1Mo鋼鍛鋼品と比較して優れた強度特性を有していることを示した。

口頭

ITER TF導体を用いたインサート・コイルの製作

尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.

no journal, , 

国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル・フィールド(TF)コイル用超伝導導体の性能を評価するため、原子力機構はTFインサート・コイル(TFIC)という直径1.44mで8.875ターンの巻線部を有するTF導体を用いたソレノイドコイルをメーカーとの協力により製作した。TFICは、原子力機構の所有する中心ソレノイドモデルコイル施設の中心ボアに据付され、最大13Tまでの外部磁場環境下で性能試験が行われる。TFICの製作にあたっては、TF導体及びTFICの構造を考慮した製作技術を確立する必要があった。原子力機構では、その製作過程で適用する製作技術について試作を実施し、超伝導素線へのダメージが無く、構造的強度が十分で、かつ、製作プロセスが適切に完了可能であるかという観点から、解体試験及び極低温度を含む温度領域での機械試験を実施した。上記試験の結果から、各製作プロセスである導体巻線・Crめっき除去・電気継手部の溶接・熱処理・導体絶縁のための樹脂含浸工程を確立し、TFインサート・コイルの製作を問題なく完了することができた。本発表では、上記試作結果とTFICの製作プロセスについて報告する。

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