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論文

Conceptual plant system design study of an experimental HTGR upgraded from HTTR

大橋 弘史; 後藤 実; 植田 祥平; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 笠原 清司; 佐々木 孔英; 水田 直紀; Yan, X.; 青木 健*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

商用炉に向けて高温工学試験研究炉(HTTR)を高度化した高温ガス実験炉のシステム概念検討を実施した。安全設備については、実用炉技術を実証するため、受動的炉容器冷却設備、コンファインメントの採用など、HTTRから高度化を図った。また、商用炉におけるプロセス蒸気供給の技術確立に向けて、HTTRの系統構成から中間熱交換器(IHX)を削除し、新たに蒸気発生器(SG)を設置した。本論文では高温ガス実験炉のシステム概念の検討結果を述べる。

報告書

高温ガス炉導入検討のための需要調査及び熱バランスの検討

深谷 裕司; 笠原 清司; 水田 直紀; 稲葉 良知; 柴田 大受; 西原 哲夫

JAEA-Research 2018-004, 38 Pages, 2018/06

JAEA-Research-2018-004.pdf:1.81MB

高温ガス炉導入検討のための需要調査及び熱バランスの検討を行った。はじめに、先行研究の需要調査に対する整理を行った。次に、高温ガス炉の商用炉設計であるGTHTR300の熱バランスとその特徴について調べ整理した。これらの情報を踏まえ、現在の日本の需要に見合う高温ガス炉導入基数を算出した。また、今後の研究の発展に備え、熱バランス評価コードの整備も行った。

論文

Implementation of a low-activation Au-In-Cd decoupler into the J-PARC 1 MW short pulsed spallation neutron source

勅使河原 誠; 池田 裕二郎; 大井 元貴; 原田 正英; 高田 弘; 柿白 賢紀*; 野口 学*; 島田 翼*; 清板 恭一*; 村島 大亮*; et al.

Nuclear Materials and Energy (Internet), 14, p.14 - 21, 2018/01

J-PARCの1MWパルス中性子源では、中性子パルスの成形に用いるデカップラとして、異なる共鳴吸収材から構成し、1eVと高い中性子吸収エネルギーを有するAg-In-Cd合金を開発した。このデカップラによりパルス成形された中性子は、粉末解析の実験装置において最高分解能を更新したが、中性子照射によって生成される長半減期の108mAgの放射能が高いため使用済み機器の取扱においては短所であった。そこで、放射能を大幅に減らす代替材としてAuを使用したAu-In-Cd材の開発を行ってきた。しかしながら、実機のモデレータ・反射体に実用化する上で、大型のAu-In-Cd板と構造材のA5083材とをHIP接合し十分な接合強度を得ることが課題であった。本研究では、Au-In-Cd材の表面状態、大型化した熱容量の変化による接合部界面温度に関わる検討を行い、実規模大のHIP接合において、最適接合条件を見つけることができた。この結果、反射体へのAu-In-Cd材の実用化に成功し、中性子性能を損なわず、大幅な放射能低減の見通しを得た。

論文

全反射高速陽電子回折(TRHEPD)法によるルチル型TiO$$_{2}$$(110)(1$$times$$2)表面の構造決定

望月 出海*; 有賀 寛子*; 深谷 有喜; 和田 健*; 前川 雅樹*; 河裾 厚男*; 設楽 哲夫*; 朝倉 清高*; 兵頭 俊夫*

表面科学, 37(9), p.451 - 456, 2016/09

本論文では、30年間構造が確定しなかった、触媒の担体として知られるルチル型の二酸化チタン表面の構造解析について報告する。全反射高速陽電子回折(TRHEPD)を用いて、陽電子の回折スポット強度の視射角依存性の測定および、動力学的回折理論に基づく強度解析を行った。その結果、最近Wangらが理論的に提唱した構造モデルを用いると実験結果をよく説明できることがわかった。

論文

Structure determination of the rutile-TiO$$_{2}$$(110)-(1$$times$$2) surface using total-reflection high-energy positron diffraction (TRHEPD)

望月 出海*; 有賀 寛子*; 深谷 有喜; 和田 健*; 前川 雅樹; 河裾 厚男; 設楽 哲夫*; 朝倉 清高*; 兵頭 俊夫*

Physical Chemistry Chemical Physics, 18(10), p.7085 - 7092, 2016/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:35.16(Chemistry, Physical)

本研究では、全反射高速陽電子回折(TRHEPD)法を用いて、30年来議論が続くルチル型の二酸化チタン表面の原子配置を決定した。陽電子の反射強度の入射角依存性を測定し、様々な構造モデルを仮定した計算結果との比較を行った。構造解析の結果、OnishiとIwasawaが提唱した構造モデルに最表面の酸素原子の非対称性を取り入れることにより、実験結果をよく説明できることがわかった。

報告書

使用済燃料に含まれる核分裂生成核種の組成測定試験方法の検討

深谷 洋行; 須山 賢也; 薗田 暁; 大久保 清志; 梅田 幹; 内山 軍蔵

JAEA-Research 2013-020, 81 Pages, 2013/10

JAEA-Research-2013-020.pdf:3.81MB

日本原子力研究開発機構が原子力安全基盤機構から受託した事業「平成20-23年度軽水炉燃焼燃料の核分裂生成核種組成測定試験」において、燃焼率評価に必要な元素の1つであるネオジムを対象とした2種類の手法による定量結果に差異が生じた。使用済燃料中の核分裂生成核種組成の測定は重要な基盤技術であり、また、福島第一原子力発電所事故に対応する技術として今後も継続的に発展させる必要があるため、確度の高いデータの取得及び定量結果の差異の原因究明を目的としたフォローアップ測定を実施した。測定の結果、ネオジムについては5試料のうち2試料で、また、核分裂生成核種の一部については5試料すべての定量結果の修正が必要であることがわかった。本報告は、本フォローアップ測定において実施した作業及び測定結果についてまとめたものである。

報告書

NUCEFにおける分析; 平成18年度

坂爪 克則; 青木 博道; 芳賀 孝久; 深谷 洋行; 薗田 暁; 清水 香織; 新妻 泰*; 伊藤 光雄; 井上 猛

JAEA-Technology 2007-069, 44 Pages, 2008/02

JAEA-Technology-2007-069.pdf:4.55MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成18年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。平成18年度における総分析試料数は、254試料であった。本報告書は、平成18年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。

報告書

NUCEFにおける分析; 平成17年度

深谷 洋行; 青木 博道; 芳賀 孝久; 西沢 英俊; 薗田 暁; 坂爪 克則; 清水 香織; 新妻 泰*; 白橋 浩一; 井上 猛

JAEA-Technology 2007-005, 27 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-005.pdf:1.97MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成17年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、MOX燃料溶解液からのウラン(U)/プルトニウム(Pu)の抽出分離試験で発生した抽出廃液の処理にかかわる分析を行った。平成17年度における総分析試料数は、185試料であった。本報告書は、平成17年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。

報告書

NUCEF分析業務報告書; 平成16年度

西沢 英俊; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 清水 香織; 芳賀 孝久; 境 裕*; 圷 英之*; 新妻 泰; 井上 猛; et al.

JAEA-Technology 2006-007, 24 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-007.pdf:1.81MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成16年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、MOX燃料溶解液からのウラン(U)/プルトニウム(Pu)の抽出分離試験で発生した抽出廃液の処理にかかわる分析を行った。平成16年度における総分析試料数は、160試料であった。本報告書は、平成16年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。

報告書

NUCEF分析業務報告書; 平成15年度

清水 香織; 軍司 一彦*; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕*; 圷 英之; 新妻 泰*; 井上 猛; et al.

JAERI-Tech 2004-078, 27 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2004-078.pdf:1.84MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成15年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調製のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、STACYを用いたプルトニウム臨界実験に備えて、平成12年度より実施している硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件を確認するための予備試験のうち、第3回のウラン(U)/プルトニウム(Pu)抽出分離試験が実施されたほか、U/Pu抽出分離試験で発生した抽出廃液を処理するための予備実験も行われ、当該試験にかかわる分析を合わせて行った。平成15年度における総分析試料数は、156試料であった。本報告書は、平成15年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。

報告書

極低温機器用異材接合技術の開発,2; 銅合金と純チタン及び極低温用ステンレス鋼のHIP接合

斎藤 滋; 大内 伸夫; 深谷 清*; 石山 新太郎; 土屋 佳則; 中嶋 秀夫

JAERI-Tech 2003-027, 63 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-027.pdf:19.84MB

超伝導加速器や核融合炉等の超伝導コイル及びその周辺には、複数の異材継ぎ手が必要である。核融合炉の場合、超伝導コイルジャケットの候補材の一つに純チタンが挙げられている。純チタンは超伝導コイル焼成時の酸素濃度管理が比較的楽であるほか、熱収縮率,非磁性,耐食性,加工性などの面でも優れているためである。また、コイルの接続部には電気抵抗が小さい銅合金が使われ、支持構造材には極低温用のステンレス鋼が使用される。そのため機器の製作にはこれらの材料の接合技術の開発が不可欠であり、原研では熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing ; HIP)法による接合技術の開発に着手した。HIP法は接合強度や寸法精度に優れ、立体面や大型機器の接合も可能である。本研究ではHIP法による銅合金と純チタン及び極低温用ステンレス鋼(JJ-1)の接合試験を行い、組織観察や引張り,曲げ試験等により最適なHIP条件の選定と接合強度の評価を行った。

論文

Mechanical properties of HIP bonded W and Cu-alloys joint for plasma facing components

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 佐藤 和義

Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1542 - 1546, 2002/12

 被引用回数:28 パーセンタイル:12.31

現在、ITER等の核融合炉の設計において、ダイバータ装置のアーマー材としてW(タングステン)合金の適用が検討されており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。われわれは、高い信頼性や強度を得られる接合法として注目されている熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法を用いたWと銅合金の接合技術の開発に着手した。Wと無酸素銅の直接接合の最適接合条件は1000$$^{circ}C$$・2時間・147MPaで、接合強度はHIP処理した無酸素銅とほぼ等しい。一方、Wとアルミナ分散強化銅との接合は、残留応力や酸化物の形成により、直接接合は困難であるが、両者の間に厚さ0.3mm以上の無酸素銅を挟むことで接合が可能となった。引張り試験の結果、厚さ0.3~0.5mmでは高温で接合強度が低下するため、厚さ1.0mm以上の無酸素銅間挿材が必要である。このときの強度はW/無酸素銅接合体やHIP処理した無酸素銅の強度をやや上回った。

論文

Neutron irradiation effect on the mechanical properties of type 316L SS welded joint

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 中平 昌隆

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1573 - 1577, 2002/12

 パーセンタイル:100

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット,ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。本研究では実機への適用が検討されているSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)について、JMTRを用いた中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える中性子照射の影響を調べた。その結果、母材、TIG及びEB溶接継ぎ手については0.2~0.5dpaの照射後も十分健全性は保たれていた。しかしTIG+MAG溶接継ぎ手はシャルピー衝撃値等が極めて低く、実機への適用は困難であると考えられる。

報告書

HIP法によるプラズマ対向機器用W-Cu合金接合技術の開発,3; 金箔を用いた接合

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎

JAERI-Tech 2002-058, 30 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-058.pdf:2.56MB

現在、ITER等の核融合炉の設計では、ダイバータ等のアーマ材に高融点タングステン合金の適用が検討されている。一方、アーマ材の背後に接合されるヒートシンクには、その熱伝導率の高さや機械的特性から、無酸素銅やアルミナ分散強化銅などの銅合金が提案されている。プラズマ対向機器の製作には両者の信頼できる接合技術の開発が不可欠であり、原研では熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法によるタングステンと銅合金の接合技術の開発を進めてきた。本研究では金箔を用いたタングステンと銅合金のHIP接合試験を行い、最適なHIP条件の選択と、引張り試験による接合強度の評価を行った。その結果、最適接合条件は850$$^{circ}C$$・2時間・147MPaで、金箔なしの場合よりも150$$^{circ}C$$も低い温度で接合が可能となった。しかも接合強度は金箔なしの場合と同様であることがわかった。

報告書

極低温機器用異材接合技術の開発,1; 純チタンと極低温用ステンレスのHIP接合

斎藤 滋; 大内 伸夫; 石山 新太郎; 土屋 佳則*; 中嶋 秀夫; 深谷 清*

JAERI-Tech 2002-048, 68 Pages, 2002/05

JAERI-Tech-2002-048.pdf:7.86MB

超伝導加速器や核融合炉の超伝導コイルなどの極低温機器には、目的に応じてさまざまな材料が使用されるため、複数の異材継ぎ手が必要とされる。核融合炉の超伝導コイルの場合、純チタンと極低温用ステンレスの継ぎ手が必要であるが、溶接による接合は困難である。従って、新しい接合技術の開発が必要であり、原研では熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法による接合技術の開発に着手した。HIP法は接合強度や寸法精度に優れ、立体面や大型機器の接合も可能である。本研究ではHIP法による純チタンと4種類の極低温用ステンレスの接合試験を行い、組織観察や曲げ・引張り試験等による最適HIP条件の選定を行った。さらに4K及び室温における接合強度と熱サイクル試験による接合の健全性の評価を行った。

報告書

低放射化Mn-Cr鋼の特性評価試験,3; 耐食性の評価

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 佐藤 育男*; 楠橋 幹雄*; 畠山 剛*; 高橋 平七郎*; 菊池 満

JAERI-Tech 2002-047, 51 Pages, 2002/05

JAERI-Tech-2002-047.pdf:3.42MB

日本原子力研究所と(株)日本製鋼所は、共同でNi,Coが無添加のMn-Cr系低放射化鋼の開発を進めてきた。初めに合金成分と製造工程の検討を行い、平成9年度までにVCシリーズと名付けられた数鋼種を試作した。本報告書ではこれらの鋼種の特性評価試験の一つとして、耐食性試験を行った。ステンレス鋼の腐食試験の結果、各鋼種の相やMn量,C量と耐食性の関係,鋭敏化による腐植度の変化量などを調べた。また、非磁性の鋼種については、JT-60等の真空容器や遮蔽体の使用環境を想定した耐食試験(純水・80$$^{circ}C$$・3500時間)の結果、全面・間隙腐食試験では重量変化は殆ど無かった。ダブルU-ベンド試験でも割れの発生は見られなかった。

報告書

高性能燃料被覆管材質の研究; 平成11~12年度(フェーズ1)報告書(共同研究)

木内 清; 井岡 郁夫; 橘 勝美; 鈴木 富男; 深谷 清*; 猪原 康人*; 神原 正三; 黒田 雄二*; 宮本 智司*; 小倉 一知*

JAERI-Research 2002-008, 63 Pages, 2002/03

JAERI-Research-2002-008.pdf:7.85MB

本研究は、平均燃焼度100GWd/tを目指したABWR用の超高燃焼度MOXを念頭にした「高性能燃料被覆管材質の研究」のフェーズ1である。フェーズ1は、平成10年度に実施した基礎調査結果を踏まえて、平成11年度と平成12年度の2年間にわたり実施した。フェーズ1では、現用Zr系合金の使用経験データを解析して、超高燃焼度化にかかわる長期耐久性の支配因子を摘出及び高性能被覆管の要求特性に照らして耐食合金間の相互比較,フェーズ2の中性子照射試験等の基礎評価試験用候補材の選定を行った。

報告書

酸回収蒸発缶試験体における伝熱管の破壊試験(受託研究)

浜田 省三; 深谷 清*; 加藤 千明; 柳原 隆夫; 土井 正充*; 木内 清

JAERI-Tech 2001-063, 49 Pages, 2001/10

JAERI-Tech-2001-063.pdf:13.39MB

原研では六ヶ所再処理施設の主要機器の一部である酸回収蒸発缶及び溶解槽に関して、長時間使用における耐食安全性に対する評価を行うために、平成7年度からそれぞれの小型モックアップ試験体を用いた実証試験を実施した。酸回収蒸発缶の小型モックアップ試験体については約2.5年(約20,000時間)の実証試験を完了した。試験終了後酸回収蒸発缶モックアップ試験体の加熱部にある7本の伝熱管のうち4本を加熱部から引抜き、このうちの1本に対して、伝熱管内面の腐食状況の直接観察のほか、機械的特性を評価するために破壊試験を実施した。その結果、伝熱管の内表面では粒界腐食が進行しているが、その粒界侵食深さは一結晶粒程度の統計分布を有していることが確認された。また、本伝熱管の機械的特性に変化を及ぼすような材質変化は生じていないことが確認された。

報告書

ITER真空隔壁用SUS316L溶接継ぎ手の機械的特性,2; 中性子照射試験及び照射後試験

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 小泉 興一

JAERI-Tech 2001-035, 81 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-035.pdf:18.91MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット、ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。しかし二重壁という特殊な構造のため、健全性の評価にあたっては従来の規格・基準が適用できない部分がある。原研では、このような特殊な構造に適用できる設計の基準案の整備とそれを裏付ける技術データの取得作業を行っている。本報告書ではそれらの中の一つである、溶接継ぎ手の中性子照射効果を明らかにするため、JMTRを用いてSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)の中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える照射の影響を調べた。

報告書

被覆管特性評価用高温水中腐食試験装置の開発,1

猪原 康人*; 井岡 郁夫; 深谷 清; 橘 勝美; 鈴木 富男; 木内 清; 黒田 雄二*; 宮本 智司*

JAERI-Tech 2001-021, 22 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-021.pdf:3.14MB

発電炉の高度化に対応できる耐久性に優れた被覆管の開発には、被覆管が置かれる高温かつ温度傾斜をもった重照射場環境における腐食現象の解明と抑制が不可欠である。本研究では、現用材や開発材の高温水中での腐食挙動の解明と、今後のホットセル試験に必要な腐食試験技術開発のために、超臨界水仕様の高温水ループ腐食試験装置を製作した。本装置は、実際の被覆管の表面温度を超える450$$^{circ}C$$,圧力25MPaまでの超臨界水域における浸漬腐食試験や伝熱面腐食試験が可能である。本装置の特長は、一対のサファイア製観察窓を設置することにより、試験片表面のその場観察が可能なことである。小型高温水ループにおける長時間腐食試験では、各試験条件における制御安定性が求められるが、温度,圧力及び溶存酸素濃度が数%以下の変動範囲で制御できることを確認した。

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