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報告書

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」活動状況中間報告(2019年9月$$sim$$2020年9月)

与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.

JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。

論文

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950$$^{circ}$$Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

論文

Magnetic and electrical properties of the ternary compound U$$_2$$Ir$$_3$$Si$$_5$$ with one-dimensional uranium zigzag chains

Li, D. X.*; 本多 史憲*; 三宅 厚志*; 本間 佳哉*; 芳賀 芳範; 仲村 愛*; 清水 悠晴*; Maurya, A.*; 佐藤 芳樹*; 徳永 将史*; et al.

Physical Review B, 99(5), p.054408_1 - 054408_9, 2019/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:23.94(Materials Science, Multidisciplinary)

Physical properties of the single-crystalline U$$_2$$Ir$$_3$$Si$$_5$$, a new ternary uranium compound with U$$_2$$Co$$_3$$Si$$_5$$-type orthorhombic structure, are investigated by means of magnetic susceptibility, specific heat and electrical resistivity. This compound undergoes an antiferromagnetic transition followed by a first-order phase transition at lower temperature. A possible mechanism of the first-order transition is the occurrence of a magnetic magnetic quadrupolar order, resulting from the quasi-one-dimensional uranium zigzag chain.

論文

Comprehensive seismic evaluation of HTTR against the 2011 off the Pacific coast of Tohoku Earthquake

小野 正人; 飯垣 和彦; 澤畑 洋明; 島崎 洋祐; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 近藤 俊成; 小嶋 慶大; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(2), p.020906_1 - 020906_8, 2018/04

2011年3月11日、地震の規模を示すマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。地震発生時、HTTRは定期点検及び機器の保守管理のため停止していた。HTTRで観測された最大加速度は設計基準地震を超えていたため、総合的な健全性評価を実施した。総合的な健全性評価の考えは2つに分けられる。1つは機器の目視点検であり、1つは観測波を用いた耐震解析である。運転に関わる全ての機器は目視点検を実施した。設備の健全性は点検結果や解析結果により確認した。機器の耐震解析や目視点検の結果、損傷や機能低下は無く、原子炉の運転に関わる問題は無かった。HTTRの健全性は2011年, 2013年, 2015年のコールド状態の運転によっても裏付けられた。さらに、2015年に中性子源を交換するために3つの制御棒案内ブロックと6つの可動反射体ブロックを原子炉から取り出したとき、制御棒案内ブロックの健全性を目視により確認した。

論文

Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 4; Use of operational and maintenance experiences with the high temperature engineering test reactor

清水 厚志; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

本報告では、HTTR運転経験を活用したPRAパラメータ更新方法について検討した。初めに、実用高温ガス炉で安全機能を有し、高温ガス炉特有の環境下で供用される機器や他データベースで取扱わない機器を分析対象として選定した。次に選定機器について、機器バウンダリを設定するとともに、月例サーベイランス作動試験記録や運転保守データベース等、からパラメータ推定用必要情報を収集した。最後に、事前分布に軽水炉信頼性データベースに収録された評価値を用い、収集したデータに基づきベイズ統計により推定を行った。その結果、HTTR運転経験の活用が不確かさ低減に有効であることを明らかにした。

論文

Investigation of countermeasure against local temperature rise in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

小野 正人; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.044502_1 - 044502_4, 2016/10

HTTRを用いた炉心冷却喪失試験は、物理現象の効果によってシビアアクシデントを起こさない固有の安全性を有する高温ガス炉を研究する安全評価コードの検証のため、制御棒を挿入せず、炉容器冷却設備を停止して炉心冷却を喪失させるものである。炉容器冷却設備は熱放射や熱伝達によって高温となった原子炉圧力容器を冷却することにより原子炉の残留熱や崩壊熱を除去するものである。試験では、原子炉の安全性は維持されるものの、炉容器冷却設備の熱反射板による水冷管の冷却効果が届かない箇所の局所的な温度が長期使用の観点から制限値を上回ると考えられる。試験は炉容器冷却設備を停止し核熱を用いずガス循環機による入熱のみで実施され、その結果、最高使用温度より十分低い温度ではあるが局所的に温度の高い箇所を特定し、冷却水の自然循環の冷却効果に十分な効果は無く、冷却管の温度を1$$^{circ}$$C下げるのみであることを見出した。そして、HTTRの再稼働後にすぐに実施される炉心冷却喪失試験に向けた新しく適切で安全な手順を確立した。

論文

Confirmation of seismic integrity of HTTR against 2011 Great East Japan Earthquake

小野 正人; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 栃尾 大輔; 濱本 真平; 西原 哲夫; 高田 昌二; 沢 和弘; et al.

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 12 Pages, 2016/06

2011年3月11日、地震の強さを示すマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。地震発生時は、HTTR施設は定期検査中であったため原子炉を停止していた。地震の最大加速度は、HTTRの設計基準の最大値を超過していた。HTTR施設の耐震健全性を確認するために、目視点検を実施するとともに、HTTR施設の観測波を用いた耐震解析を実施した。HTTR施設の健全性評価の方針は、「設備点検」と「耐震解析」の2つに分けられる。基本的な設備点検は、原子炉の運転に関係する設備・機器に対して実施した。設備点検や耐震解析の結果と評価基準を比較し施設の健全性は確認される。設備点検及び耐震解析の結果として、原子炉の運転に影響を与える損傷や機能低下は無いため、運転への問題は無いことを確認した。HTTR施設の健全性は、2011年, 2013年, 2015年に実施された原子炉出力無しのコールド状態での3回の運転により確証を得た。

論文

Evaluation on seismic integrity of HTTR core components

小野 正人; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 濱本 真平; 高田 昌二; 沢 和弘

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.363 - 371, 2016/03

HTTRは黒鉛減速ヘリウムガス冷却型原子炉で六角柱状黒鉛ブロックの燃料構成要素を有する。黒鉛ブロックは砕けやすい材質であるため、大きな地震によるブロック同士の衝突により損傷するおそれがある。HTTRサイトの地震挙動を確認するために地震観測装置が設置された。2011年3月11日にマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。福島第一原子力発電所の事故後、原子炉の安全性は最も重要な懸案事項となった。HTTR炉内構造物の耐震健全性を確認するために、HTTRサイトでの観測波と周波数伝達関数の関係に基づく評価地震動を用いて耐震解析は実施されたとともに、原子炉出力無しのコールド状態での主冷却設備の確認試験及び原子炉建家や炉心支持構造物の健全性確認を実施した。結果として、黒鉛ブロックの応力値は許容値を満足し、HTTR炉内構造物の健全性は確認された。HTTR炉内構造物の健全性は、原子炉出力無しのコールド状態での運転により確証された。運転で得られたデータは、地震前の健全な原子炉のプラントデータと比較され、結果として、HTTR施設の健全性は確認された。

論文

Investigation of characteristics of natural circulation of water in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

高田 昌二; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 関 朝和; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

HTTRを使った炉心冷却喪失試験では、原子炉の固有の安全性を確認するとともに、自然現象によりより安全を確保できることを示すため、炉心に制御棒を挿入せず、また、VCSを停止させて原子炉の強制冷却を停止させる。試験では、VCSの熱反射板のついていない水冷管に、原子炉の安全上問題とはならないが、財産保護の観点から局所的な温度上昇が懸念された。非核加熱試験を通して、局所的な温度上昇点が確認され、最高使用温度よりは低いが運転上の管理制限値を超える可能性のあることが分かった。冷却水の自然循環による冷却効果は1$$^{circ}$$C以内であった。このため、再稼働後早期に試験を実施するための安全確実な試験方法を確立した。

論文

Operation and maintenance experience from the HTTR database

清水 厚志; 古澤 孝之; 本間 史隆; 猪井 宏幸; 梅田 政幸; 近藤 雅明; 磯崎 実; 藤本 望; 伊与久 達夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1444 - 1451, 2014/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.78(Nuclear Science & Technology)

HTTRでは、運転・保守経験において得られた情報を共有しそこから得られた知見や教訓を高温ガス炉の設計、建設、運転管理に反映させることで安全性や信頼性の向上に役立てることを目的として、運転・保守経験情報のデータベースシステムを構築している。本データベースには、これまで1997年から2012年の期間において1000件以上の不具合事象データが登録されている。本報では、データベースの登録情報に基づき、これまでのHTTRの不具合事象の発生状況について述べるとともに、次期高温ガス炉の設計、建設、運転管理への適用が期待できる重要な知見として、(1)ヘリウム圧縮機の性能低下、(2)反応度制御設備における後備停止系不具合、(3)非常用ガスタービン発電機の経験、(4)東日本大震災の経験、以上4件の経験を抽出し、改善策を提言する。

論文

Helium leak and chemical impurities control technology in HTTR

栃尾 大輔; 清水 厚志; 濱本 真平; 坂場 成昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1407 - 1412, 2014/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:28.92(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、高温ガス炉電力水素併産システムGTHTR300Cの設計開発を行っている。高温ガス炉ではヘリウムガスを1次冷却材として使用している。ヘリウムガスは漏えいしやすい性質を有しているが、放射性物質の環境への放出防止の観点から1次冷却材の漏えい率を厳格に管理する必要がある。さらに、黒鉛材料や金属材料の酸化防止の観点から、1次冷却材の不純物濃度は厳格に管理する必要がある。運転中の1次冷却材の漏えい及び不純物濃度の管理は、高温ガス炉の商用化に向けて重要な因子である。本論文では、原子力機構のHTTR(高温工学試験研究炉)における1次冷却材漏えい及び1次冷却材不純物濃度管理に関する設計概念及び運転経験を示す。更に、高温ガス炉の商用化に必要となるこれらの管理に関する運転経験を得る将来計画について示す。

論文

A Safety evaluation of HTTR core graphite structures against the Great East Japan Earthquake

飯垣 和彦; 小野 正人; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 高田 昌二; 沢 和弘

Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0021_1 - TEP0021_13, 2014/08

2011年3月11日に起こった東北地方太平洋沖地震は、日本で最も大きい地震の中の一つであり、HTTRで観測された地震波の一部は、設計時の入力地震動を超えていた。このことから、地震後の原子炉施設の健全性を確認するため外観点検,耐震解析,性能確認テストを行った。耐震解析は、炉内の構造物について応答倍率法によりおこなった。評価の結果、炉内の黒鉛ブロックの地震時の発生応力は、許容値を満足しているとともに、外観点検及びコールドでの性能確認試験により、原子炉内の構造物の健全性を確認した。

論文

Development of operation and maintenance technology for HTGRs by using HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

清水 厚志; 川本 大樹; 栃尾 大輔; 齋藤 賢司; 澤畑 洋明; 本間 史隆; 古澤 孝之; 七種 明雄; 高田 昌二; 篠崎 正幸

Nuclear Engineering and Design, 271, p.499 - 504, 2014/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:37.08(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の技術基盤の確立するため、平成22年1月から3月にかけて、HTTRを用いた50日間の高温試験運転を実施した。高温ガス炉の運転管理では、水素製造システムへの安定した熱供給を行うために、長期運転時のプラントの安定性、機器の信頼性を実証する必要がある。このため、事前に長期運転での技術的課題を抽出し、高温連続運転によりデータを取得し、評価を行った。その結果、高温機器の伝熱性能、ヘリウム漏えい管理、ヘリウム循環機等の動的機器の信頼性、遮へい体の昇温防止性能等、高温ガス炉特有の設備・機器について、長期連続運転での安定性、信頼性を実証した。本高温連続運転により高温ガス炉の運転管理・保守技術基盤を確立した。

論文

Development of operation and maintenance technology of HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

清水 厚志; 川本 大樹; 栃尾 大輔; 齋藤 賢司; 澤畑 洋明; 本間 史隆; 古澤 孝之; 七種 明雄; 篠崎 正幸

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/10

HTTRでは、高温ガス炉の技術基盤の確立を目指し、平成22年1月から3月にかけて高温試験運転にて50日間の連続運転を実施した。高温ガス炉の運転管理においては、水素製造システムへの安定した熱供給を行うために、長期運転時のプラントの安定性、機器の信頼性を実証する必要がある。このため、事前に長期運転での技術的課題を抽出し、高温連続運転によりデータを取得し、評価を行った。その結果、高温機器の伝熱性能、ヘリウム漏えい管理、ヘリウム循環機等の動的機器の信頼性、遮へい体の昇温防止性能等、高温ガス炉特有の設備・機器について、長期連続運転での安定性、信頼性を実証した。本高温連続運転により高温ガス炉の運転管理・保守技術の基盤を確立した。

報告書

HTTR非常用発電機の保守管理とガスタービンエンジンの分解点検

猪井 宏幸; 清水 厚志; 亀山 恭彦; 小林 正一; 篠崎 正幸; 太田 幸丸; 久保 司*; 江森 恒一

JAEA-Technology 2009-048, 48 Pages, 2009/10

JAEA-Technology-2009-048.pdf:5.0MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉施設の非常用電源設備として、ガスタービンエンジンの非常用発電機が設置されている。非常用発電機の性能の維持管理を目的に、分解点検や保守管理を設備設置時から現在に至るまで実施し、改良,改善を行ってきた。主な改善として、今まで行ってきたガスタービンエンジンの起動時間の監視に、起動時における排気最高温度を追加監視することにより、その劣化の程度を十分に推測できること及び急激な劣化の発生を判断できるようになった。

報告書

HTTRの高温プレナム部温度計装用ナイクロシル・ナイシル熱電対の特性

齋藤 賢司; 清水 厚志; 平戸 洋次; 近藤 誠; 川俣 貴則; 根本 真澄; 茂木 利広

JAEA-Technology 2009-015, 52 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-015.pdf:10.17MB

HTTRの高温プレナム部温度計装は、原子炉運転中の炉心状態を監視するため、高温プレナムブロック内にN型熱電対を挿入して、高温プレナムブロックごとに1次冷却材温度を測定している。N型熱電対はHTTR原子炉圧力容器内で使用されるため、約1000$$^{circ}$$Cの高温環境下において長期間安定に動作することが要求される。このため、HTTRの運転・保守データから、これらの熱電対の特性変化を調査した。その結果、N型熱電対はHTTR原子炉圧力容器内で12000時間を越える使用実績があるが、N型熱電対の特性に有意な変化がないことを確認した。本報は、HTTRの高温プレナム部温度計装用熱電対の供用期間中の特性変化について、調査した結果を示す。

報告書

ニューラルネットワークに基づくHTTR850$$^{circ}$$C 30日間運転時の運転監視

清水 厚志; 鍋島 邦彦; 中川 繁昭

JAEA-Technology 2008-082, 44 Pages, 2009/01

JAEA-Technology-2008-082.pdf:3.77MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、初めて30日間の定格運転(原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}$$C)を平成19年3月27日から4月26日にかけて実施した。本運転において、ニューラルネットワークを用いた運転監視モデルによりHTTRの監視を行い、定格出力時における状態量の微少な変動の検知性能について検証した。運転監視に用いたニューラルネットワークは、3層構造の階層型で31入力31出力、隠れ層が20ユニットから形成されるオートアソシアティブネットワークで、学習則には誤差逆伝播法を用いた。運転監視モデルについては、原子炉出力30%$$sim$$定格運転間の出力上昇中のデータをランダムに学習させて初期学習モデルを構築し、定格運転時の原子炉の燃焼等に伴う状態量の変化に合わせて、初期学習モデルの内部構造を変えていく適応学習を行いながら運転監視を行った。その結果、制御系動作による微少な状態量の変動等を検知し、原子炉施設の早期異常診断に適用できる見通しを得た。

論文

Electrical resistivity measurements of single crystalline $$alpha$$-Mn under high pressure

三宅 厚志*; 金政 泰介*; 八木 良平*; 加賀山 朋子*; 清水 克哉*; 芳賀 芳範; 大貫 惇睦

Journal of Magnetism and Magnetic Materials, 310(2, Part1), p.e222 - e224, 2007/03

アルファマンガンの単結晶試料を用いて高圧下電気抵抗測定を行った。アルファマンガンは転移温度95Kの反強磁性物質であり、結晶学的に異なる4つのマンガンサイトがある。アルファマンガンの磁気転移温度は加圧とともに低温側にシフトし、転移温度における鋭い抵抗異常は鈍いkinkへと変化し、異なる磁気秩序相が高圧下で形成されていることを示唆された。1.9GPaの相境界では、残留抵抗が急減に減少し、電気抵抗の$$T^2$$の係数Aがピークを形成することが明らかにされた。

論文

Effects of heavy-ion, UV-C, and X-ray irradiation on the susceptibilities of human cells to HIV-1 infection

清水 宣明*; 大上 厚志*; 大槻 貴博*; 森 隆久*; 山口 華代*; 中村 孝子*; 和田 成一*; 小林 泰彦; 星野 洪郎*

JAEA-Review 2006-042, JAEA Takasaki Annual Report 2005, P. 105, 2007/02

In this study, we show that heavy ion irradiation at low doses has enhancing effects on the susceptibility of NP-2/CD4/CCR5 cells to HIV-1. This enhancing effect was specifically detected when the cells were irradiated with heavy ion but not with UV-C and X-ray. Enhancement of HIV-1 infection may be accomplished by up-regulation of viral incorporation into the cells or reverse-transcription of the viral genomic RNA. Thus, heavy-ion irradiation will be a useful tool to analyze the mechanism of HIV-1 infection in human cells.

報告書

HTTRの補機冷却水設備冷却塔の伝熱性能に関する評価

栃尾 大輔; 亀山 恭彦; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 山崎 和則; 清水 康則; 新垣 悦史; 太田 幸丸; 藤本 望

JAEA-Technology 2006-045, 43 Pages, 2006/09

JAEA-Technology-2006-045.pdf:5.97MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の冷却設備の一つに補機冷却水設備がある。この補機冷却水設備は種々の機器の冷却だけでなく、工学的安全設備の一つである炉容器冷却設備のヒートシンクとなる機能を有している。そのため、補機冷却水設備は設計時に想定された除熱性能を有していなければならない。本報では、HTTRにおいてこれまで実施してきた出力上昇試験,供用運転のデータから、補機冷却水設備に設置されている最終ヒートシンクである冷却塔について伝熱性能を評価した。また、設計時における冷却塔の伝熱性能との比較を行い、冷却塔が設計時に要求された伝熱性能を有していることを確認した。

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