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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

高温工学試験研究炉HTTRの後備停止系用健全性評価手法の確立

濱本 真平; 川本 大樹; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 篠崎 正幸

日本原子力学会和文論文誌, 15(2), p.66 - 69, 2016/06

高温工学試験炉(HTTR)は、反応度制御系の一つとして、後備停止系(RSS)を有している。RSSは、B$$_{4}$$C/Cペレット、案内管、電動プラグ、ブレーキと減速を内包するモータで構成されている。制御棒を挿入することができない場合、モータが電動プラグを引き抜き、B$$_{4}$$C/Cペレットは重力によって炉心に落下される。HTTRの起動前点検中に、以下に記す事象の進展によってRSSが稼働しないことが分かった。(1)モータ減速機内のグリースから分離したオイルが、オイルシールの隙間から流下した。(2)オイルはモータ下部のブレーキに浸入した。(3)ブレーキディスクの摩耗粉と油が混合した。(4)最後に、モータの駆動により粘着性の混合物が生成され、モータの回転を阻止した。このモータ固着の兆候を検出するため、新たな評価方法を提案した。またHTTRのすべてのRSS駆動機構の分解点検した結果を総合し、提案した評価方法が、RSS駆動機構の健全性を評価するのに有効であることを明らかにした。

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

Waste management scenario in the hot cell and waste storage for DEMO

染谷 洋二; 飛田 健次; 柳原 敏*; 近藤 正聡*; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; 坂本 宜照

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2033 - 2037, 2014/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

原型炉での保守シナリオは、ブランケット及びダイバータモジュールをバックプレートに配置したセクター集合体を一括で交換することを想定している。定期交換保守によって発生する放射化した集合体には、残量熱と吸蔵されたトリチウム(T)および表面に付着したタングステン(W)ダストが存在する。したがって、集合体の保管、解体および処分の際には、集合体の温度及び吸蔵T及びWダスト管理に留意する必要がある。検討の結果、ホットセルにおいて自然対流冷却が可能になるまでの約半年間を、集合体内の既設配管に冷却水を流して冷却することとした。この手法の特徴は、集合体を低温にできるので吸蔵Tの放出が抑えられるとともに、ホットセル内の雰囲気を自然対流環境下で維持できるため、Wダストの拡散を防ぐことができる。次に、廃棄物を埋設処分する際には、モルタルとともに詰めた廃棄体として、処分することを想定している。検討の結果、残留熱を有する廃棄体をモルタルの健全性が保てる温度(65$$^{circ}$$C)以下になるまで、中間貯蔵施設において、約12年程度一時保管する必要があることがわかった。本論文では、ホットセル及び一時保管施設の具体的イメージを示すとともに定期保守時に発生する廃棄物の減容に係る検討結果を報告する。

論文

Quasi-monochromatic pencil beam of laser-driven protons generated using a conical cavity target holder

西内 満美子; Pirozhkov, A. S.; 榊 泰直; 小倉 浩一; Esirkepov, T. Z.; 谷本 壮; 金崎 真聡; 余語 覚文; 堀 利彦; 匂坂 明人; et al.

Physics of Plasmas, 19(3), p.030706_1 - 030706_4, 2012/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:63.68(Physics, Fluids & Plasmas)

2J 60fsのチタンサファイアレーザー光を、コニカル形状を持ったターゲットホルダに装着したターゲットに照射することによって、7MeVのコリメートされた陽子線($$10^6$$個/spot)を生成することに成功した。ターゲットホルダ上に陽子に前駆して発生する電子によって生成される電場が陽子線の軌道を変え、エネルギー選択をも行うと考えられる。

論文

Thermo-structural analysis of target assembly and back plate in the IFMIF/EVEDA lithium test loop

渡辺 一慶; 井田 瑞穂; 近藤 浩夫; 宮下 誠; 中村 博雄

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1299 - 1302, 2011/10

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究は幅広いアプローチ(BA)協定の下、実施中の国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)におけるEVEDAリチウム試験ループ背面壁の熱構造解析に関するものである。EVEDAリチウム試験ループでは、SUS316L製の一体型背面壁及びF82H製のバイオネット型背面壁の2種類が製作される予定である。熱構造設計では、これらの背面壁についてABAQUS計算コードを使用した。ターゲットアセンブリ外表面への断熱材の取り付けを仮定した条件で、最大応力の計算結果は一体型は39.2MPa、バイオネット型は340MPaであった。これらの結果は、それぞれの材料の許容応力を下回っており、熱応力の低減に対する断熱材の効果が確認できた。また、バイオネット型と比較して一体型の最大応力は小さく、背面壁流路に継ぎ目のない一体型構造の利点を明らかにした。

論文

Target system of IFMIF-EVEDA in Japanese activities

井田 瑞穂; 深田 智*; 古川 智弘; 平川 康; 堀池 寛*; 金村 卓治*; 近藤 浩夫; 宮下 誠; 中村 博雄; 杉浦 寛和*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1294 - 1298, 2011/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.23(Materials Science, Multidisciplinary)

本報告は、現在、幅広い取組協定に基づき国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)で実施中のターゲット系に関する日本の活動についてまとめたものである。IFMIFの流動条件及び不純物条件を模擬するEVEDAリチウム試験ループの設計及び製作準備を実施中である。この試験ループでは、F82H(低放射化フェライト鋼)及び316L(ステンレス鋼)製の2種類のターゲットアセンブリ及び交換型背面壁の熱構造の実証試験が行われる。EVEDAループでの最終的な実証に向け、高速自由表面リチウム流に適用できる計測系及びリチウム中の窒素と水素を抑制するホットトラップを試験中である。ターゲットアセンブリの遠隔操作に関しては、レーザーによる316L-316L間のリップ溶接及びF82H-316L間の異材溶接を検討中である。IFMIFターゲット系の工学設計としては、水実験,流動解析,背面壁熱構造解析,遠隔操作の検討等を実施中である。

論文

Elastic-plastic connection model describing dynamic interactions of component connections

西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 近藤 誠; 酒井 理哉*; 塩竈 裕三*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.576 - 581, 2011/10

本研究の目的は、シビアな地震イベント下における全体と局所挙動の両方の評価を可能とする数値評価システムの構築を通した原子力施設の耐震評価への貢献である。本論文では、本目的を実現するための重要な技術要素として「弾塑性接合モデル」と呼ぶ部品間の動的相互作用特性を記述する物理モデルを提案し、実プラントへの適用例を示す。従来は固定やピンなどの境界条件で設計されている機器のサポート構造と建屋の接合間に着目し、その動的相互作用を弾塑性接合モデルとして考慮することを試みる。モデルの精度は、実験で得られたデータを用いたパラメータ調整によって、最適化された。私たちは、そのモデルを原子力機構のHTTR実プラントデータに適用し、数値シミュレーションを実施した。その結果、シビアな地震イベント下における機器応答の低減や機器固有振動数の変化等、弾塑性接合モデル導入による効果が確認された。

論文

Engineering design and construction of IFMIF/EVEDA lithium test loop; Design and fabrication of integrated target assembly

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 博雄*; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 宮下 誠*; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 金村 卓治; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D+Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本発表ではリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の工学設計と建設について報告する。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本発表では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について焦点を当てたものである。

論文

Elastic-plastic connection model describing dynamic interactions of component connections

西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 近藤 誠; 酒井 理哉*; 塩竈 裕三*

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2010/10

本研究の目的は、シビアな地震イベント下における全体と局所挙動の両方の評価を可能とする数値評価システムの構築を通した原子力施設の耐震設計への貢献である。本目的を実現するための技術要素の一つとして、われわれは、「弾塑性接合モデル」と呼んでいる部品間の動的相互作用特性を記述する物理モデルを開発している。従来は固定やピンなどの境界条件で設計されている機器のサポート構造と建屋の接合間に着目し、その動的相互作用を考慮することを試みた。本論文では、この弾塑性接合モデルの提案と、実プラントへの適用例を示す。モデルの精度は、実験で得られたデータを用いたパラメータ調整によって、最適化された。われわれは、そのモデルを原子力機構のHTTR実プラントデータに適用し、数値シミュレーションを実施した。結果として、シビアな地震イベント下における機器応答の低減や機器固有振動数の変化が確認されたので、ここに報告する。

論文

Proton generation and terahertz radiation from a thin-foil target with a high-intensity laser

匂坂 明人; Pirozhkov, A. S.; 森 道昭; 余語 覚文; 小倉 浩一; 織茂 聡; 西内 満美子; Ma, J.*; 桐山 博光; 金沢 修平; et al.

レーザー研究, 38(9), p.702 - 705, 2010/09

高強度レーザーと薄膜との相互作用により、高エネルギーの粒子,硬X線,高次高調波,テラヘルツ(THz)波などが発生する。特に高エネルギー陽子については、医療用としての小型加速器への利用が期待されている。本研究では、薄膜ターゲット照射による陽子ビームとTHz波の同時発生について調べた。原子力機構設置のチタンサファイアレーザー(J-KAREN)を用いて、薄膜ターゲットへの照射実験を行った。その結果、ターゲット裏面方向の陽子とレーザー反射方向のTHz波の同時発生を測定した。また、プリプラズマを抑制することで陽子の高エネルギー化を確認した。

論文

J-PARCにおけるRFQの現状

長谷川 和男; 森下 卓俊; 近藤 恭弘; 小栗 英知; 小林 鉄也; 内藤 富士雄*; 吉岡 正和*; 松本 浩*; 川又 弘史*; 堀 洋一郎*; et al.

Proceedings of 6th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (CD-ROM), p.693 - 695, 2010/03

J-PARCリニアックでは、RFQ(全長3.1m,4vane型,運転周波数324MHz)を使用してイオン源からの負水素イオンビームを50keVから3MeVへ加速し、DTLへ入射している。リニアックは2006年11月にビーム試験を開始し、2007年9月には後段の加速器である3GeVシンクロトロンにビーム供給を開始するなど、順調に推移してきたが、2008年秋の運転からRFQでのトリップ回数が増加し、安定性が低下する事象が発生した。これを受けて、継続したコンディショニングによる状態の回復を試みると同時に、RF制御の改善,真空ポンプ増強,イオン源運転パラメータの変更などの改善に努め、ビーム運転を継続するまでに回復した。本発表では、こうしたJ-PARC-RFQの状況と改善点について報告する。

報告書

HTTR地震観測システムの保守管理

近藤 誠; 飯垣 和彦; 茂木 利広; 江森 恒一

JAEA-Testing 2009-002, 50 Pages, 2009/08

JAEA-Testing-2009-002.pdf:2.44MB

HTTR(High Temperature engineering Test Reactor: 高温工学試験研究炉)は、第三紀層より上層の第四紀層に立地した研究用原子炉施設である。建設当時の1992年、国の指針により発電用原子炉施設は、原則、第三紀層の岩盤に支持させることとしており、現在、立地地盤の拡大目的とした発電用原子炉施設の第四紀層立地の検討が行われている。そのような背景から、HTTRでは地震観測システムを設置し、地震発生時の地中・建家における地震加速度の測定を行い、耐震安全評価,研究を行ってきた。本報告書は、HTTRに設置した地震観測システムの仕様等をまとめるとともに、定期的に行っている地震観測システムの点検内容,点検結果等を述べ、HTTR地震観測システムの保守管理についてまとめたものである。

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。

論文

Status of engineering design of liquid lithium target in IFMIF-EVEDA

中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; Giusti, D.*; Groeschel, F.*; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.252 - 258, 2009/06

 被引用回数:25 パーセンタイル:10.14(Nuclear Science & Technology)

In IFMIF, target system consists of a target assembly, a Li main loop and a Li purification loop. In this paper, status of the engineering design of the IFMIF Li target system performed in 2007/2008 will be described. Major design requirement is to provide a stable Li at a speed of 10 m/s to 20 m/s. To realize stable Li flow, modification of the backplate with nearly constant radius curvature is applied. 3D thermal-hydraulic analysis of the Li target flow is in progress. By a hot trap, nitrogen concentration shall be controlled below 10 wppm. Tritium concentration shall be controlled by an yttrium hot trap below 1 wppm. The back-plate made of RAFM steel shall be used under intense neutron irradiation (50 dpa/y). To mitigate irradiation damage of the backplate, in-situ annealing up to 600$$^{circ}$$C is considered. To replace the backplate, two design options of the remote handling systems are under investigation.

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。

論文

A Script generator API for the full-scale three-dimensional vibration simulation of an entire nuclear power plant within AEGIS

Kim, G.; 鈴木 喜雄; 手島 直哉; 西田 明美; 山田 知典; 新谷 文将; 武宮 博; 中島 憲宏; 近藤 誠

Proceedings of 1st International Conference on Parallel, Distributed and Grid Computing for Engineering (PARENG 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2009/04

We developed the Script Generator API to support users to develop Grid-enabled client application. The Script Generator API automatically generates a Grid-enabled workflow script needed to execute jobs on a Grid system. Using the Script Generator API enables users to use a Grid environment without consciousness of a Grid computing system. In this paper, we show the implementation of the Script Generator API in our Grid infrastructure and its utilization to the Full-scale 3D Vibration Simulator for an Entire Nuclear Power Plant. By developing a Grid-enabled client application for the Full-scale 3D Vibration Simulator, we confirmed the usability of the Script Generator API.

論文

Development of three-dimensional virtual plant vibration simulator on grid computing environment ITBL-IS/AEGIS

鈴木 喜雄; 西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 阿久津 拓; 手島 直哉; 中島 康平; 近藤 誠; 林 幸子; 青柳 哲雄; et al.

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 3(1), p.60 - 71, 2009/00

原子力機構システム計算科学センターでは、原子力プラントの全容解析のための大規模シミュレーション技術の研究開発を実施している。特に、原子力プラントの震動応答解析のため、スーパーコンピュータを複数台接続した環境での3次元仮想振動台の構築を進めている。原子力プラントの全容シミュレーションでは、大規模なデータを処理することが課題となる。この課題克服のため、われわれは、シミュレーションのフレームワークとコンピュータのプラットフォームを提案し、構築した。コンピュータプラットフォームでは、グリッドコンピューティング基盤ITBL-IS及びAEGISにより、大規模な原子力プラントの全容シミュレーションを可能とした。また、本プラットフォームをベースとしたシミュレーションフレームワークでは、原子力施設HTTRの圧力容器と冷却システムに対する線形弾性解析に成功した。

論文

Operating experience of the J-PARC linac

長谷川 和男; 浅野 博之; 千代 悦司; 堀 利彦; 伊藤 崇; 小林 鉄也; 近藤 恭弘; 滑川 裕矢; 小栗 英知; 大越 清紀; et al.

Proceedings of 24th International Linear Accelerator Conference (LINAC 2008) (CD-ROM), p.55 - 57, 2009/00

J-PARCリニアックは2006年11月にビームコミッショニングを開始し、2007年1月には所定のエネルギーである181MeVの加速に成功した。その後、リニアックは後段の3GeVシンクロトロンのビームコミッショニングのためのビームを供給し、さらに下流の50GeVシンクロトロンや中性子ターゲットのコミッショニングにもビームが用いられた。イオン源はセシウム不使用の負水素イオン源であり、安定なビームを供給し運転時間は3,000時間を越えた。高周波源としては20台の324MHzクライストロンを使用し、平均で6000時間以上、大きなトラブルなく運転を実証した。ここでは、こうしたJ-PARCリニアックの運転経験について報告する。

論文

Latest design of liquid lithium target in IFMIF

中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章; Cevolani, S.*; 千田 輝夫*; Ciotti, M.*; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1007 - 1014, 2008/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:24.33(Nuclear Science & Technology)

本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの最近の設計について述べる。IFMIFは、核融合材料照射のための加速器型中性子源である。中性子は、重陽子ビームを液体Li流に照射して発生させる。ターゲット系の主な設計要求は、1GW/m$$^{2}$$の熱負荷除熱のための流速10m/sから20m/sで安定なLi流を実現することである。そのため、2段絞りのノズル及び曲面流が採用され、流動特性は水とLi流実験で確証された。純化系は、コールドトラップ及び2種類のホットトラップから構成されており、トリチウム,ベリリウム7,酸素,窒素,炭素等を、許容量以下に制御する。窒素は10ppm以下に、トリチウムは1ppm以下である。また、信頼性のある長期運転のため、自由表面計測など種々の計測器が設置される。ターゲットアセンブリの背面壁は、50dpa/yの中性子照射を受けるため、遠隔操作で交換可能な構造が不可欠であり、2つの方式が検討中である。

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