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論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士一次試験「原子力・放射線部門」; 専門科目の解説

高橋 直樹; 鈴木 惣十; 齋藤 拓人; 上野 隆; 阿部 定好; 山中 淳至; 谷川 聖史; 中村 大司; 佐々木 俊一; 峯 忠治

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 20 Pages, 2017/05

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)一次試験受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度に実施された技術士試験(原子力・放射線部門)一次試験の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、専門科目の解答と解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士等が作成を行ったものである。

論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る$$sim$$全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説

高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。

論文

平成22年度技術士第二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る; 選択科目の設問と解説,2

佐々木 聡; 鈴木 惣十; 中野 純一; 高松 操; 的場 一洋*; 中野 誠*; 桶谷 浩一郎*; 夏目 智弘*

原子力eye, 57(2), p.66 - 75, 2011/02

平成22年8月8日に実施された技術士第2次試験「原子力放射線部門」の筆記試験に関し、選択科目のうち「原子炉システムの設計及び建設」,「原子炉システムの運転及び保守」の問題と解答のポイントを解説した。

論文

Enhancement of irradiation capability of the experimental fast reactor Joyo

前田 茂貴; 関根 隆; 青山 卓史; 鈴木 惣十

Reactor Dosimetry State of the Art 2008, p.607 - 615, 2009/00

高速実験炉「常陽」は、高速中性子束を1.3倍に高め、照射スペースを2倍に拡大したMK-III炉心の本格運転を開始した。このMK-III炉心を有効に活用し、国内外の多様な照射ニーズに応えるべく、低速中性子スペクトル照射場の設置,照射温度の低温化,可動型の照射装置の導入及び中性子照射孔の設置等の照射機能のさらなる拡大を計画している。これらの設置に向けた実現性と照射条件を評価した。この結果、現状よりも幅広いニーズに対応可能な照射場が実現可能であることを確認し、一部については設置変更許可を取得した(平成19年5月)。この計画により、世界的にも貴重な高速中性子照射場である「常陽」の付加価値をさらに高めて、幅広く活用していく。

論文

日本における高速増殖炉開発の取り組み; 千年続くエネルギー源を求めて

鈴木 惣十

技術士, 20(9), p.16 - 19, 2008/09

長期的なエネルギーセキュリティの確保,地球温暖化防止,最近の原油価格の暴騰等を受け、世界規模の原子力ルネッサンスが始まろうとしている。そして、その原子力ルネサンスの旗手として、高速増殖炉が再び注目を集めつつある。本稿では、高速増殖炉の実用化に向けた我が国の取り組みについて紹介する。

論文

日本の高速炉開発の歴史,1

伊藤 和元; 鈴木 惣十

日本原子力学会誌, 50(1), p.44 - 49, 2008/01

日本原子力学会誌の連載講座「高速炉の変遷と現状」の第6回「日本の高速炉開発の歴史(I)」として、高速実験炉「常陽」に関して寄稿するものである。本稿では、日本最初のナトリウム冷却型高速炉である「常陽」の設計、建設、運転、高度化計画、技術開発について紹介するとともに、これからの「常陽」への期待と役割について述べる。

論文

Core performance tests for the JOYO MK-III upgrade

青山 卓史; 関根 隆; 前田 茂貴; 吉田 昌宏; 前田 幸基; 鈴木 惣十; 竹田 敏一*

Nuclear Engineering and Design, 237(4), p.353 - 368, 2007/02

 被引用回数:12 パーセンタイル:29.03(Nuclear Science & Technology)

高速実験炉「常陽」は、照射能力向上のため、MK-III炉心への改造を行った。MK-III炉心では、二領域炉心を採用して出力を平坦化し、制御棒配置を変更した。また、原子炉熱出力が1.4倍に増加したことに伴い、冷却系の改造を行って除熱能力を向上させた。MK-III性能試験では、低出力状態で炉心核特性確認のための臨界近接,過剰反応度測定,制御棒校正,等温温度係数測定を実施した。そして、段階的に原子炉熱出力を増加させながら核計装応答,ヒートバランスを確認し、定格の140MWt出力を達成した後、燃焼係数を測定した。本論文は、これらのMK-III性能試験結果のうち、炉心核特性に関する測定・解析評価結果をまとめたものである。

論文

JOYO, the irradiation and demonstration test facility of FBR development

青山 卓史; 関根 隆; 仲井 悟; 鈴木 惣十

Proceedings of 15th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/10

高速実験炉「常陽」は、日本の自主技術によりナトリウム冷却高速炉の設計・建設・運転を行い、技術的知見を後続炉に反映するとともに、高速中性子照射場として活用することを目的として建設された。「常陽」は1977年にMK-I炉心としての初臨界を達成して以降、運転保守技術経験を蓄積するとともに、1982年の照射用炉心(MK-II炉心)としての運転開始からは、高速中性子による照射試験を中心として高速炉技術開発に貢献してきた。さらに、2003年には、高速中性子束を約1.3倍,照射スペースを約2倍に拡大することにより、照射性能を約4倍に向上させたMK-III炉心での運転を開始した。さらに、低除染TRU燃料サイクル技術開発を目的としたMA含有MOX燃料や、金属燃料及び酸化物分散強化型フェライト鋼等の照射実績の少ない照射試験を効率的に実施するため、キャプセル型照射装置の開発等を進め、先進的な燃料及び材料の照射試験を着実に進めている。世界の高速炉が停止されていく中で、「常陽」はGNEP等の国際的な枠組みにおいても照射施設としての役割が期待されている。今後、「常陽」は、高速炉開発にとどまらず、広く原子力一般,学術分野等の研究開発にも貢献していく。

論文

Transmutation of technetium in the experimental fast reactor "JOYO"

青山 卓史; 前田 茂貴; 前田 幸基; 鈴木 惣十

Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 6(3), p.279 - 282, 2005/12

環境負荷低減の観点から、高速炉における長半減期核分裂生成物(Long-Lived Fiision Product, LLFP)の核変換技術が検討されている。本報告では、サイクル機構大洗工学センター高速実験炉「常陽」において、LLFP核変換の実現可能性を評価した結果を報告する。高効率な核変換特性を持った照射場を設置するために、反射体領域の反射体6体を中性子減速用の集合体に置き換え、その中心に試験用の集合体を配置する方法を検討した。中性子減速材としては、減速物質の代表としてベリリウム(Be)及び水素化物(ZrH1.65)を採用し、核変換効率に対する減速材充填率や炉心燃料及び遮へい集合体への影響を評価した。充填率を最適化した結果、試験用集合体の炉中心レベルにおける$$^{99}$$Tcの核変換率はBe減速材で27.8%/year、ZrH$$_{1.65}$$減速材で20.1%/yearとなった。この結果、十分な核変換率が得られる照射場の設置可能性を示し、今後の課題を摘出した。

論文

Transmutation of technetium in the experimental fast reactor "JOYO"

青山 卓史; 前田 茂貴; 前田 幸基; 鈴木 惣十

Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 6(3), p.279 - 282, 2005/12

環境負荷低減の観点から、高速炉における超半減期核分裂生成物(Long-Lived Fission Product, LLFP)の核変換技術が検討されている。本報告では、高速実験炉「常陽」において、LLFP核変換の実現可能性を評価した結果を報告する。高効率な核変換特性を持った照射版を設置するために、反射体領域の反射体6体を中性子減速用の集合体に置き換え、その中心に試験用の集合体を配置する方法を検討した。中性子減速材としては、減速物質の代表としてベリリウム(Be)及び水素化物(ZrH$$_{1.65}$$)を採用し、核変換効率に対する減速材充填率や炉心燃料及び遮へい集合体への影響を評価した。充填率を最適化した結果、試験用集合体の炉中心レベルにおける$$^{99}$$Tcの核変換率はBe減速材で27.8%/年、ZrH$$_{1.65}$$減速材で20.1%/年となった。この結果、十分な核変換率が得られる照射場の設置可能性を示し、今後の課題を摘出した。

論文

高速実験炉「常陽」における照射試験

鈴木 惣十

日本機械学会動力エネルギーシステム部門ニュースレター, (31), p.3 - 6, 2005/10

「常陽」では、これまで高速炉サイクルの実用化を目指した研究開発のための各種照射試験を遂行し、その成果を二千件を超える技術資料にまとめるとともに、FBR原型炉「もんじゅ」を始めとする後続炉開発に反映してきた。MK-III計画で高度化した「常陽」では、FBR実用化に向けた技術開発に欠くことのできない照射試験施設として、経済性向上、環境負荷低減、安全性向上等のための多種多様な照射試験を引き続き実施していく。また、高速中性子照射場は国際的にも貴重であることから、大学や海外の研究開発機関からの期待に応えて外部利用の拡大を進め、基礎基盤研究、国際協力による研究開発の効率的推進等へ貢献することとしている。

論文

FNCA Safety Culture ProjectSafety Culture Information for Member Country Research Reactor -Report of Experimental Fast Reactor "JOYO"-

久保 稔; 伊東 秀明*; 大戸 敏弘; 鈴木 惣十

FNCA 原子力安全文化ワークショップ, 0 Pages, 2004/00

2004年2月に、韓国の大田(テジョン)においてForum of Nuclear Cooperation in Asia(FNCA)の原子力安全文化ワークショップが開催される予定である。この会議に、「常陽」に関する原子力安全文化の観点からのセルフアセスメントレポートを提出する。

論文

JOYO MK-III, state-of-the-art, FBR Irradiation Test Facility

原 広; 永田 敬; 青山 卓史; 鈴木 惣十; not registered

Proceedings of 14th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-14), 0 Pages, 2004/00

21世紀のFBR実用化のための照射試験炉として「常陽」を新生させる高度化計画(MK-III計画)により、MK-II炉心に比べて高速中性子束を1.3倍に増加させ、これに伴って1.4倍に増加した原子炉熱出力に対応するよう炉心・冷却系を改造した。また、燃料取扱設備・機器の遠隔自動化と集中制御化に伴う燃料交換手順の合理化や定期検査期間の短縮等による稼働率の向上とともに、多種多様な照射ニーズに応えられるよう照射技術及び照射条件評価法の高精度化を図った。 今後、「常陽」MK-III炉心をFBRサイクルの実用化に不可欠な燃料・材料照射及び要素技術の実証の場として活用し、2015年頃まで主として、FBRサイクルの経済性向上、環境負荷低減、安全性向上等の技術に関する研究開発を進めていく。これらの成果は、FBRサイクルの実用化技術開発はもとより、もんじゅ炉心・燃料の高性能化にも反映していく。

論文

臨界から26年 「常陽」の歩んだ道

前田 幸基; 小澤 健二; 仲井 悟; 鈴木 惣十

原子力eye, 49(8), 1 Pages, 2003/07

高速実験炉「常陽」のこれまでの設計、運転経験や商社試験を総括するとともに、最新のMK-IIIの臨界・性能試験の結果、今後の照射し検討の将来計画について、3回のシリーズ記事にて紹介する。本稿はシリーズの第1回目で、日本で初めて建設した高速実験炉「常陽」について、その位置付け、設計、建設、運転について、MK-I及びMK-IIの運転経験により原子力(FBR)基盤技術の底上げに貢献してきた実績を総括して報告する。

論文

Operation and Upgrade experiences in the Experimental Fast Reactor JOYO

吉田 昌宏; 前田 幸基; 鈴木 惣十; 原 広

Russian Forum for Sci. and Tech. FAST NEUTRON REAC, 0 Pages, 2003/00

「常陽」では、MK-I、MK-II炉心の運転を通じ、種々の照射試験を行うとともに、運転保守、炉心燃料管理などに関する知見を蓄積し、現在さらに「常陽」の照射性能を向上させるMK-III計画を進めている。MK-III炉心では、FBRサイクル実用化研究のための照射試験などを実施していく計画である。

論文

The Fruits and Hope of The Experimental Fast Reactor "JOYO"

宮川 俊一; 柳沢 務; 伊藤 正彦; 鈴木 惣十; 三次 岳志

第13回環太平洋原子力国際会議, 247 Pages, 2002/00

今世紀に必要となるFBRサイクル実現のために、常陽及び隣接するホットセル施設群は多様な試験を実施してきた。常陽では,千体近く照射された燃料や照射リグ等のうち214体が照射後試験に供され、14GWd/tの高燃焼度、燃料溶融限界照射、窒化物燃料による800W/cmの高線出力など多くの成果を得ている。今後,MKIIIの改造の完了のあかつきには、ODS被覆の長寿命燃料照射、環境負荷低減にかかわるMA含有燃料の照射、さらに小規模ではあるが総合的なFBRサイクル試験の実施など、さまざまな計画を推進中あるいは検討中であり、多くの同志の参画を見て、国内外の期待に応えて行きたい。

論文

Glorious achievement of a quarter century operation and a promising project named MK-III in JOYO

前田 幸基; 青山 卓史; 大戸 敏弘; 仲井 悟; 鈴木 惣十

ASME Annual Meeting, 96 Pages, 2002/00

ANS Winter meetingのナトリウム冷却高速炉の運転試験に関するセッションにおいて、初臨界以来25年間に渡り蓄積してきた常陽の運転試験や照射試験実績を報告するとともに、現在進めているMK-III計画の紹介を行う。

論文

Upgrade of Irradiation Test Capability of the Experimental Fast Reactor JOYO

関根 隆; 青山 卓史; 鈴木 惣十; 山下 芳興

11th International Symposium on Reactor Dosimetry, 0 Pages, 2002/00

FBR実用化のための長寿及び高性能燃料・材料の開発、実用化戦略調査研究に資する多種多様な照射試験を効率良く実施するため、高速実験炉「常陽」では照射用炉心の高度化計画(MK-III計画)を進めている。MK-III炉心では、炉心の高中性子束化稼働率向上及び照射試験用集合体の装荷体数の増加により,照射性能がMK-II炉心の約4倍に増加する。また、オンラインでの温度制御や限界照射試験用の照射装置の開発等,照射試験技術の高度化とあいまって、中性子照射量を高精度で評価し,質の高い照射デ-タを提供することが望まれている。このため、炉心用管理コ-ドシステムの高精度化、モンテカルロ計算による詳細解析法の開発,及び新型ドシメトリ-手法としてHe蓄積型フル-エンスモニタの開発を行い,MK-II炉心での照射試験を通じてこれらを実用化した。今後,改造したMK-III炉心の出力及び中性子束分布の詳細測定をMK-II

報告書

JUPITER実験における反応度測定法とその精度

鈴木 惣十; 青山 卓史; 池上 哲雄; 白方 敬章

JNC-TN9400 2001-032, 57 Pages, 2001/01

JNC-TN9400-2001-032.pdf:1.53MB

JUPITER実験が行われた米国アルゴンヌ国立研究所のZPPR実験装置での反応度測定法とその精度を評価した。ZPPRでは、炉心領域に均等に配置した64個の235乗U核分裂計数管による修正中性子源増倍法(MSM法)で各種反応度が測定された。このMSM法は、一点炉近似の動特性方程式に基づいて未臨界度を算出するが、64個の検出器を用いることにより中性子束分布の歪みによる空間依存性も考慮している。MSM法で必要となる検出器効率は、測定体系に依存して変化し、その不確定度が反応度測定値の不確定度に効くため、検出器の数を増やすことにより、統計精度を上げる手法がこれまで採用されてきた。本研究では、これら64個の検出器による反応度測定値を単純に統計処理するのではなく、検出器効率に対して最小二乗フィッティングすることにより、検出器効率の不確定度が最終的に得られる反応度にほとんど効かないようにする方法を新たに開発した。本手法の検証として、ZPPRの制御棒価値測定に適用した結果、中性子源強度の比、検出器効率の比は、燃料の移動を伴わない場合や、燃料の移動があってもその割合が小さい場合(例えば、単一制御棒価値)には、反応度と検出器効率比の1次式の最小二乗法フィッティングの結果でかなり精度良く補正できることが明らかとなった。

論文

使用済高速炉燃料の崩壊熱

青山 卓史; 鳥丸 忠彦; 吉田 昌宏; 有井 祥夫; 鈴木 惣十

日本原子力学会誌, 41(9), p.946 - 953, 1999/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.55(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料の崩壊熱の予測精度を向上させることは、燃料貯蔵・取扱設備や炉心冷却系の設計の観点から重要である。このため、「常陽」ではオンサイトで非破壊のまま使用済高速炉燃料の崩壊熱を測定する装置を開発し、これを用いて崩壊熱の実測データを蓄積してきた。今回データベース拡充のため、原子炉容器内で冷却することなく燃料を取出し、比較的冷却期間が短く崩壊熱の大きい使用済燃料の測定を行った。現在までに、集合体平均燃焼度約60GWd/tの使用済「常陽」Mk-II燃料集合体について、炉停止後約24$$sim$$258日における崩壊熱の減衰曲線を詳細に測定し、1.23$$pm$$0.03$$sim$$0.261$$pm$$0.019kWの実測の崩壊熱を得た。崩壊熱計算では、原研シグマ研究委員会で整備された崩壊・核分裂収率データやJENDL-3.2に基づく断面積を用いて測定集合体の照射履歴を模擬した燃焼計算を行い、崩壊熱や核種生成量を評価した結果、炉停止後24$$sim$$258日における崩壊

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