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高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.
JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB
中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温
300
Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。
井上 多加志; 花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 西尾 敏; 坂本 慶司; 佐藤 正泰; 谷口 正樹; 飛田 健次; 渡邊 和弘; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1291 - 1297, 2006/02
被引用回数：11 パーセンタイル：60.27(Nuclear Science & Technology)核融合発電実証プラント用中性粒子入射装置(NBI)について、発電実証炉で要求される性能を議論し、その実現への技術課題を検討した。大型プラズマの加熱・電流駆動を担う発電実証プラントのNBIは、これまで以上の高効率,高エネルギー,高信頼性・長寿命化が要求される。加速器には、高効率・高エネルギーの点から、静電加速方式の選択が現実的である。放射線環境での運転を考慮すると真空絶縁が不可欠であり、その設計ガイドラインから、ビームエネルギー1.52MeVが可能であることを示した。負イオン源の信頼性向上,長寿命化ためには、従来の大電流・高電流密度負イオン生成技術に立脚した、フィラメントレス・セシウムフリー負イオン源の開発が必要である。さらに、NBIシステムの効率を決める中性化方式については、従来のガス中性化(効率60%)では要求性能を満足し得ず、中性化効率80%以上のプラズマ中性化等が必要となる。最近、高効率・連続運転の可能な高出力半導体レーザーが製品化されており、これを用いて中性化効率90%以上を実現するレーザー中性化セルの概念を提案する。
佐藤 正泰; 櫻井 真治; 西尾 敏; 飛田 健次; 井上 多加志; 中村 幸治; 新谷 吉郎*; 藤枝 浩文*; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1277 - 1284, 2006/02
被引用回数：14 パーセンタイル：68.12(Nuclear Science & Technology)核融合出力3GWを確保する高い経済性を有するトカマク炉発電実証プラントの設計を行っている。中心ソレノイド(CS)コイルがない又は小さい場合は、炉の小型化と軽量化に大きなインパクトがある。一方高密度領域での高閉じ込め性能の確保と巨大ELMを抑制する必要から、高い三角度を必要とされる可能性がある。CSコイルの役割を電流立ち上げとプラズマ形状制御に限定して、CSの大きさに応じた3ケースについて、システムコードを用いてプラントのパラメータを選択した。熱流束のスケーリングを用いてダイバータに対する要請を求めた。CSコイルが無い場合は、最もコンパクトな炉であるが、巨大ELMを抑制するには不十分な低い三角度しか得られない。CSの役割を形状制御に限定した炉については、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線の小ポロイダル入射角と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。CSの役割を電流立ち上げと形状制御を有する炉についても、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線のフラックス拡大と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。また、運転シナリオについて検討し、HHファクター,グリーンワルド密度,シャインスルーの条件が運転シナリオに強い制限を与えている。
高橋 健司; 加藤 朝郎*; 伊藤 啓; 伏見 実*; 藤田 隆史*; 井上 和彦*
Dynamics and Design Conference 2005(D&D 2005)講演論文集(CD-ROM), 6 Pages, 2005/09
高速炉プラントの設計・建設コストの低減と信頼性の向上を目的として、3次元免震技術の研究を行った。原子炉建屋全体を対象とする「建屋全体3次元免震技術」、および、建屋は水平免震とし重要機器に対して上下方向免震が可能な「機器上下免震技術」があり、両者いついて、開発概要,要求条件をまとめ、選定した免震装置の装置の確証試験計画と試験成果、さらに装置の実プラントへの適用について述べている。
森下 正樹; 北村 誠司; 高橋 健司; 井上 和彦*; 加藤 朝郎*; 伏見 実*
JNC TY9400 2005-010, 1150 Pages, 2005/07
核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電(原電)では、安全性と経済性に優れた実用高速炉プラント概念の構築を目的として「高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究」を実施している。ここでは、高温構造設計の高度化、新材料の採用、ならびに3次元免震が経済性向上のためのシステム改善方策の枢要技術として挙げられている。そこで、JNCと原電は、平成12年度より、高温構造設計手法高度化と3次元免震開発に関する共同研究を開始した。本報告書はそのうち、3次元免震開発に関する平成16年度の成果をとりまとめたものである。なお、本成果のなかには、原電が経済産業省から受託し、JNCがその実施に協力した「発電用新型路技術確証試験」の成果が含まれている。本研究の成果を(1)平成15年度までの研究経緯、(2)建屋3次元免震の検討(平成16年度)、(3)3次元免震技術指針(骨子)の検討、(4)機器上下免震の検討(平成16年度)、及び(5)機器上下免震技術指針(骨子)の検討、に分けて報告する。
森下 正樹; 北村 誠司; 高橋 健司; 井上 和彦; 木田 正則; 毛呂 聡*; 加藤 朝郎*; 伏見 実*
JNC TY9400 2004-028, 921 Pages, 2004/11
核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電(原電)では、安全性と経済性に優れた実用高速炉プラント概念の構築を目的として「高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究」を実施している。ここでは、高温構造設計の高度化、新材料の採用、ならびに3次元免震が経済性向上のためのシステム改善方策の枢要技術として挙げられている。そこで、JNCと原電は、平成12年度より、高温構造設計手法高度化と3次元免震開発に関する共同研究を開始した。本報告書はそのうち、3次元免震開発に関する平成15年度の成果をとりまとめたものである。なお、本成果のなかには、原電が経済産業省より受託し、JNCがその実施に協力した、「発電用新型炉技術確証誠験」の成果が含まれている。本研究は、その内容を(1)開発計画の検討、(2)建屋3次元免震の検討、及び(3)機器上下免震の検討、の3つのスコープに整理して進めた。本年度の成果を要約すると、以下のとおりである。(1)開発計画の検討3次元免震(装置)に対する性能要求の検討新たな観点からの3次元免震装置への性能要求の検討として、「免震装置に支持された建屋」並びに「風荷重時の居住性」について検討した。その結果、前者の検討では、水平免震方式の建屋とほぼ同様の設計が可能であること、また後者の検討では、免震建屋内の運転員への影響はないことを確認した。3次元免震(装置)の開発目標ならびに開発計画の検討 建屋全体3次元免震装置の開発候補を絞り込むための、「評価項目とクライテリアの具体化」、並びに「3次元免震技術指針(骨子)」の検討を行った。「評価項目とクライテリアの具体化」では、平成14年度の成果をもとに、装置開発側へ要求する項目の詳細内容、具体化の検討を行った。また、3次元免震技術指針(骨子)については、装置開発状況を睨みつつ、既存の水平免震指針からの変更内容や指針化するにあたっての懸案等について検討を行った。(2)建屋3次元免震の検討 平成13年度に抽出された有望概念3案(「油圧機構を用いた3次元免震システム」、「ケーブル補強マッシュルーム型空気ばね3次元免震装置」、「ローリングシール型空気ばね方式3次元免震装置」)について性能試験を実施するとともに、新型炉プラント実機への適用性について検討を行い、今後開発を継続する候補既念(「ローリングシール型空気ばね方式3次元免震装
森下 正樹; 北村 誠司; 井上 和彦; 木田 正則; 毛呂 達; 加藤 朝朗; 伏見 実*
JNC TY9400 2003-009, 682 Pages, 2003/05
JNC-TY9400-2003-009.pdf:35.1MB
核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電(原電)では、安全性と経済性に優れた実用高速炉プラント概念の構築を目的として「高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究」を実施している。ここでは、高温構造設計の高度化、新材料の採用、ならびに3次元免震が経済性向上のためのシステム改善方策の枢要技術として挙げられている。そこで、JNCと原電は、平成12年度より、高温構造設計手法高度化と3次元免震開発に関する共同研究を開始した。本報告書はそのうち、3次元免震開発に関する平成14年度の成果をとりまとめたものである。なお、本成果のなかには、原電が経済産業省より受託し、JNCがその実施に協力した、「発電用新型炉技術確証試験」の成果が含まれている。本研究は、その内容を(1) 開発計画の検討、 (2) 建屋3次元免震の検討、及び(3) 機器上下免震の検討、の3つのスコープに整理して進めた。本年度の成果を要約すると、以下のとおりである。
TiS
山崎 篤志*; 今田 真*; 宇都宮 裕*; 室 隆桂之*; 斎藤 祐児; 根岸 寛*; 佐々木 実*; 井上 正*; 菅 滋正*
Physica E, 10(1-3), p.387 - 390, 2001/05
被引用回数：5 パーセンタイル：32.77(Nanoscience & Nanotechnology)インターカレーション化合物FeTiSの磁気モーメントの起源を直接調べるため、軟X線磁気円2色性(MCD)スペクトルの測定を行った。Ti 2pスペクトルにおいて明瞭なMCDスペクトルが観測され、Feの3d状態との混成によりTi原子に磁気モーメントが誘起されていることを示唆する。Fe及びTi原子の軌道及びスピン磁気モーメントを磁気総和則を用いて評価を行った。Fe原子の軌道磁気モーメントは、xの増加にともない1原子あたり0.7から0.3
に減少し、Feの3d状態がxの増加とともに遍歴性が増すことを示している。一方、Ti原子の軌道モーメントは1原子あたり0~0.06と見積もられた。
田中 利幸; 塩沢 周策; 大久保 実; 馬場 治; 皆月 功*; 秋定 俊裕*; 井上 登代一*; 山口 茂*
Proc. of the ASME Joint Int. Power Generation Conf., 0, 10 Pages, 1994/00
高温工学試験研究炉(HTTR)は、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950Cの高温ガス炉型試験炉であり、将来の高温ガス炉技術基盤の確立と高度化及び種々の高温工学に関する先端的基礎研究を行うことを目的としている。HTTRは我が国初のHTGRであり、750C以上の冷却材を炉外に取り出す世界初の原子炉である。原子炉出口冷却材温度960Cを達成するために、HTTRの設計において種々の工夫を行った。燃料、原子炉停止系、補助冷却系、FP放出に対する多重障害等についての必要な安全対策もHTTRの設計に採用している。本報は、HTTRの設計について、特に原子炉出口温度950Cを達成するための工夫と安全上の考慮について記述したものである。また、HTTRの安全評価及び建設状況についても簡単に述べる。
90 ion beam堀池 寛; 稲実 宏*; 井上 多加志; 水橋 清; 小原 祥裕; 奥村 義和; 田中 茂; 渡邊 和弘
Proc. 11th Symp. on Ion Sources and Ion Assisted Technology, p.109 - 112, 1987/00
本報告はJT-60NBI増力用イオン源及び荷電粒子回収のための日仏共同実験にて使用するプラズマ生成部の設計の基礎データを採る目的で試作したプラズマ源である。
宮坂 駿一; 田次 邑吉; 岡田 高光*; 南 多善*; 井上 修二; 出田 隆士; 関 泰; 安藤 弘栄; 飯田 浩正; 藤村 統一郎; et al.
JAERI-M 5794, 71 Pages, 1974/07
原子炉構造体、遮蔽体中における放射線透過、発熱の計算を群定数作成から系統的に行なうことのできるコードシステムを開発した。本システムは、(1)中性子、ガンマ線の輸送・発熱群定数の作成、(2)2次ガンマ線生成定数の作成(3)中性子輸送計算、(4)中性子発熱計算、(5)ガンマ線輸送計算および(6)ガンマ線による発熱計算の6つの部分から構成されている。中性子、ガンマ線の輸送計算はSNコード(ANISN、DOT-2等)を用いて行なう。本コードシステムの機能および計算精度評価のため、FCA-V3集合体における実験結果を解析し、かなり良い結果を得た。
宮坂 駿一; 田次 邑吉; 井上 修二; 出田 隆士; 朝岡 卓見; 桂木 学; 弘田 実彌
第1回トピカルミーティング報文集; 高速炉物理, p.190 - 199, 1973/00
このコード・システムは、高速炉、高温ガス炉あるいは、核融合炉などの炉心内外で発生する放射線発熱量をシステマティックに計算するものである。中性子束とガンマ線束が、一次元Sn輸送コード(ANISN)で同時に計算される。発熱量は、これらの線束に、放射化断面積として中性子及びガンマ線発熱定数が掛け合わされて求められる。これらの計算のために、中性子輸送多群定数、ガンマ線輸送多群定数、二次ガンマ線生成定数、それに、中性子及びガンマ線発熱定数が作成された。計算結果は、FCA-V-3集合体におけるガンマ線束分布の測定結果と比較される。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; 柚原 俊一; et al.
JAERI 1023, 120 Pages, 1962/09
JRR-2原子炉は、1956年11月米国AMF社と契約を結び、1958年4月より建設工事に着手した。建設工事期間には、ほかの報告に見られるように、種々の問題があり、据付組立が完了したのは1959年12月末であった。その後引続き、制御系,冷却系の機能試験が行われた。これはそれらの試験の報告である。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.
JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08
この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。
JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は110
n/cm
secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。
弘田 実彌; 高橋 博; 黒柳 利之; 桂木 学; 井上 和彦
JAERI 4004, 44 Pages, 1958/04
軽水減速冷却型原子炉の核的設計計算は、この炉の燃料格子間隔がせまいことと、水素原子を含む減速材のための取扱がかなりむずかしい。ここでは熱外中性子による分裂を考慮に入れた3群理論および4群理論が扱われ、酸化ウラン燃料炉の4因子、増倍係数、フェミル年令、およびバックリンなどの結果が示され、さらに制御棒の効果、ならびに長期反応度変化が述べられている。
