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佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
本報告では、高温ガス炉PRAの実施上の課題である、建屋や黒鉛構築物、配管など静的な系統、構築物及び機器の多重故障を考慮した地震PRA手法の確立に向け進めている、静的SSCの多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法構築、建屋、黒鉛構築物の損傷を考慮したソースターム評価手法構築、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法構築及び実用高温ガス炉への適用性評価の概要について報告する。
松田 航輔*; 村松 健*; 牟田 仁*; 佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
高温ガス炉における、地震起因による原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の複数破断を含む事故シーケンス群の起因事象モデルについて、ソースタームの支配因子に着目した起因事象に対する階層イベントツリーを適用する場合と、個々の破断の組合せを考慮した多分岐イベントツリーを適用する場合を対象に地震時事故シーケンス頻度評価コードSECOM2-DQFMによる試計算を行った。評価結果から、高温ガス炉のための効率的かつ精度を維持できる起因事象の分類方法を構築できる見通しを得た。
Sn conductor for ITER central solenoid高橋 良和; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; 宇野 康弘; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802404_1 - 4802404_4, 2014/06
被引用回数：25 パーセンタイル：72.88(Engineering, Electrical & Electronic)ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当している。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNbn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。撚線は5段階の撚線で構成され、6本の4次撚線を中心チャンネルの周りに撚り合せたものである。最近、従来の設計より短い撚りピッチの撚線の導体が短尺導体試験(サルタン試験)において繰り返し通電による超伝導性能劣化がない非常に良い特性を示した。しかし、撚りピッチが短いため、同じ外径の撚線を製作するには、より大きなコンパクションを撚線製作時に加える必要があるので、コンパクション・ローラを工夫し、超伝導素線へのダメージを小さくする必要がある。本講演では、この短い撚りピッチの撚線の製作技術及び素線へのダメージの検査方法などについて報告する。
辻 博史; 奥野 清; 中嶋 秀夫; 安藤 俊就; 高橋 良和; 西 正孝; 吉田 清; 多田 栄介; 小泉 興一; 加藤 崇; et al.
IEEE Transactions on Magnetics, 25(2), p.1484 - 1487, 1989/03
被引用回数：7 パーセンタイル：61.84(Engineering, Electrical & Electronic)核融合実験炉の超電導内側PFコイルの技術開発を目的として、現在製作を進めている実証ポロイダル・コイルについて、最近の実証試験結果(パルス損失特性等)と導体及び巻線の進捗状況について紹介する。
奥野 清; 辻 博史; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 礒野 高明; 安藤 俊就; 檜山 忠雄; 西 正孝; 多田 栄介; et al.
Proc. of the IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, p.776 - 779, 1989/00
核融合炉における超電導ポロイダル磁場コイルの開発を目的として、原研では実証ポロイダル・コイル計画を遂行している。本会議では、これまでに得られた成果について報告するとともに、第一回目の実験結果についても言及する。
中田 宏勝; 瀬崎 勝二; 佐藤 雅幸
日本原子力学会誌, 28(4), p.307 - 311, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)材料試験炉(JMTR)は、昭和43年3月に臨界に達したのち、各種燃料や材料の照射試験に利用されて来た。照射技術の基本を成す照射装置としては、水力ラビット装置,キャプセル及びインパイルループがあり、原子力開発の進展に対応して、各種の装置を整備して来た。本稿では、照射技術として開発要素を多く有するキャプセルとインパイルループの現状について解説する。
湊 和生; 福田 幸朔; 菊池 輝男; 小林 紀昭; 井川 勝市; 岩本 多實; 石本 清; 伊丹 宏治; 佐藤 雅幸
JAERI-M 83-055, 77 Pages, 1983/03
照射後の第1次および第2次燃料体の黒鉛スリーブには、最大約1mmの曲がりか認められた。しかし、これらと同様な3本燃料棒型の第4次燃料体の照射後黒鉛スリーブには、曲がりはほとんど認められなかった。1本燃料棒型の第3次燃料体の照射後黒鉛スリーブには、約0.7mmの曲がりが認められた。これらの曲がりの原因を考察することを目的として、計算コードを用いた曲がり解析および未照射黒鉛スリーブを用いた炉外実験を行なった。その結果、黒鉛スリーブには、製作時に最大約0.15mmの曲がりが存在していること、および黒鉛スリーブの黒鉛ブロックによる拘束状態によって、同一照射条件下においても、生じる曲がりが異なることがわかった。
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。
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1
10
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。
野田 恭子*; 鷹尾 康一朗*; 杉山 雄一*; 原田 雅幸*; 野上 雅伸*; 丸山 幸一*; 高橋 宏明*; Kim, S.-Y.; 佐藤 真人; 峯尾 英章; et al.
no journal, ,
ピロリドン誘導体を用いた沈殿法による高速炉燃料の高度化再処理システムを開発している。これまでの試験で、U(VI)を硝酸溶液から沈殿させるN-シクロヘキシルピロリドン(NCP)を用い、選択的U沈殿工程及びU-Pu共沈工程の2工程からなるプロセスを開発した。さらに、現在はプロセスをより選択的に、より経済的にするため、他のピロリドン誘導体によるU及びPuの沈殿挙動について研究している。本報告では、本研究開発の概要とこれまでの主要な成果を紹介する。本研究開発では、新規沈殿剤を用いることによるシステムの分離性・安全性・経済性向上を目指しており、これまでに低配位性・低疎水性新規沈殿剤であるN-ブチルピロリドン(NBP)あるいはN-プロピルピロリドン(NProP)を用いることで選択的U沈殿工程の効率化が可能であることを明らかにした。
Sn撚線の開発高橋 良和; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 押切 雅幸; 堤 史明; 宇野 康弘; 渋谷 和幸*; et al.
no journal, ,
ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当している。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNbSn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。撚線は5段階の撚線で構成され、6本の4次撚線を中心チャンネルの周りに撚り合せたものである。最近、従来の設計より短い撚りピッチの撚線の導体が短尺導体試験(サルタン試験)において繰り返し通電による超伝導性能劣化がない非常に良い特性を示した。しかし、撚りピッチが短いため、同じ外径の撚線を製作するには、より大きなコンパクションを撚線製作時に加える必要があるので、コンパクション・ローラを工夫し、超伝導素線へのダメージを小さくする必要がある。本講演では、この短い撚りピッチの撚線の製作技術及び素線へのダメージの検査方法などについて報告する。
佐藤 博之; 西田 明美; 古屋 治*; 村松 健*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*
no journal, ,
本研究では、高温ガス炉の設計上、安全上の特徴を考慮した確率論的安全評価手法(確率論的リスク評価手法)の確立を目標に、グレーデッドアプローチを取り入れた事故シーケンス頻度評価手法、黒鉛構造物の損傷を考慮した事故影響評価手法を検討する。本発表では、全体概要として、既往手法からの改良点、研究計画等を中心に説明する。
本多 友貴; 佐藤 博之; 大橋 弘史; 西田 明美; 牟田 仁*; 村松 健*; 糸井 達哉*; 田辺 雅幸*
no journal, ,
高温ガス炉の確率論的リスク評価(PRA)手法の確立に向けて、静的機器損傷時のソースターム評価手法の開発を進めている。ソースターム評価計算コードシステム概要と地震起因で1次系配管破損に原子炉停止機能喪失が重畳する事象発生時の原子炉熱流動特性評価結果を報告する。
村松 健*; 牟田 仁*; 松田 航輔*; 佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 糸井 達哉*; 田辺 雅幸*
no journal, ,
高温ガス炉の確率論的リスク評価手法の確立に向けた研究の一環として、国内外の学協会により公表されているPRA実施基準の調査を行った。事故のシナリオ分析と信頼性データベース整備に関わる既往のPRA実施基準の要求事項の調査に基づき、高温ガス炉の確率論的リスク評価手法整備において、静的機器の損傷による事故シナリオの丁寧な分析、ソースターム評価を含めたリスク評価体系及び故障率等のデータ補充が特に留意すべき事項であることを明らかにした。
佐藤 博之; 西田 明美; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構は、東京都市大学, 東京大学及び日揮と共同で、高温ガス炉の設計上、安全上の特徴を考慮した確率論的安全評価手法(確率論的リスク評価手法)の確立を目標に、静的機器の多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法やソースターム評価手法、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法の検討を実施している。本発表では、研究計画及び平成28年度までの進捗の概要を中心に説明する。
佐藤 博之; 西田 明美; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*
no journal, ,
本研究では、高温ガス炉の設計上、安全上の特徴を考慮した確率論的リスク評価手法の確立を目標に、静的機器の多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法やソースターム評価手法、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法の検討を実施している。本発表では、研究計画及び成果の概要を中心に説明する。
佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 村松 健*; 牟田 仁*; 松田 航輔*; 糸井 達哉*; 高田 毅士; 田辺 雅幸*; 山本 剛*; et al.
no journal, ,
JAEA, in conjunction with Tokyo City University, The University of Tokyo and JGC Corporation have conducted development of a PRA method from October 2015 to March 2018 considering the safety and design features specific to HTGR. The primary objective of the project was to develop a seismic PRA method which enables to provide a reasonably complete identification of accident scenario including a loss of safety function in passive structures, systems and components. This presentation will provide the overview of the activities including development of a system analysis method for multiple failures, a component failure data using the operation and maintenance experience in the HTTR, seismic fragility evaluation method, and mechanistic source term evaluation method considering failures in core graphite components and reactor building. The presentation will also cover application results of developed methods to the risk analysis of a reference HTGR designed by JAEA.
