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論文

Design of advanced integral-type marine reactor, MRX

楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 石田 紀久; 星 蔦雄*; 迫 淳*

Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.155 - 175, 2000/10

 被引用回数:44 パーセンタイル:92.35(Nuclear Science & Technology)

船舶推進用として、改良舶用炉MRXの概念を確立した。MRXの設計目標を、小型化、軽量化、安全性向上及び信頼性向上として設定し、水張格納容器の採用により、「むつ」の約3倍の定格出力で、約1/2の容積及び重量まで小型・軽量化した。また、受動的安全設備の採用により、動的機器の数は在来型のPWRに比べて大幅に減少させることができた。受動的安全設備の機能については、解析により、また、一部実験により安全が確保できることを確認した。また、PSAにより、MRXの炉心損傷確率は在来PWRよりも2桁程度小さいことが示された。さらに、MRXを搭載した原子力コンテナ船と在来ディーゼル機関のコンテナ船との経済性比較を行い、大量で高速な貨物輸送のニーズに対して原子力船が有利であることを示した。

論文

Advanced marine reactor MRX and application to nuclear barge supplying electricity and heat

石田 紀久; 楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 福原 彬文*; 落合 政昭; 星 蔦雄*

Proceedings of International Workshop on Utilization of Nuclear Power in Oceans (N'ocean 2000), p.55 - 66, 2000/02

改良舶溶炉MRXは、船舶推進用動力源として熱出力100MWの一体型PWRである。軽量・小型化、安全性向上及び信頼性向上を図るためいくつかの新技術を採用している。水張式格納容器の採用は軽量小型化に有効であり、「むつ」と比較して約半分の1600ton,1210m$$^{3}$$の原子炉が得られている。また、工学的安全系には、簡素化された受動的安全系を採用しており安全解析によりその性能が確認されている。MRXを電力-熱供給用エネルギー源として利用することが可能である。原子力バージとして、電力100MW,造水35,000m$$^{3}$$/day及び温水供給システムの概念検討を行った。ただし、MRXの熱出力は300MWへ出力増としている。

報告書

原子力船の高度自動運転システムの開発,2; 原子炉スクラム後の完全自動化

藪内 典明; 中沢 利雄; 高橋 博樹; 島崎 潤也; 星 蔦雄

JAERI-Tech 97-057, 54 Pages, 1997/11

JAERI-Tech-97-057.pdf:2.03MB

舶用炉において、原子炉運転操作の自動化範囲の拡大を進めている。原子炉通常運転操作の全自動化に引続き、異常時対応操作の中で、スクラム後の対応操作の自動化を行った。作製した自動化システムは、(1)スクラム関連作動設備の動作確認機能、(2)スクラム後対応操作の自動化、(3)主要パラメータの選定・維持操作の自動化で構成され、スクラムによって引き起こされる過渡変化の早期収束とその後の主要パラメータの選定・維持を図るものである。手動操作の自動化では、運転員の経験に基づく運転員知識を取り込み自動化を行った。その結果原子力船シミュレータでの検証では、原子力船「むつ」のスクラム時データと比較して、原子炉蒸気の早期遮断が可能となり、プラント状態の早期の安定的収束を得ることができた。

論文

Integral-type small reactor MRX and its applications

島崎 潤也; 落合 政昭; 石田 紀久; 星 蔦雄

10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), p.828 - 833, 1996/00

当研究開発室では一体型小型炉の設計研究を実施しており、大型船舶用原子炉(出力100MWt)の設計を完了した。この原子炉の特徴は、原子炉内装型制御棒駆動、水張式格納容器、自然循環の崩壊熱除去等の新技術を採用した一体型炉であり、計量・コンパクトで高い信頼性を実現する。本報告では、これらの新技術の開発状況を、MRX工学安全系の非常用崩壊熱除去系と自然循環式格納容器冷却系の設計、受動的安全性の検証実証・解析、制御棒駆動装置の設計等について述べる。さらに、原子炉の点検・保守期間短縮化のために、格納容器一括搬出方式の提案について、また運転員数の削減から高度自動運転の採用について述べ、最後にこの原子炉の各種エネルギ供給システムへの適用にふれる。

論文

原子力船「むつ」の新たな出発; 「むつ」の解役工事と今後の原子力船研究開発

井上 彰一郎; 松尾 龍介; 星 蔦雄; 岡本 拓也*

原子力工業, 42(2), p.14 - 55, 1996/00

原子力船「むつ」は、国の基本計画に沿って出力上昇試験、海上試運転により性能を確認した後、海洋環境下における振動、動揺、負荷変動等が原子炉に与える影響等に関する知見を得るため平成3年2月から約1年をかけて計4回の実験航海を行った。実験終了後直ちに「むつ」の解役工事に着手し、平成7年6月に「むつ」から原子炉室を撤去し陸上の保管建屋に設置した。原子炉撤去後の船体は同年6月30日に海洋科学技術センターへ引き渡された。本稿では、これまでの「むつ」の研究開発の背景を概説し、実験航海の成果、解役工事の状況、今後の原子力船研究開発と将来展望等について紹介するとともに、「むつ」の後利用についても触れる。

論文

中小型動力炉の開発と利用の動向; IAEA会議より

星 蔦雄

日本原子力学会誌, 38(3), p.216 - 218, 1996/00

中小型動力炉は局地的な電力、熱供給等に有望であることから、小規模電力需要国や発展途上国において導入に強い関心を示し、各国で開発が進められている。IAEAでは、今後需要が見込まれること、各国が強い関心を示していることから、関係各国の参加のもとに情報交換活動を進めている。ここでは、これまでのIAEAの会議の議事録をもとに、(1)諸外国における中小型動力炉の開発状況、(2)利用の動向、(3)技術的課題等について、現状、各国の認識、今後の動向について紹介する。

論文

MRX(改良型舶用炉)

星 蔦雄

日本原子力学会誌, 37(9), p.792 - 794, 1995/00

次世代にその利用が予測される新型軽水炉の開発に関する特集記事の一つとして、原研で開発中の小型一体型炉MRXについて紹介する。MRXは改良型舶用炉として開発中のものであるが、受動的安全系等の採用により、小型化を達成するとともに系統の簡素化による信頼性の向上、経済性の向上を目ざした原子炉である。小型炉の特徴を生かし、舶用はもとより、海洋開発、小規模発電、熱供給、海水淡水化等への幅広い利用が期待される。寄稿においては、MRXの基本概念、採用した新技術、安全性評価等について述べる。

論文

Policy and regulation for decommissioning reactors in Japan

星 蔦雄

IAEA-SR-179, 15 Pages, 1992/00

原子炉の老朽化に伴い原子炉施設の廃止措置は今後重要な課題となりつつある。我国の廃止措置のあり方については、原子力委員会が長期計画の中で基本方針を示した。それによると、原子炉施設は跡地の有効利用を図るため解体撤去方式が望ましいこと、必要なR&Dを進めること等の考えを示し、現在とくに発電炉に対する基本手順等の検討とJPDRにおける技術開発等が進められている。規制については、原子炉等規則法のもとに解体届の提出が義務づけられているが、原子力安全委員会は安全確保の一そうの向上の面から指針が示され、これらはJPDRの解体実施計画の中へ反映され、各種のデータ取得とともに妥当性の評価が行われている。このように、我国は原子炉廃止措置に対しては実経験も含めて世界的に進んだ原子炉廃止措置に対しては実経験も含めて世界的に進んだ状況にあることから、とくに実状を中心に発表する。

論文

JPDR放射線遮蔽体の機械的切断工法による解体

星 蔦雄; 打越 忠昭; 長谷川 哲雄*; 渡辺 俊朗*; 山下 善孝*; 斉藤 正直*; 高橋 周男*; 在田 浩徳*

FAPIG, 0(129), p.28 - 32, 1991/11

JPDRでは、科学技術庁の委託事業として将来の商業用原子力発電施設の解体に備えて、各種の原子炉解体技術の開発を行うとともに、JPDRの解体実地試験に適用してこれまでに、原子炉内構造物、原子炉圧力容器、圧力容器接続配管等の鋼構造物の解体撤去を終了した。平成2年9月からは原子炉を囲む放射線遮蔽体突出部上部コンクリートの解体撤去に着手し平成3年1月に終了した。放射線遮蔽体は、鉄筋が密に配置され、また各種の配管等が埋設されかつ炉心部近くにあるため放射化の程度が比較的高い堅牢な鉄筋コンクリート構造物である。このため、解体には、ダイヤモンドカッタとコアーボーリングを組み合わせて鉄筋コンクリートを切断できる機械的切断工法を用いた。本書では、放射線遮蔽体突出部の解体実施状況、機械的切断工法の切断性能、作業者の外部被曝線量等の解体実地試験を通して得られた経験、知見等を紹介する。

論文

放射性コンクリートを遠隔で切る

星 蔦雄

日経コンストラクション, 0(42), p.24 - 29, 1991/06

現在原研で進めているJPDR解体実地試験のうち、とくに放射線しゃへいコンクリートのダイヤモンドソー及びコアリングによる遠隔解体について紹介する。放射線しゃへいコンクリートのうち原子炉に近い内壁側は放射能が高いため遠隔作業が要求される。原研ではこのため、ダイヤモンドソー及びコアリング法及び水ジェット切断法を開発し、昨年11月より前者による解体を開始し、今年2月に予定部分の解体を完了した。当誌では当該工法の概要、作業状況を写真等を中心に述べる。

論文

JPDR解体実地試験の現状

富井 格三; 横田 光雄; 星 蔦雄; 森高 勇*; 清木 義弘; 塙 幸光; 井坂 興; 志知 隆弘; 上家 好三; 立花 光夫; et al.

原子力工業, 37(2), p.14 - 59, 1991/02

科学技術庁からの受託研究として、原研はこれまで開発した解体機器を使用し、放射線環境下でJPDR解体実地試験を進めている。本論文では、炉内構造物、原子炉圧力容器等の設備・機器の解体撤去、解体除染、解体廃棄物の管理、作業管理等これまでのJPDR解体実地試験を通し得られた総合的な知見や原研が進めている原子力施設のデコミッショニングに関する国際協力等について記している。なお、今回の投稿は、原子力工業の原子力施設のデコミッショニングについての特集記事として掲載するため作成されたものである。

論文

Dismantling experience of JPDR reactor steel structure

横田 光雄; 星 蔦雄; 立花 光夫

Low and Intermediate Level Radioactive Waste Management,Vol. 1, p.189 - 195, 1991/00

JPDRの解体実地試験では、これまでに高放射化物の主要は綱構造物を解体撤去した。これには各種の開発技術が適用された。すなわち、原子炉内構造物には水中プラズマ切断技術、原子炉圧力容器接続配管にはディスクカッター及び成型爆薬工法、原子炉圧力容器には水中アークソー切断技術を適用した。解体試験は、開発技術の適用の仕方に一部の不調もあったが、総体的に順調に進捗した。会議では、解体の方法、作業監視の方法、開発機器等の切断性能、解体中の原子炉水及び作業環境等の汚染の状況、切断ドロスの処理状況、解体廃棄物量、作業日数、作業者の放射線被曝の状況等の技術的知見を経験に基づき発表し、討議する。

論文

Underwater cutting of JPDR reactor pressure vessel and core internals

立花 光夫; 星 蔦雄; 見喜 一朗

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.81 - 84, 1991/00

原子炉解体の特殊性の一つには、高放射化した圧力容器と炉内構造物の撤去にあり、そのためには高い切断性能と遠隔性に優れた技術が必要である。JPDRの解体計画ではそれらの解体のために水中アークソーと水中プラズマアーク切断技術の開発を進めてきた。水中プラズマアークによる炉内構造物の解体は1989年2~9月に、また水中アークソーによる圧力容器の切断は1990年4~6月にかけて実施した。この解体作業を通して、水中プラズマ及び水中アークソーが十分な切断性能を有していること、発生する放射性のダストが水中切断により最小限に抑えられることが確認でき高放射化した機器の解体における水中切断工法の有用性が実証できた。一方、遠隔操作機器及び水封容器等の放置に多大の作業時間を有することから簡便な工法の開発が必要であることが判った。本論文では、各工法における切断結果と、解体実地試験より得られた経験を述べる。

論文

Evaluation of contamination on concrete of JPDR building

安中 秀雄; 畠山 睦夫; 助川 武則; 小崎 完; 山下 茂; 星 蔦雄

Proc. of the 1989 Joint Int. Waste Management Conf., Vol. 1, p.183 - 187, 1989/10

原子炉施設の解体に際して、建屋の放射性汚染コンクリートの除染は、放射性廃棄物として生ずるコンクリート量の低減あるいは、建屋の無拘束解放を行う上で重要である。このため、解体前に建屋の床、壁等のコンクリートの汚染分布、汚染浸透深さ等の状況を正確に評価しておく必要がある。そこで、JPDRでは建屋の汚染状況を把握するためにコンクリート試料のサンプリング・測定法を用いて汚染状態を特定した。得られた汚染箇所から、運転記録に基づく汚染履歴との相関性が確認された。汚染分布の大半は表面汚染のみで、厚さ4mm程度を能率よく削れるプレーニングカッタあるいはスキャブラーを用いる除染工法が適する。また、汚染が浸透している所では、その殆どが2cm以内の深さにあり、一度に2~3cmの厚さのコンクリートが除去できればよく、マイクロ波照射法などの除去工法が適していることなどが判った。

論文

国内外における原子炉解体技術開発の動向

星 蔦雄

ジョイテック, 5(5), p.51 - 58, 1989/05

原子炉施設は耐在、耐震性の要求から堅牢な機器、構築物が多く、運転終了後も放射能が残存し、原子炉部はとくに放射能も高い。したがって、原子炉の解体においては、切断性能に優れまた遠隔操作性の良い解体機器の採用が必要となる。現在、諸外国においては将来増大する商用炉の解体にむけて、各種の解体技術の開発が進められている。ここでは、原子炉圧力容器および炉内構造物等の鋼構造の解体技術について、要求性能についてのべるとともに、現在開発されている解体工法の原理並びに研究開発の現状についてとくにわが国、仏、英等を例に紹介する。

論文

Decommissioning program of Japan Power Demonstration Reactor

星 蔦雄; 田中 貢; 川崎 稔

Proc. 2nd Int. RILEM Symp. on Demolition Methods and Practice, p.463 - 472, 1988/00

JPDRの解体計画は、将来の商業用発電炉の廃止措置に役立てるため、原子炉の解体に必要な技術の開発を行うとともにこれらの成果を活用して実際にJPDRを解体撤去して、解体の知見、経験を得ることを目的とした計画である。技術開発は1981年に、実地解体は1986年にそれぞれ着手され、解体撤去の完了は1992年に予定されている。

論文

JPDRの解体計画

星 蔦雄; 田中 貢

日本原子力学会誌, 29(7), p.584 - 592, 1987/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

JPDRの解体計画について、計画の意義、解体における問題点とJPDRにおける解体技術開発の成果の概要及び解体実地試験計画について紹介する。

論文

Management of waste from the JPDR decommissioning

星 蔦雄; 清木 義弘; 加藤 清

CONF-871018-Vol.1, p.3-77 - 3-89, 1987/00

原子炉の解体撤去で発生する放射性固体廃棄物は、短期間に大量に発生するためその処理処分の方法は非常に重要である。本発表では、我国の法規制の状況について述べるとともに、JPDRの解体によって発生する放射性廃棄物の量、処理処分の方法等について発表する。

論文

Present status of JPDR decommissioning program

石川 迪夫; 川崎 稔; 横田 光雄; 江連 秀夫; 星 蔦雄; 田中 貢

CONF-871018-Vol.1, p.3 - 18, 1987/00

JPDR解体計画における水中切断装置のモックアップ試験結果、解体工事の進捗状況、解体届の内容について報告する。

論文

JPDRの解体の安全性

星 蔦雄

エネルギーレビュー, 7(6), p.12 - 15, 1987/00

原子炉施設の解体においては、運転中に中性子照射により放射化された構造物や一次冷却系を通じて汚染した機器が残存するので、作業者の放射線被曝の防護や施設外への放射性物質の放出を少くするように考慮して解体計画を作成する必要がある。

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