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榊原 安英; 池田 博; 横田 淑生; 北端 琢也; 山口 智彦
JNC TN4200 2004-001, 317 Pages, 2004/08
JNC-TN4200-2004-001.pdf:24.97MB
核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」は、平成16年4月26日(月)、27日(火)の両日、福井県若狭湾エネルギー研究センター(福井県敦賀市)において「第4回敦賀国際エネルギーフォーラム」(副題:日本のエネルギー政策と国際協調について)を開催した。
榊原 安英; 横田 淑生; 森下 喜嗣
サイクル機構技報, (15), p.145 - 154, 2002/06
副題を「「もんじゅ」の国際的役割と地域との連携」とし、エネルギー確保、経済発展、環境保全の3つの要件を同時に満たすために、21世紀における各国のエネルギー政策やプルトニウム利用を基盤とした原子力エネルギーが果たすべき役割について認識すること、及び「もんじゅ」の国際的役割あるいは研究開発の地域との連携について議論する場を提供し、成果を世界に向けて発信することを目的とした国際フォーラムを開催したので報告する。
入江 勤; 横田 淑生; Harriso
IAEA技術会合, 0 Pages, 2002/05
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山口 俊司; 横田 淑生; 北村 洋司*; 山田 奈津加*
JNC TN4200 2001-002, 240 Pages, 2001/01
JNC-TN4200-2001-002.pdf:14.51MB
本報告書は、核燃料サイクル開発機構が平成12年11月9日(木)、10日(金)に、福井県若狭湾エネルギー研究センターで開催した「敦賀国際エネルギーフォーラム2000-エネルギー研究開発と魅力ある地域づくり-」の中で行われた講演および討論の概要をまとめたものである。
横田 淑生; 山崖 佳昭; 井上 達也; 富樫 義則; 仲村 喬
PNC TN2410 97-020, 543 Pages, 1997/09
本報告書は、原子炉容器ガードベッセルの設計より工場製作を経て、昭和63年6月の現地据付、その後の予熱性能試験の結果に至るまでの記録であり、関係するR&D成果及び設計根拠集を含めて技術集約を行った。原子炉容器ガードベッセルは、万が一、1次主冷却系配管から、冷却材であるナトリウムが漏れ出た場合に、漏出ナトリウムを内包するとともに1次主冷却系ナトリウムの漏出量を抑制し、原子炉容器内の炉心の冷却に必要なナトリウム液位を確保する機能を有している。また、ナトリウム充填前の原子炉容器の予熱を行う予熱保温設備を外壁に有している。本報告書は、主に以下の点に重きをおいて技術集約を行ったものである。(1)設計1)型式、形状、寸法についての考え方2)原子炉容器耐震サポートとしての役割3)漏えい量抑制機構及び溢流処理機構(2)機能を満足させるための製作・据付上の留意点と結果(3)予熱設備の設計(R&Dとその反映)と予熱試験の結果これらを通して、原子炉容器ガードベッセルと原子炉容器との隙間が、機能上要求される漏えいナトリウムの保持、漏えいの抑制およびISI機器の移動のために適正に確保されたこと、原子炉容器の予熱中、周、径方向とも温度分布の制限値以内で所定の時間内に昇温できたきと、原子炉容器および原子炉容器ガードベッセルの下部サポート部の隙間が熱過渡時を含めて耐震上の適正な範囲内で維持できる見通しが得られたことなどが確認できた。
森下 正樹; 青砥 紀身; 横田 淑生; 和田 雄作; 一宮 正和
動燃技報, (101), p.47 - 60, 1997/03
「もんじゅ」のナトリウム漏洩事故の直接的原因は、温度計さや管の抗力方向の流力振動による高サイクル疲労破壊であったことが明らかにされており、動燃技報No.99において報告されている。本報では、まず、「なぜ当該温度計のみが破損したか」という点に関する詳細な調査結果に基づいて、熱電対の挿入状態(曲がり)によって温度計の減衰特性が変化して流力振動応答が他の温度計よりも大きかったため、と推定している。次に、疲労き裂の発生と進展に関して、疲労曲線、ひずみ集中係数、微小き裂進展、き裂貫通時期など、破損過程の推定をより一層確かなものにするための検討結果について述べている。
横田 淑生; 一宮 正和; 家田 芳明
PNC TN9420 96-044, 20 Pages, 1996/07
1995年12月8日に発生した「もんじゅ」2次主冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明のため種々の作業が行われた。本報告では,念のために行われた1次主冷却系温度計のさやの健全性試験と解析の中間結果を示した。試験は打振試験と流力振動試験および解析は2次元流体-構造連成解析である。打振試験では固有振動数を,また流力振動試験では強制変位による振動を明らかにした。解析ではさやの変位量と振動数を計算した。
小幡 立人; 中村 和夫; 吉野 謙一; 池田 真輝典; 横田 淑生; 大熊 信孝
原子力工業, 37(2), p.10 - 13, 1991/02
高速増殖原型もんじゅの据付工事完了に際し,本格着工時から据付工事完了迄の建設工事の内容について纏めた。先に,建設開始に際して,『原子力工業』に発表された『建設の全貌』(vol32,No5 1986)を受けての続きとして現地の実際の工事状況についてしるした全体を8章に分けた各設備単位毎の報文とした。全体は特集記事として一括して記載される。
佐藤 勲雄*; 中村 和夫*; 藤枝 清*; 伊藤 秀明*; 郡司 泰明*; 横田 淑生*; 岩田 秀三*
PNC TN941 83-27VOL2, 456 Pages, 1983/02
PNC-TN941-83-27VOL2.pdf:20.9MB
高速実験炉「常陽」の燃料取扱設備は照射用炉心構成作業に伴い、昭和57年1月初旬から12月末にかけて、これまでに経験したことのない多量の炉心構成要素を取扱った。ここでは、これらの炉心構成要素取替実績を示すとともに、燃料取扱設備データバンキングシステム(DBS)で得られたデータを掲載する。今後の燃料取扱設備の運転の参考となれば幸いである。
佐藤 勲雄*; 中村 和夫*; 藤枝 清*; 伊東 秀明*; 郡司 泰明*; 横田 淑生*; 岩田 秀三*
PNC TN941 83-27VOL1, 827 Pages, 1983/02
PNC-TN941-83-27VOL1.pdf:25.12MB
高速実験炉「常陽」は,昭和57年1月より「燃料・材料開発などの照射施設」として利用するため,増殖用(MK―I)炉心から照射用(MK―II)炉心への移行を実施した。本移行作業は,使用済炉心構成要素を新炉心構成要素へ各々290体交換する照射用炉心構成を主作業とし,制御棒上部・下部案内管交換,駆動部改造等のMK―II移行に伴う改造,及び関連作業として予備中性子検出系の設置,新燃料受入及び検査,使用済燃料プール間移送等の作業が実施された。昭和57年度中に熱出力100MWを達成するという目標のもとに綿密な計画を立て,当初の基本計画どおり,11月22日に臨界,12月23日に初期炉心構成作業を終了し,100MW性能試験に引継いだ。MK―2移行期間中に取扱われた炉心構成要素本数は,過去5年間の約2倍になり,また併行して行われた定期・自主検査及び保守・補修作業によって,燃料取扱設備の運転・保守に関する種々の経験並びに貴重なデータが得られた。本移行作業を実施するに当り検討された各種問題点,移行作業計画,移行作業実績及び保守・補修実績,移行作業期間に於ける諸成果等について報告する。
石鳥 隆司*; 向坊 隆一*; 米田 吉之*; 井上 晃次*; 横田 淑生*; 藤原 昭和*; 佐藤 勲雄*
PNC TN941 82-117, 950 Pages, 1982/05
高速実験炉「常陽」の回転プラグの内部及び表面の温度を測定し,軸方向及び同一平面内での時間変化をグラフにプロットし,各運転サイクルにおける温度分布について検討を行い,以下の事項が明らかになった。回転プラグ全体の温度分布は炉心上部機構が高く,小回転プラグ,大回転プラグの順に低くなる傾向があり,原子炉起動後一週間程でほぼ定常状態に達する。回転プラグの内部・表面の温度とも数日あるいはそれ以上のサイクルで周期的に変化する傾向が見られず,50MW出力上昇から75MW第6サイクルまでの運転サイクルで著しいナトリウムペーパの局所的付着によると推定される温度変化は見いだされない。
横田 淑生
原子力eye, ,
2000年11月に開催した、敦賀国際エネルギーフォーラム2000の中で講演された、仏国と米国の原子力開発と地域との係りについて紹介する。
