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論文

Chemical form consideration of released fission products from irradiated fast reactor fuels during overheating

佐藤 勇; 田中 康介; 小山 真一; 松島 健一*; 松永 純治*; 平井 睦*; 遠藤 寛*; 羽賀 一男*

Energy Procedia, 82, p.86 - 91, 2015/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.75(Nuclear Science & Technology)

高速炉シビアアクシデントの加熱条件を模擬した実験が照射燃料を用いて、これまでに行われている。本研究では、照射燃料に含まれている核分裂生成物(FP)の化学形を熱化学的平衡計算で評価した。温度2773Kと2993Kでは、Cs, I, Te, Sb, Pd及びAgのほとんどは気体状の成分でである。CsとSbは温度勾配管(TGT)で検出されているが、その化学形としては元素状Cs, CsI, Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$, CsO及び元素状Sb, SbO, SbTeと推測される。実験結果と計算結果を比較すると、CsIは熱化学的に振る舞い、TGTで捕捉されるが、一方で、元素状Csは微粒子状で移動する傾向にある。気相のFPの移動挙動は、熱化学的のみならず、粒子動力学にも従うものと考えられる。

報告書

(超)小型FBR研究

大坪 章; 羽賀 一男; 小綿 泰樹

JNC TN4420 2002-001, 102 Pages, 2002/10

JNC-TN4420-2002-001.pdf:4.13MB

本報告書では、(超)小型FBR即ち宇宙炉及び深海炉の研究現状について調査した。まず宇宙炉に関しては、原子力ロケットエンジン技術開発の世界の歴史、月面基地用のFBR発電所の建設、静的発電システムおよび核燃料供給について調査した。これはいわゆる「夢のある話」であって、本報告書では次に述べる深海炉研究の完了後の、2050以降の実現を想定している。深海炉に関しては本報告書では、昨年6月作成の報告書「海洋研究用に要望のある高速深海炉」以後の研究の進展について調査し、この報告書の補遺報告とした。具体的には我が国においても、自律型無人潜水船の技術の確立がされてきたので、今や海底基地即ち無人基地や少人数滞在型の有人基地については、いわゆる「夢のある話」でなく、「現実の話」になったことにつき述べた。深海炉研究の発表は海洋技術国際学会UT2002でも好評で、聴講されたIEEE(INSTITUTE OF ELECTRICAL AND ELECTRONICS ENGINEERS,INC.;米国電気電子技術者協会)のSENIOR EDITOR等の複数の外国技術者から、海洋研究用電源の開発の重要性に基づいて、高評価および積極的賛同が寄せられた。本研究については旧動燃時代に、プロジェクト化出来るかどうかの社内技術審査があり合格しているので、筆者は本研究がこれから日本で本格的になされるのが好ましいと考えている。更にこの度特殊法人改革でサイクル機構と原研が統合することになったが、この統合は筆者が2001年春の原子力学会の総論部門で発表した論文の内容と同種のものであるので、本報告書で改めて賛成意見をまとめた。

論文

Fast reactor system for under water activities

大坪 章; 羽賀 一男; 小綿 泰樹

Underwater Technology 2000, 0 Pages, 2000/00

None

論文

Conceptual Design of a Potassium Turbine System for Transportable Reactor

大坪 章; 羽賀 一男; 清野 裕; 片岡 一

第8回原子炉熱流力国際会議, p.1101 - 1110, 1997/00

液体金属冷却高速炉の応用として考えられた300kWe宇宙炉SPECTRAおよびSPECTRA-Lでは,発電部に変換効率が高い熱機関の中でも規模が大きくなるほど出力/重量が大きく有利になるランキンサイクルを採用した。タービン入口温度が1040$$^{circ}C$$と高温であることから,作動流体にはカリウムを用いるとしている。そこで原子炉システム全体形状の決定と重量の評価に大きな影響を持つカリウムタービン系,すなわち2次系の主要機器について,熱流力な観点から概念設計を行った。取り上げた機器は,主にヒートパイプ,凝縮器,放熱板である。ヒートパイプでは外経37mmでナトリウムを封入したものが14.4kWの熱を輸送できると計算され,これを凝縮器と放熱板の間に142本配置する。2基の凝縮器では,カリウム二相流が内面をヒートパイプ受熱面とする環状流路に導かれて凝縮する。放熱板にはヒートパイプ放熱部が密着され,平均600$$^{circ}C$$である80㎡の表面から2M

論文

ナトリウム冷却高速炉安全性国際会議(FRS '94)

佐藤 和二郎; 羽賀 一男

日本原子力学会誌, 37(2), 105 Pages, 1995/02

高速炉の安全性に関する国際会議(FRS '94)に出席し、動燃を始めとする日本の安全研究成果を発表するとともに、各国の高速炉開発の動向を調査した結果について報告する。おもなトピックは安全性に関する炉特性の研究,CDA解析評価,ナトリウム火災,安全規制,運転経験,自然循環除熱等である。

論文

Safety concept of a fast reactor system for deep sea

羽賀 一男; 浜田 広次

Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), 0 Pages, 1995/00

まず、深炉の概要について、熱出力約100kWeの深海炉を例にして説明を行う。(ここでは省略)その後,原子炉から起因す事故及び耐圧殻海水漏洩事故時の安全性概念について検討を行う。前者については、一次系流量喪失事象、苛酷事象、二次系機能喪失事象について、従来の地上で使用している高速炉の場合と比較して検討する。後者については、ナトリウム-水反応解析コードSWACS/REG4を使用して耐圧殻海水漏洩時に、本システムのベローズ型アッキュムレータが破損したとして計算した結果について報告する。この結果によれば、ナトリウム-水反応による圧力波は原子炉容器まで到達せず、炉容器は破損することは無い。

報告書

PIを中心とした原子力による極限環境エネルギー供給システムの検討

野村 紀男; 羽賀 一男; 大坪 章

PNC TN9410 93-169, 71 Pages, 1993/10

PNC-TN9410-93-169.pdf:2.87MB

可搬型炉研究の一環として、月面あるいは宇宙空間で活動を行うためのエネルギー供給源の概念検討を行っている。本報告書では、RI熱発電器を中心に極限環境におけるエネルギー供給手段の検討結果をまとめた。まず、現在開発されているRI熱発電器について原理、構造、利用状況について調査し、小規模エネルギー供給源としての可能性を示した。また、熱源であるRIの製造方法について検討し、国内での生産が可能であることを明らかにした。次に、月での原子力エネルギー供給を地球に極力依存しないものとするための、資源の探査方法及びレーザー同位体分離を用いた濃縮、再処理及び群分離を一貫して行う核燃料サイクルの概念を示した。この他、これまでに進めて来た宇宙用原子動力システムの熱源を太陽エネルギーに変えた太陽熱集光型ランキンンサイクルシステム(ソーラレイシルテム)の概念を検討し、技術の適用性を明らかにした。最後に、宇宙船をエネルギー源とした静電発電システムの概念及びこのシステムを応用した宇宙線の遮蔽対策を示した。

報告書

可搬型高速炉開発計画の検討(深海炉及び宇宙炉)

大坪 章; 羽賀 一男; 片岡 一

PNC TN9000 93-007, 68 Pages, 1993/10

PNC-TN9000-93-007.pdf:2.07MB

昭和63年7月にフロンティア新原子動力研究グループが設立されてから、FBR開発の新たな展開を求めて活動を行っている。現在までの活動結果に基づいて検討を行った結果、技術的実現性及び社会的要求から可搬型高速炉の開発が、動燃の将来計画として好ましいという結論に達した。この可搬型炉は深海及び宇宙用に用いるものである。本報告書では、この可搬型高速炉の開発スケジュールを立てるとともに、開発項目及び内容について検討を行った。本開発スケジュールでは、現在より約15年後に10-40kWeのNaK冷却の地上試験炉を建設することを中心にしている。この試験炉はまず深海炉研究を行った後に、一部システムの改造を行い宇宙炉研究をおこなうためのものである。この開発スケジュールに基づき、現時点から地上試験炉を建設して深海炉研究を終了するまでの今後約20年間の、予算及び人員計画を立てた。この間必要な予算は総額約150億円、必要な技術者は約20名ということになった。このような可搬型高速炉の開発研究のためには、窒化物燃料、無人運転、高温材料等の技術開発を行うことになるが、これらの技術開発は動燃が行っているFBR実用化路線を大いに促進するものである。

論文

Natural circulation analysis of a 300kwe lunar base reactor under decay power level

羽賀 一男; 野村 紀男; 大坪 章

7th International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES '93), 0 Pages, 1993/09

FBR技術を適用した300kwe月面炉の検討の中から,自然循環力による崩壊熱除去能力に付いて報告する。SPECTRA-Lと仮称する本システムの原子炉は,電磁ポンプを備えた主冷却系の他に,冷却材であるリチウムの自然循環力にのみ依存した補助系を有し,主冷却系の作動が無くても崩壊熱は補助系で除去されることを期待している。本解析では,先ず定格運転5年後及び10年後の崩壊熱をORIGEN-82コードで求めた。次に,この崩壊熱変化を炉出力とし,LEDHERコードにより地上の1/6の重力加速度の条件で過渡熱流力変化を計算した。計算は収束し,炉停止ならびに電磁ポンプ停止後60秒から90秒で自然循環流動がほぼ確立する。この間の炉心温度ピークは定格運転時より27$$^{circ}$$C高くなるだけで,その後温度は低下を続ける。

論文

Fast reactor systems for deep sea research

大坪 章; 羽賀 一男

7th International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES '93), 0 Pages, 1993/09

地球物理学的な観測を行う深海無人基地及び人類にとって有用な微生物を大量飼育する深海熱源基地用の高速炉システムについて説明する。本高速炉システムは,一次系はNaK又はNa冷却の高速炉,二次系はガスループ(発電用はHe-Xeガス使用の密閉ブレイトンサイクル,熱源用はHeガスループ)である。本高速炉システムは,1.システム全体を耐圧殻中に設置しても耐圧殻中を熱伝導で伝熱して,システムから海水中への排熱が可能であり又 2.耐圧殻中へ海水が漏洩するという仮想的な事故が発生して炉容器周囲が高圧状態になっても,ベロース式アッキュムレータの作用で炉容器内外圧が等圧になるので炉容器が破損しないという,他の炉型にない,深海炉としての特徴を有している.

報告書

月面原子動力プラントの検討

野村 紀男; 羽賀 一男; 片岡 一; 清野 裕; 大坪 章

PNC TN9410 93-154, 218 Pages, 1993/08

PNC-TN9410-93-154.pdf:7.31MB

可搬型炉研究の一環として,月面あるいは宇宙空間で活動を行うためのエネルギー供給源の概念検討を行っている。本報告書では,月面原子動力プラント研究の集大成として主要機器の構造や能力について検討し,10年間燃料交換の不要な一体型300kWe原子力プラントであるSPECTRA-Lが,月面原子動力プラントとして成立することを示した。また,各機器の総重量が,条件である10t以下に納まることを明らかにした。この他,原子炉が停止した時の自然循環による崩壊熱除去について評価し,冷却材温度が定格運転時を上回ることなく崩壊熱を除去できることを明らかにした。さらに,プラントの設置方法を検討し,最適な設置方法を示した。さらに,将来の月面活動の拡大化に備えて3000kWe原子炉を中心とした原子力プラント(LUBAR)の概念設計を行った。LUBARは,1基の原子炉ユニットと2基の発電ユニットの3ユニットで構成され,現地で組み立てるものとする。この原子炉ユニットには10年間の連続運転が可能な原子炉を3基備えておくことにより,30年間の使用を可能とした。また,本プラントについても設置方法を検討した。最後に,本プラントを実現するために必要な研究課題とその開発計画案を示した。

報告書

可搬型 高速炉炉心特性計算

大坪 章; 羽賀 一男

PNC TN9410 93-115, 75 Pages, 1993/04

PNC-TN9410-93-115.pdf:4.03MB

〔目的〕研究中の可搬型炉の炉心をより小型化するために,これまで研究した炉心に種々の変更を加えると共に、変更後の炉心の連続燃焼可能期間を明らかにする。〔方法〕2次元Sn輸送・燃焼計算コードTWODANT-BURNを使用して,次の炉心に対する計算と評価を行った。なお,使用燃料は窒化物で,その中の窒素の同位体組成を変化させた場合についても評価した。炉心A:平成3年度に研究を行った炉心を参照炉心とし,これに炉心からの中性子の漏洩量を減少させてより小型化させるために,半径方向反射体の上下端をそれぞれ10cm長くした炉心。炉心B:炉心Aに更にガスプレナム長さの短縮化,体系上取り得る燃料体積比の最大値62.6%への増加などの変更を加え,より小型化を狙った炉心。炉心C:上記のいずれの炉心とも異なって,固定した半径方向反射体の中を炉心を上下に移動させて出力制御を行う形式の炉心について,連続燃焼可能期間を明らかにする。〔結果〕炉心A:燃料体積比,U濃縮度,Pu冨化度を適切に選択すると,反応度が参照炉心より約20%増加し,形状的には直径約21cm,高さ約21cmの炉心が得られた。この炉心の炉物理的な観点からの連続運転可能期間は10年となった。炉心B:同様に適切な燃焼体積比などの選択のもとでは,直径約19cm,高さ約19cmの小型の炉心となり,その炉物理的な連続運転可能期間は上と同様に10年と長期になった。炉心C:熱出力15MWで,炉物理的な連続運転可能期間は約2年となった。

報告書

深海無人基地用高速炉システムの概念検討

大坪 章; 羽賀 一男

PNC TN9410 93-064, 66 Pages, 1993/02

PNC-TN9410-93-064.pdf:2.24MB

〔目的〕来世来前半に実現が期待されている深海底の探査や海底の地震研究のために設置される無人基地では,10kWe以上の電力源を必要とすることが予測されている。そこで,このクラスの電力を長期にわたって安定して供給するための,高速炉を利用した発電システムの概念を構築する。〔方法〕現在までの研究結果を基に,1次系がNaK冷却型高速炉で,2次系がHe-Xe混合ガスを用いた発電系であるコンパクトなシステムを検討してその概念を構築した。構築した概念については,そのシステムに係る安全上の設計対応について検討を行い,また,運転方法,ケーブルや塗料の放射線照射損傷等についても検討した。〔結果〕内径2mの2連球の耐圧殻中に,原子炉,一次系及び二次系を設置した発電システムを構築した。安全と設計対応等については,満足し得る結果を得た。

報告書

高温高速炉を用いた水素製造法に関する検討(II); 固体電解質高温水蒸気電気分解

大坪 章; 羽賀 一男

PNC TN9410 93-006, 43 Pages, 1992/11

PNC-TN9410-93-006.pdf:1.08MB

〔目的〕来世紀にクリーンエネルギー源としての実用化が期待されている水素を、高温高速炉を熱源として製造する方法を検討する。〔方法〕高温高速炉の熱及び、夜間余剰電力を使用して、水を効率良く電気分解するための固体電解質高温水蒸気電解法の解析検討を行う。〔結果〕高温高速炉の炉容器出口冷却材温度を700度C及び880度Cとして、システムの検討を行ったところ電解効率はおのおの91.6%及び92.2%となる。ここでこの場合の電解効率は、次式で表される。製造された水素の燃焼時の発熱量電解効率=高温高速炉よりの熱量+電気分解用電気量このシステムは原理的には炉容器出口冷却材温度を550度Cでも設計可能であるが、システム中に約900度Cの水蒸気及び空気の熱交換器を必要とするため、難点がある。

報告書

宇宙動力炉に関する文献調査(4)

羽賀 一男; 大坪 章; 片岡 一; 立邊 和明; 清野 裕; 水野 朋保; 渡辺 兼秀

PNC TN9420 92-013, 226 Pages, 1992/10

PNC-TN9420-92-013.pdf:9.04MB

原子炉の熱エネルギーやラジオアイソトープの崩壊熱の利用技術の開発は、宇宙における発電源として旧ソ連、米国を中心約30年の歴史があり、一部は実用化されている。その中で原子炉用いるものでは、液体金属冷却炉が主流である。この分野における文献を、第8回宇宙原子動力システムに関するシンポジウム(米国、アルバカーキ、1991年)を中心に、国際会議稿、専門誌等から39編選び、要約それをそれぞれ作成した。本報告書の範囲は、システム全体、炉物理、冷却系、発電系、ロケット推進、耐高温材料、燃料、制御、安全性、試験計画、規制、全体計画、と多岐にわたり、これで世界における最近の全体的な開発動向が分かる。なお、本報告書は前報(PNC TN9420 91-007「宇宙動力炉に関する文献調査3」)の続編であり、文献番号はそれと通しである。

論文

Delayed Neutron Noise Characteristics of an In-Pile Fission Product Loop

玉置 哲男*; 酒井 拓彦*; 遠藤 寛*; 羽賀 一男; 高橋 亮一*

Nuclear Technology, 99(1), p.58 - 69, 1992/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

遅発中性子(DN)法燃料破損検出(FFD)系の計数率信号の処理により破損検出感度を向上させる技術の開発を目標に、東芝教育訓練用原子炉TTR-1に設置された炉内核分裂生成物挙動試験ループFPI-IIにおいてDN系計数率変動の測定解析を実施した。殊に、計数率雑音と他の運転パラメータの変動との相関に注目し、その雑音源を明らかにする目的で多変量自己回帰(AR)モデルを用いた時系列解析を行った。その結果、定状的な燃料破損状態で生じる計数率変動の周波数特性は白色であること、その振幅は高流量、高温になるほど増大すること、低温時には配管等の構造材表面へのFP沈着効果のために系統温度の変動が計数率変動の大きな要因となること、が示された。

報告書

高速炉ガスタービン発電システム

大坪 章; 羽賀 一男; 関口 信忠

PNC TN9410 92-252, 62 Pages, 1992/05

PNC-TN9410-92-252.pdf:1.1MB

技術者の不足しがちな大都会より遠く離れた、寒冷地の小都市近郊での使用が期待される、高速炉を用いたコジェネタイプのガスタービン発電システムの概念を構築する。上記小都市人口を2万-20万程度と想定し、1万kWe、5万kWe、10万kWeの3種類の発電規模のプラントにつき検討する。一次系は以前に水素製造用に検討した高温高速炉を用いる。二次系にはナトリウム-水反応の心配がなく、また水処理の必要もないHe-Xe混合ガスを使用した密閉ブレイトンサイクルとする。二次系のガスタービン発電の熱効率を高くするためには高速炉の炉容器出口冷却材温度は高温にするのが望ましい。よって当該温度は、鉄-ニッケル基合金で達成されうる最高温度と考えられる650-700$$^{circ}C$$と、現在の通常の高速炉の場合より100-150$$^{circ}C$$高温とする。この密閉ブレイトンサイクルの排熱は地域暖房等のコジェネに利用する。上記の3種類の発電規模のプラントにつき概念検討を行った結果、次のようなプラントシステムの可能なことが分かった。10万及び5万kWeシステム一次系は両者とも2ループ、二次系は前者が4ループ後者が2ループ、炉容器出口冷却材温度は両者とも700$$^{circ}C$$とする。二次系のガスの循環に非中間冷却型コンプレッサを使用する。システムの熱効率は両者とも約24%となった。二次系建屋の大きさは、前者で31m(幅)$$times$$40m(奥行き)$$times$$30m(高さ)、後者で31m(幅)$$times$$22m(奥行き)$$times$$30m(高さ)である。1万kWeシステム一次系、二次系とも2ループとし、炉容器出口冷却材温度を650$$^{circ}C$$とする。二次系であるガス系の循環に中間冷却型コンプレッサを使用する。システムの熱効率は約24%となり、二次系建屋の大きさは、31m(幅)$$times$$23m(奥行き)$$times$$30m(高さ)となった。

論文

An Application study of transportable reactor to lunar base power system

羽賀 一男; 神戸 満; 片岡 一; 大谷 暢夫; 大坪 章

Acta Astronautica, 26(5), p.349 - 357, 1992/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:40.75(Engineering, Aerospace)

可搬型炉の応用研究の一環として300kWe月面基地用原子炉の概念検討を行った。構成要素の仕様は次の通り。(a)原子炉-炉心高さ40cm、直径37cm、熱出力2MW、高濃縮UN燃料、寿命10年、燃料無交換。液体リチウム冷却。出口温度1100$$^{circ}$$C。(b)発電系-重量的に有利なカリウム蒸気タービンを採用。入口温度1040$$^{circ}$$C(圧力3.8kg/cm2)。出口温度650$$^{circ}$$C。プラント熱効率,14.8%。(c)排熱系-濃縮器からヒートパイプで輸送された熱を、面積80m2の輻射板から放熱。(d)遮蔽-原子炉を月の地中に埋め込み土を遮へい材に用いる。この様な構造の結果,全システムが重量8000kg、直径4.5m、高さ9.3mで構成できた。また,設置から定格運転まで14日以内で達成できる見通しを得た。さらに周囲に赤外放射率が小さいアルミホイルを敷くことにより放熱能力の低下を妨げることが判った。

報告書

深海有人基地用高速炉システムの概念検討

大坪 章; 羽賀 一男

PNC TN9410 92-095, 84 Pages, 1992/03

PNC-TN9410-92-095.pdf:5.02MB

〔目的〕来世紀に実現が期待されている海底設置有人基地について、その動力源並びに基地周辺で有用海洋生物の飼育に使用する熱源としての、それぞれの高速炉システムのイメージを構築する。〔方法〕現在までに明らかになっている海洋データに基づいて、これまで研究の行われている超小型炉用ブレイトンサイクルシステムを参考にしつつ、以下の高速炉システムの概念を検討した。動力源(約400kWe):(1)ナトリウム冷却型高速炉システム(2)リチウム冷却型高速炉システム熱源(2,235kWt)(3)ナトリウム冷却型高速炉システム〔結果〕上記各システムにつき、直径3.5mの2ないし3連球の耐圧殻中に、原子炉、一次系及び二次系を設置したシステムの構築が出来た。この結果、検討した高速炉システムは深海有人基地用としての技術的成立性は高いものと判断した。

報告書

深海潜水調査船用高速炉システムの概念検討

大坪 章; 羽賀 一男

PNC TN9410 92-050, 71 Pages, 1992/02

PNC-TN9410-92-050.pdf:1.26MB

宇宙開発用の小型液体金属冷却型原子炉の概念を,最大潜水深度10,924mおよび8,000mの潜水調査船に適用する検討を進めた。本システムの一次冷却材はNaKで,原子炉容器出口温度は680$$^{circ}C$$と550$$^{circ}C$$の2ケースとした。二次系にはHe‐Xeガスを作動流体とした密閉ブレイトンサイクルを用いた。出力は20kWeである。NaKの原子炉容器出口温度について熱流力解析を行い,熱効率,交換熱量,ガスならびにNaKの流量・温度を求めた。これに基づいてそれぞれの機器の概略寸法を定め,本システムの構成概念を明らかにし,ついでこれを搭載した潜水調査船についてそのイメージ図を作成した。

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