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森 茂; 苫米地 顕*; 藤沢 登; 飯田 浩正; 常松 俊秀; 小林 武司*; 溝口 忠憲*; 池田 文構*; 本多 力*; 杉原 正芳; et al.
JAERI-M 88-014, 146 Pages, 1988/02
この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3の日本の報告書の第I章、第II章に相当するものである。
苫米地 顕; 藤沢 登; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 関 昌弘; 本多 力*; 笠井 雅夫*; 沢田 芳夫*; 小林 武司*; 伊藤 裕*; et al.
JAERI-M 85-083, 403 Pages, 1985/07
この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本のナショナル・レポートの第XI、XII、XIII章に相当するものである。本フューズでは、幾つかの重要技術課題の検討及び科学的、技術的データベースの評価を行った。その結果INTORの設計をアップグレードするための修正が必要となった。主要な修正点は、プラズマのべー夕値、運転シナリオ、炉寸法の縮少、中性子フルーエンス、トリチウム生産ブランケット、プラズマ位置制御コイルの組込みに関するものである。上記の章に於いて炉概念修正の経緯及び修正後の設計概要について述べる。
苫米地 顕; 飯田 浩正; 本多 力*; 関 泰; 岡崎 士朗*; 菊池 康之; 竹下 英文; 渡辺 斉; 森 清治*; 山崎 誠一郎*; et al.
JAERI-M 85-082, 352 Pages, 1985/07
この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フューズIIA パート2の日本のナショナル・レポートの第X章に相当するものである。INTORのニュークリア技術のデー夕べースを評価したもので次の4つの分野に着目している。すなわち、ブランケット、遮蔽、トリチウム及び安全性である。これらの分野で現在進められているR&Dプログラムをレヴューしまた新たに必要とされるプログラムについて検討した。
伊藤 新一*; 飯田 浩正; 苫米地 顕; 東稔 達三; 藤沢 登
JAERI-M 85-079, 43 Pages, 1985/07
この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本のナショナル・レポートの第VII章に相当するものである。本検討の目的は、INTORの主要機器を異った複数の製作者に製作させた場合の技術的損得を調査することである。INTORを国際的なプロジェクトであると促え、その主要機器の設計・製作を国際的に分業して行った場合の利害得失をシステマティックに調査した。
苫米地 顕; 本多 力*; 飯田 浩正; 東稔 達三; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 海老沢 克之*; 平田 慎吾*; 井上 登代一*; 喜多村 和憲*; et al.
JAERI-M 85-078, 207 Pages, 1985/07
この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本のナショナル・レポートの第VI章に相当するものである。二つの異なる核融合実験炉のメンテナンス概念、すなわち一方は炉停止1日後に人間が炉本体外側に接近出来る概念、他方は全く人間の接近の必要のない完全遠隔操作に基づく概念について比較検討を行なった。炉形状、卜リチウム閉じ込め、安全性、遮蔽性能、メンテナンス手順、メンテナンス時間、必要遠隔操作機器およびコスト等種々の観点から両概念の比較が述べられている。また、現在の日本の遠隔操作技術のデータ・ベースを整理、評価し今後必要なR&D項目を摘出した。
森 茂; 苫米地 顕; 藤沢 登; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 関 昌弘; 本多 力*; 笠井 雅夫*; 伊藤 新一*
JAERI-M 85-073, 57 Pages, 1985/07
この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本の報告書の第I章と第II章に相当するものである。INTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の主目的は重要課題を検討すること、物理と技術のデータベースを評価すること、そしてそれらをベースにしてINTORの概念設計を見直すことである。
東稔 達三; 白石 健介; 渡辺 斉; 関 泰; 湊 章男*; 苫米地 顕; 田中 義久*; 小林 武司*; 鈴木 達志*; 森 清治*; et al.
JAERI-M 82-179, 49 Pages, 1982/11
本報告書は、INTORのフェーズIIAのワークショップにおいて、グループCの工学試験をまとめたものである。INTORで行うべき工学試験として、構造材料試験、ブランケット試験及び長期運転によるものを取り上げている。なおINTORに設置するテストモジュールの設計案も示されている。
成瀬 雄二; 平岡 徹; 田中 吉左右; 松田 祐二; 吉田 浩; 奥野 健二; 小西 哲之; 苫米地 顕; 渡辺 斉; 高橋 正; et al.
JAERI-M 82-175, 298 Pages, 1982/11
INTORフェーズIIAの主な目的は、フェーズIの概念設計で明らかになった「トリチウム」に関する重要項目の検討を深め、トリチウム格納に関する評価検討とトリチウム増殖ブランケットの設計を進展させることである。本報告書は、トリチウム格納に関するデータベースの評価結果および、より現実的な増殖ブランケットの検討結果をまとめたものである。
苫米地 顕; 平岡 徹; 藤沢 登; 西尾 敏; 沢田 芳夫*; 小林 武司*
JAERI-M 82-170, 98 Pages, 1982/11
INTORフェーズ2Aの日本の検討報告書の一部をなすものであり、報告書全体の要約と、INTORの概念が含まれている
苫米地 顕*; 井上 晃次*; 吉見 宏孝*; 吉野 富士男*; 金子 洋光; 相澤 清人*; 宮川 俊一
PNC TN241 77-05VOL1, 314 Pages, 1977/03
PNC-TN241-77-05VOL1.pdf:8.45MB
本報告書は,「常陽」の第2期原子炉出力(MK-1炉心,75MWt)および照射用炉心(MK-2炉心,100MWt)について,安全審査を受けるために必要な内容をまとめたものである。報告書は3分冊より構成される。分冊1は設置変更許可申請書の本文(案)および添付書類(案)であり,分冊2はこれらの出力上昇を行いうる技術的な根拠をまとめた参考資料(公開扱いにしてもよいもの)であり,分冊3はその技術的な根拠をより詳細に理解するためのメモ(非公開扱いとするもの)である。内容は炉心設計,燃料設計,炉構造プラント関連の特性,安全解析および評価などであり,過去6
7年の間,実施してきた多数の研究開発の結果が技術的内容の支えとなっている。これらの報告書は,安全審査の準備作業として作成されたものであるが,動燃事業団内で活用されるよう希望する。
苫米地 顕*; 吉見 宏孝*; 宮川 俊一
PNC TN241 76-24, 79 Pages, 1976/09
「常陽」照射用炉心の安全審査申請準備の一環として制御棒の地震時挿入性について、炉構造の耐震解析、特性試験等の諸結果に基いて検討評価する。第1編では、50MW安全審査当時の諸条件、考え方を整備すると共に現炉心、照射用炉心の両体系を対象にして、振動定数、設計地震波などをパラメータとした耐震解析を行うなど、主に基礎的な考察を行い、第2編では、第1編の成果を基に、照射用炉心に於ける制御棒の地震時挿入性を検討すると共に制御棒の構造変更に対する妥当性を評価する。
成瀬 雄二; 松田 祐二; 丸山 庸一郎; 苫米地 顕
JAERI-M 6501, 61 Pages, 1976/03
ウラン濃縮用ガス拡散プラントにおけるカスケードの所要段数は段分離係数によって決定される。段分離係数を向上させるためには、拡散筒を2つの室に分割することが考えられる。そこで、2分割型拡散筒により構成される2形式のカスケードについて静特性方程式を導出した。次いで分離作業量が5000ton-swu/yrおよび8750ton-swu/yrのプラントに適用し、これらのカスケードと通常のカスケードの静特性(所要段数、循環流量および所要動力)について比較・検討した。
苫米地 顕*; 井上 晃次*; 相沢 清人*
PNC TN241 73-57, 34 Pages, 1973/11
本報告書は「常陽」第2期原子炉出力(75MWt)の安全審査を受ける為に,現在行なっている安全性確認解析の入力条件の1つとして重要な意味を有する崩壊熱エネルギー発生割合の評価をその設定根拠と共に示す為に作成されたものである。高速炉に於ける崩壊熱の評価については,従来これが正確に評価出来なかった事から,やむを得ずU235燃料装荷の熱中性子炉に対してのみ適用されるべき基準を採用し,これに過度の余裕度を付して適用されてきた。しかしながら,近年この分野での研究が急速に進展してきた事により,「常陽」に於ける崩壊熱エネルギの値を,かなりの精度で解析する事が可能になってきた。これをもとに,今回第2期原子炉出力・安全性確認解析に用いるべき崩壊熱エネルギの値の再検討作業を行なったので,その結果の概要を示す参考資料を作成する事とした。
内田 勇夫*; 苫米地 顕*
PNC TN260 72-04, 91 Pages, 1972/05
本報告書は昭和47年4月26日から28日までローマのCNEN本部において開催されたIAEAの"Specialist Meeting on Handling and Transportation of LMFBR Spent Fuel Element"の会議の概要を記したものである。
苫米地 顕*
PNC TN241 72-04, 32 Pages, 1972/02
破損した燃料から冷却材中に放出される核分裂生成物、FP、の測定によって破損燃料の位置決めを行なう場合には、冷却材中に放出されるFPによって次第に冷却材全体が汚染して行くことが予想され、それがこの種位置決め方式の検出能力を左右する因子となり得る。従ってここでは破損燃料ピンからのFPその他による冷却材汚染を簡単なモデルを用いて近似して解析し、それが"Monju"の条件下において破損燃料の位置決めに与える影響の程度について評価を試みた。又その他の冷却材汚染物質として、23Ne、41Ar、24Na、Na中の核物質をとりあげて、それらの物質の影響の程度について評価を行なった。それらの評価に基づいてキヤリヤガス吹込みによるFPガス分離方式の"Monju"用破損燃料検出系について、検討を試みた。本報告書の内容はこれらの結果をまとめたものである。
苫米地 顕*
PNC TN241 71-17, 17 Pages, 1971/04
高速実験炉において冷却系2回路中,1回路の二次系配管が瞬時破断した場合について,原子炉入口温度高による調整棒一斉挿入,二次系流量低による調整棒一斉挿入をそれぞれ独立に考慮して解析を行った。前者の場合は約54秒後に調整棒が挿入され,炉心出口ナトリウム温度の上昇は最高5.7
であり,後者の場合は、約5.2秒後に調整棒が挿入され,温度上昇は最高3.9
Cであった。いずれの場合も原子炉に対する影響は問題とならない程度に抑えられることが知れた。
苫米地 顕*
PNC TN241 70-53, 55 Pages, 1970/11
「常陽」は我が国ではじめて建設される高速実験炉であるので,その性能は比較的保守的な考え方によって設計されてきた。しかし,建設完了後安全な運転を確認した後は,実験炉建設の他の1つの目的である照射ベッドとしての有効でしかも効率のよい使用条件を実現させることが大切である。この目的に添って検討を開始しようとする「常陽」第2世代の炉心体系をMK-II(Mark-two)炉心と呼ぶ。本報は,このMK-II炉心開発の必要性とその目標を述べ,目標達成の可能性に関する予備的検討結果を,まとめたものであり,動燃内資料として,今後の作業を進めるための参考用として利用することを目的とした。
両角 実; 夏目 晴夫; 佐藤 忠; 鈴木 敏夫; 苫米地 顕; 梅澤 弘一
Journal of Nuclear Science and Technology, 6(10), p.551 - 556, 1969/10
被引用回数：2抄録なし
