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後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09
高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO
-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。
辻 延昌*; 中野 正明*; 高田 英治*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 稲葉 良知; 橘 幸男
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/10
固有の安全性を高めた高温ガス炉では、炉心の崩壊熱を動的機器に頼ることなく、熱伝導,ふく射及び自然対流により除熱する受動的冷却システムとして、原子炉圧力容器を外表面から冷却する炉容器冷却系(RCCS)が採用される。また、炉心高性能化として冷却材温度を高温化した場合、原子炉圧力容器の信頼性の高い温度評価が要求される。本研究では、温度評価手法の高度化を目的に、高温工学試験研究炉(HTTR)炉心を模擬してCFD解析ツールを用いた熱流動解析を行い、その適用性を評価した。原子炉内部から炉容器冷却系までを3次元30度セクターモデル化し、定常解析及び冷却材循環停止時の過渡解析を実施した。定常解析結果から、炉内構造物の温度計算値と実測値との比較を行い、固定反射体ブロック温度が実測値とおおむね一致することを確認した。また、過渡解析結果から、冷却材循環停止後の炉内自然循環挙動と圧力容器温度の変化を明らかにした。これにより、実機規模での温度評価手法として3次元熱流動解析が十分適用可能であることを示すことができた。
C high temperature gas-cooled reactor中野 正明*; 高田 英治*; 辻 延昌*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 橘 幸男
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
安全性を高めた実用高温ガス炉として、熱出力600MW、原子炉冷却材出口温度950Cのマルチホール型燃料を使用したブロック型炉心の概念設計を進めている。炉停止後の崩壊熱除去は、受動的システムである自然循環による炉容器冷却系(RCCS)のみで、仮に全電源喪失を仮定した場合でも対応可能な設計としている。本研究では、炉心の基本仕様を満たす核熱設計を行った後、代表的な事故事象を想定して安全解析を実施した。1次系の減圧事故を想定した原子炉冷却挙動解析の結果、RCCSのみで燃料及び原子炉圧力容器温度が安全評価上の判断基準を下回ることを示した。また、実用炉として考慮すべきプラント保守性に関して、通常運転中の燃料からの核分裂生成物放出量を評価して、タービン等の1次冷却系機器のメンテナンス性に問題ないことを確認した。このことより、受動的システムを採用した高温ガス炉は、その固有の安全特性により高度な安全性を確保できることが示された。
木村 英雄; 青柳 哲雄; 佐藤 泰一; 酒井 学; 日笠 直樹*; 鈴木 仁; 辻 実
JAEA-Technology 2011-027, 31 Pages, 2011/09
JAEA-Technology-2011-027.pdf:2.16MB
原子力機構の基幹業務システムである財務・契約系情報システム(平成17年10月運用開始)は、運用開始当初より機構独自機能の肥大化と構造上の問題に起因するライフサイクルコスト高や、応答性,拡張性の問題等が顕在化した。これらの問題を解決するため、システムの更新にあたり、(1)業務の見直しによる機構独自機能の最小限化、市販パッケージの改造の完全排除、(2)システムのサブシステムの疎結合集合体化、サブシステム間のインタフェースの明確化、(3)分離調達、を実施した。これらの実施により、コスト削減とシステムの性能改善・拡張性向上を達成した。以上の手法は、オープンプラットフォーム、市販パッケージ、分離調達に潜む共通課題の解決に資するものであり、機構以外のさまざまな組織における業務システムの開発,整備に対しても有用である。
木村 英雄; 青柳 哲雄; 酒井 学; 佐藤 泰一; 辻 実
JAEA-Technology 2008-075, 32 Pages, 2008/11
JAEA-Technology-2008-075.pdf:8.29MB
原子力機構では2005年の独立行政法人化に際して、財務会計や契約管理等の基幹業務を支援するために財務・契約系情報システムを開発し、運用を行ってきた。本報告では、最新の情報通信技術を適用した次期財務・契約系情報システムの概念設計を検討し、その有効性を検証するためのプロトタイプシステムを開発した。また同時に、システムの容易・迅速な機能追加の実現を目的とした簡易機能拡張ツールの設計・開発を実施した。本設計の結果、次期システムの構成としてXML技術によるデータ交換・連携を中核に据えることで、システムの拡張性・柔軟性の向上,他システムとの接合性の確保,サブシステムの独立性の向上に関する達成の見通しを得た。また、簡易機能拡張ツールに関しても、所期の目的を達成可能であることを実証した。
加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 菊地 正彦; 北 智士; 米川 実; 中野 純一; 辻 宏和; 中島 甫
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.331 - 334, 2002/12
被引用回数：5 パーセンタイル：34.58(Materials Science, Multidisciplinary)中性子照射と高温水環境の同時作用効果によって生じる照射誘起応力腐食割れ(IASCC)が、軽水炉のみならず水冷却核融合炉の炉内構造材料の主要な関心事の1つとして指摘されている。応力がIASCCのキーファクターの一つであることから、照射条件下で詳細に応力を評価する必要がある。316Lステンレス鋼の引張型試験片を用いた応力緩和試験を288
でJMTRにおいて行ってきている。この論文は、316Lステンレス鋼の引張型試験片の炉内及び炉外応力緩和試験結果についてのべ、おもに曲げ試験片を用いて得られたFosterらの文献データとの比較を行った結果についても述べる。さらに実験結果と永川モデルによる解析結果との比較も行った。
井岡 郁夫; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 米川 実; 高田 文樹; 星屋 泰二
JSME International Journal, Series A, 45(1), p.51 - 56, 2002/01
FBRの構造材に対する代表的な破損モードの1つに、繰り返し熱応力に起因するクリープ疲労がある。しかし、照射材のクリープ疲労特性についてはほとんど報告されていない。ここでは、SUS304鋼照射材の低サイクル疲労試験を行い、最大引張側での保持時間が疲労寿命に及ぼす影響を調べた。供試材は熱間圧延したSUS304鋼である。歪波形は完全両振り対称三角波,試験は真空中,550,歪速度0.1%/sで行った。最大引張側での保持時間は、360s,3600sとした。中性子照射は、550で1.4-3.4x10
n/m
(E
0.1MeV)まで行い、弾き出し損傷量及びHe生成量は、それぞれ約1~2dpa及び約1~11appmであった。保持時間のない場合、照射により疲労寿命は低下した。照射材の疲労寿命は、保持時間の増加とともに低下した。疲労寿命の低下は、非照射材の場合と同程度であった。クリープ疲労寿命予測法(時間消費則,延性消耗則)により照射材の疲労寿命は、ファクター2の範囲で予測できた。
二ノ宮 晃*; 新井 和昭*; 高野 克敏*; 中嶋 秀夫; Michael, P.*; Martovetsky, N.*; 高橋 良和; 加藤 崇; 石郷岡 猛*; 海保 勝之*; et al.
低温工学, 36(6), p.344 - 353, 2001/06
原研は、中心ソレノイド・モデル・コイルを用いた国際共同試験により、国際熱核融合炉(ITER: International Thermonuclear Experimental Reactor)の超伝導コイルに要求される特性(13T,46kA)の実証に成功した。本論文では、この実証試験で測定したAE信号を解析し、励磁過程及びトレーニング過程においてコイル各部に発生したAE信号相互の関係を明らかにした。また、10,000回の繰り返し通電試験を行った際に発生したAE特性の推移について検討し、3000から4000サイクルの間に他の領域には明らかに異なる特性を見いだし、コイルまたはコイル近傍でAE特性を変化させる事象が発生した可能性を示し、AE計測によるコイル健全性診断が可能であるという結論を得た。
井岡 郁夫; 米川 実; 三輪 幸夫; 三村 英明; 辻 宏和; 星屋 泰二
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.440 - 445, 2000/12
被引用回数：7 パーセンタイル：46.88(Materials Science, Multidisciplinary)種々の中性子スペクトル条件でのJMTR照射を可能とする照射キャプセルを新たに開発した。この新たに開発したキャプセルを用いて、オーステナイトステンレス鋼の試料を弾き出し損傷量は約2dpaで一定で核変換生成ヘリウム量が異なる3水準(1.5,3,15appm)となるように(He/dpa比が3水準となるように)550で中性子照射を行い、照射後の試料の550における低サイクル疲労挙動を調べ、照射前の挙動と比較した。非照射材では、固溶化熱処理材と熱時効材(中性子照射材と同じ熱履歴材)の間に550における低サイクル疲労挙動に有意な差はなかった。中性子照射材の低サイクル疲労強度は非照射材よりもやや低下していたが、He/dpa比の影響は顕著ではなかった。今後、最大引張歪での保持を伴う場合の疲労挙動(クリープ・疲労挙動)を調べることを予定しており、He-dpa比の影響を定量化できるものと考えている。
辻 博史; ITER中心ソレノイド・モデル・コイル実験チーム
平成12年度電気学会原子力研究資料(NE-00-2), p.7 - 12, 2000/09
ITERの中心ソレノイド・コイルの工学設計の妥当性を確認するために、超伝導モデル・コイルを製作し、その実験を行った。その結果、13T,640MJ,46kAの定格作動条件へ0.6T/Sの速度(開発目標の1.5倍)にて励磁することに成功した。この結果により、ITER中心ソレノイド・コイルの工学設計の妥当性を実証するとともに、蓄積エネルギーにて世界最大の超伝導パルス・コイルが実現した。
古野 朗子; 山澤 弘実; Lee, S.; 辻田 祐一; 武宮 博*; 茅野 政道
Proceedings of 4th International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications (SNA 2000) (CD-ROM), 7 Pages, 2000/09
アジア領域での原子力発電所の増加に伴い、万一の事故時における周辺への影響評価の重要性が増大している。この要請に応えるため、緊急時環境線量情報予測システムWSPEEDIを開発した。現在WSPEEDIには2つのバージョンがある。実用化されている旧バージョンでは、乱流量や降水量などの予測ができないため、大気拡散計算の際に重要な大気境界層や降雨除去プロセスを極めて単純なパラメーターで置き換えている。これは温暖湿潤なアジア領域での計算を行う際には特に不利な条件となる。この問題を解決するたる、大気力学モデルと汚染モデルから成る第二のバージョンを作成した。大気力学モデルは風速、乱流量、降水を含む10の気象要素を細かい分解能で予測する。この組み合わせにより最初のバージョンの単純なパラメタリゼーションを排除することができ、より現実的な予測が可能になる。新しいバージョンは膨大な計算機資源を必要とするため、各モデルをベクトル化した。さらに現在並列化を施している。また限られた計算機資源を有効活用するため、異機種並列計算機間通信ライブラリStampiを導入した。講演では、新しいモデルの導入及び計算手法導入によってもたらされた利点について述べる。
辻 俊二; 閨谷 譲; 細金 延幸; 松川 誠; 高橋 実; 戸塚 俊之; 木村 豊秋
JAERI-M 91-196, 36 Pages, 1991/11
JT-60とJT-60Uにおける反磁性測定法について述べる。JT-60では、真空容器内に巻いた反磁性ループとトロイダル磁場コイル電流用ロゴスキー・コイル測定素子とし、新たに開発した極低ドリフト差動積分器を用いて反磁性磁束を取り出した。真空容器に流れる渦電流の影響はアナログ回路で補正し、ポロイダル磁場コイル電流による誤差磁束は数値演算で消去した。トロイダル効果も考慮してポロイダル・ベータ値を評価している。その結果、追加熱実験においてプラズマ蓄積エネルギーを10%以下の誤差で評価できるようにした。JT-60Uではロゴスキー・コイルを消去用ループで置き換え、測定精度を高めて誤差を5%以下に改善した。
辻 和行*; 与野山 実*; 甲斐田 正光*
PNC TN941 79-89, 224 Pages, 1979/06
蒸気発生器内の伝熱管に何等かの原因でリークが発生した時,概当伝熱管及び隣接伝熱管に損耗"WASTAGE"が生じる。▲損耗の状況を定量的に評価する目的で伝熱管損耗度自動収録・作画システムを開発した。▲本システムは次のハードウェア・ソフトウェアより構成される。▲1.伝熱管表面を自動的に走査し0.001mmの清度で計測する装置。▲2.本装置と小型計算機(NACS―9)を接続するインターフェイス▲3.計算データを磁気テープに収録するソフトウェア▲4.磁気テープに収録されたデータを大洗工学センターの大型計算機(FACOM230/58)を使用して,2次元・3次元の状況を作画するソフトウェア▲本システムにより直管タイプのウェステージデータの処理方法を確立したが,走査速度の短縮・曲管への応用上の間題点を残している。▲
西原 健司; 辻本 和文; 深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史; 橘 幸男; 國富 一彦; 千葉 敏*
no journal, ,
将来我が国において、原子力発電の規模を縮小し継続するシナリオを想定し、クリーン燃焼高温ガス炉(CBHTR)でプルトニウム(Pu)を、加速器駆動炉(ADS)でマイナーアクチノイド(MA)を核変換した場合等のマスフロー及び処分場規模の解析を行い、以下のことを明らかにした。Pu量に関して、参照シナリオとしたウラン使用済燃料の直接処分シナリオでは570トンであったものが、プルサーマル利用によって360トン、ガス炉利用に寄って140トン、ADS導入によって10トン程度にまで減少する。処分場面積はADSを導入することによって一桁程度減少する。これはMAの発熱を取り除く効果である。CBHTRはガス炉の内30%程度(19基)を占めるようになる。ADSの必要基数はCBHTRと組合せることで半分(17基)程度に減少する。
後藤 実; 深谷 裕司; 大橋 弘史; 橘 幸男; 國富 一彦; 西原 健司; 辻本 和文; 千葉 敏*
no journal, ,
プルトニウム燃焼高温ガス炉システムを成立させるためには、核拡散抵抗性が従来に比べて格段に高いPu燃料の製造方法の確立、及びCBHTRのPu燃焼効率が軽水炉などより格段に高いことの確認が必要である。そこで、核拡散抵抗性については不活性母材であるイットリウム安定化ジルコニア(YSZ)にPuOを固溶させた岩石型燃料(PuO-YSZ燃料)に着目した検討を行うとともに、Puの燃焼効率については3次元炉心燃焼計算により検討を行った。
