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論文

Evaluation of annealing and double ion beam irradiation by a laser-induced and laser-detected surface acoustic wave diagnostic system

北澤 真一*; 若井 栄一; 青砥 紀身

Radiation Physics and Chemistry, 127, p.264 - 268, 2016/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Chemistry, Physical)

新しい非破壊・非接触型の測定法によって原子力構造材料の熱時効やイオン照射の効果を調べた。レーザ誘起とレーザ検出用の表面弾性波(SAW)をこの計測システムに採用した。対象とする物質の強度特性を調べるために、表面に沿ったSAWの伝播速度とその振動速度を測定した。熱時効した材料では、せん断弾性率の変化が測定された。2重イオン照射した材料では、励起したSAWの振幅に関する非線形効果が観察された。これらの結果から原子力構造材料等の欠陥計測のために、SAW検出システム適用の重要性を示すことができた。

論文

A Summary of sodium-cooled fast reactor development

青砥 紀身; Dufour, P.*; Hongyi, Y.*; Glats, J. P.*; Kim, Y.-I.*; Ashurko, Y.*; Hill, R.*; 宇都 成昭

Progress in Nuclear Energy, 77, p.247 - 265, 2014/11

 被引用回数:22 パーセンタイル:3.93(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉(SFR)に関する基盤技術の多くが、これまでの長期にわたる高速炉開発で蓄積された経験により築き上げられてきた。これらは仏国フェニックスでのEOL試験、我が国もんじゅの運転再開、露国BN-600の寿命延長、中国CEFRの運転開始等により確証されようとしている。新たに露国BN-800及びインドPFBRが2014年の運転開始を計画しているが、開始されればSFRの基盤技術の確証レベルはさらに深まることとなる。近年、SFR開発は持続可能なエネルギー生産およびアクチニド管理に重点をおいた第4世代炉の構築を目指したものへと進化し、JSFR, ASTRID, PGSFR, BN-1200, CFR-600等の先進的なSFR概念の開発が進められている。第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)は、系統・機器設計、安全及び運転、先進的燃料、アクチニドサイクル等、第4世代SFRの開発に必要な様々な研究開発を進めるための国際協力の枠組みであり、SFR開発国が過去の経験や最新の設計及び研究開発データを共有できる場を提供し、SFRの研究開発の促進に有益な役割を果たす。

論文

Issues and future direction of thermal-hydraulics research and development in nuclear power reactors

Saha, P.*; Aksan, N.*; Andersen, J.*; Yan, J.*; Simoneau, J. P.*; Leung, L.*; Bertrand, F.*; 青砥 紀身; 上出 英樹

Nuclear Engineering and Design, 264, p.3 - 23, 2013/11

 被引用回数:25 パーセンタイル:4.09(Nuclear Science & Technology)

本論文は、2011年9月のNURETH-14会議でのパネル発表(原子炉熱流動研究の課題と今後の方向性)をまとめたものである。熱流動研究の進展は運転されている炉の性能向上に貢献するとともに、開発中,第4世代炉の実験,解析の分野でさらなる研究開発が進められている。計算機能力の向上に伴い、微細スケール,複合現象の解析モデルをシステムコードと組合せ、課題解決が図られている。

論文

Enhancement of JSFR safety design and criteria for Gen.IV reactor

青砥 紀身; 近澤 佳隆; 大久保 努; 岡田 敬三*; 伊藤 隆哉*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03

JSFR開発の現状と東京電力の福島第一原子力発電所事故からの教訓をまとめる。JSFRは次世代炉として期待されている。JSFRの安全設計はシビアアクシデントや受動炉停止系、自然循環崩壊熱除去系を2010年の設計案で既に考慮しているが、福島第一の事故を受けてシビアアクシデント及び外部事象に対する重要性の認識が高まってきた。近年の活動では外部ハザード評価や上記事故の教訓を活かした設計強化があげられる。本書では安全設計方策の世界的な安全設計クライテリアと国際研究開発協力の重要性も示す。

論文

Evaluation of JSFR key technologies

近澤 佳隆; 青砥 紀身; 早船 浩樹; 小竹 庄司; 大野 裕司; 伊藤 隆哉*; 戸田 幹雄*

Nuclear Technology, 179(3), p.360 - 373, 2012/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:32.85(Nuclear Science & Technology)

JSFRの革新技術10項目について採否判断を行った結果をまとめた。高燃焼度燃料,安全性向上,コンパクト原子炉構造,冷却系2ループ化,ポンプ組込IHI,高信頼性SG,自然循環崩壊熱除去系,簡素化燃料取扱設備,SCCV,免震建屋の10項目すべてについて採用可能であることを確認した。

論文

JSFR design study and R&D progress in the FaCT project

青砥 紀身; 宇都 成昭; 阪本 善彦; 伊藤 隆哉*; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00

JSFRの設計研究及び研究開発の進捗を報告する。2050年頃の導入を目指す実用炉は1,500MWeを対象とし、2025年頃の運開を計画している実証炉は500から750MWeを想定して設計研究を進めており、経済性,信頼性及び安全性向上のための革新技術についても研究開発を行っている。厳しい地震条件にも耐え得る原子炉容器のコンパクト化を追求するとともに、高クロム鋼製配管を用いた冷却系2ループ化を実現するため、配管エルボ内の流力特性や配管製作性についても検討している。Na-水反応への対策強化のため直管二重伝熱管SGを開発しており、熱流力設計や機器の試作を行っている。受動的炉停止機構SASSの成立性を実証するため、JSFRへの適用性を評価するための安全解析と「常陽」を用いた実証試験を行っている。また、経済性向上を目指した先進的燃料取扱いシステムの開発も進めている。革新技術のJSFRへの採否について議論しており、2010年度中に採否判断を終了する予定である。

論文

Irradiation effect on mechanical properties in structural materials of fast breeder reactor plant

永江 勇二; 高屋 茂; 若井 栄一; 青砥 紀身

Journal of Nuclear Materials, 414(2), p.205 - 210, 2011/07

Proper evaluation of neutron irradiation damage on structural materials is important to ensure long life of fast breeder reactor plants (FBR). In this study, the effects of dose, helium content, and the ratio of helium content to dose on tensile and creep properties have been investigated in the assumed irradiation damage range of FBR structural materials. The assumed irradiation damage range is up to about 1 displacement per atom (dpa) and about 30 appm for helium content. Austenitic stainless steel and high-chromium martensitic steel are considered as FBR structural materials. As a result, it is shown that dose is a promising index for evaluating neutron irradiation damage.

論文

Conceptual design for a large-scale Japan sodium-cooled fast reactor, 1; Feasibility of key technologies

近澤 佳隆; 青砥 紀身; 早船 浩樹; 大野 裕司; 小竹 庄司; 戸田 幹雄*; 伊藤 隆哉*

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.426 - 435, 2011/05

FaCTフェーズIにおいてナトリウム冷却炉の革新技術採否判断を実施した。ホットベッセル,2ループ,ポンプ組込中間熱交換器,高信頼性SG,自然循環崩壊熱除去系,保守補修性改良について技術的成立性を確認した。FaCTフェーズIIでは採用された技術に基づき実証炉の概念設計に着手する。

論文

Design study and R&D progress on Japan sodium-cooled fast reactor

青砥 紀身; 宇都 成昭; 阪本 善彦; 伊藤 隆哉*; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.463 - 471, 2011/04

JSFRの設計研究及び研究開発の進捗を報告する。2050年頃の導入を目指す実用炉は1,500MWeを対象とし、2025年頃の運開を計画している実証炉は500から750MWeを想定して設計研究を進めており、経済性,信頼性及び安全性向上のための革新技術についても研究開発を行っている。厳しい地震条件にも耐え得る原子炉容器のコンパクト化を追求するとともに、高クロム鋼製配管を用いた冷却系2ループ化を実現するため、配管エルボ内の流力特性や配管製作性についても検討している。Na-水反応への対策強化のため直管二重伝熱管SGを開発しており、熱流力設計や機器の試作を行っている。受動的炉停止機構SASSの成立性を実証するため、JSFRへの適用性を評価するための安全解析と「常陽」を用いた実証試験を行っている。また、経済性向上を目指した先進的燃料取扱いシステムの開発も進めている。革新技術のJSFRへの採否について議論しており、2010年度中に採否判断を終了する予定である。

論文

Nondestructive evaluation of neutron irradiation damage on type 316 stainless steel by measurement of magnetic properties

高屋 茂; 山県 一郎; 市川 正一; 永江 勇二; 青砥 紀身

International Journal of Applied Electromagnetics and Mechanics, 33(3-4), p.1335 - 1342, 2010/10

中性子照射損傷と磁気特性の相関を調べるために、新たに中性子照射試料用の振動試料型磁力計(VSM)を製作した。高速炉「常陽」と軽水炉「JRR-3M」及びその両者で照射されたSUS316の磁化曲線を測定した。弾き出し損傷量及びHe量の範囲はそれぞれ、0.1$$sim$$1.8dpa, 0.5$$sim$$35appmである。その結果、5kOeを印加した状態での磁化がHe量に関係なく弾き出し損傷量とともに単調に増加することが明らかになった。このことは、サーベイランス試験片に対してVSM測定を実施することにより、構造材料の弾き出し損傷量を非破壊にて評価できる可能性を示すものである。

論文

Conceptual design study toward the demonstration reactor of JSFR

堺 公明; 小竹 庄司; 青砥 紀身; 伊藤 隆哉*; 神島 吉郎*; 大嶋 淳*

Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.521 - 530, 2010/06

原子力機構は、2050年よりも前の商業炉の導入を目指して、高速増殖炉実用化研究開発(FaCT)プロジェクトを進めている。そのため、2025年頃の実証炉の運転開始を目指し、実証炉に関する設計研究を実施している。これまで、150万kWe規模の実用炉に向けた実証炉として、75万kWe及び50万kWeのプラント概念を設計検討を進め、主要な原子炉構造や機器に関する比較評価するとともに、関連する研究開発を実施している。本報告は、それらの実施状況についてまとめたものである。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan; Progress of design study based on preliminary assessment results

阪本 善彦; 小竹 庄司; 青砥 紀身; 戸田 幹雄*

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05

原子力機構では現在、FaCTプロジェクトを実施しており、その最初のマイルストーンが2010年に設定されている。本マイルストーンでは、JSFRへの革新技術の採否を決定することとしており、その判断に向けた予備評価が進められている。本論文では、予備評価の中で議論された主な設計の進展について記載するものである。原子炉構造設計については、原子炉容器の耐震性と耐熱性が検討され、原子炉容器の仕様を示した。また、耐震裕度の向上を可能とする設計オプションを検討することが提言された。熱流動課題については、ガス巻き込みと液中渦を抑制する設計対応が図られ、また、設計合理化,抑制効果の向上に向けたさらなる検討が進められている。1次系配管設計については、Type-IV損傷によるクリープ強度の低下を考慮した設計を実施した。

論文

Current status of conceptual design study toward the demonstration reactor of JSFR

堺 公明; 小竹 庄司; 青砥 紀身; 伊藤 隆哉*; 神島 吉郎*; 大嶋 淳*

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/05

原子力機構は、2050年よりも前の商業炉の導入を目指して、高速増殖炉実用化研究開発(FaCTプロジェクト)を進めている。そのため、2025年頃の実証炉の運転開始を目指し、FaCTプロジェクトにおいて、実証炉に関する設計研究を進めている。これまで、150万kWe規模の実用炉に向けた実証炉として、75万kWe及び50万kWeのプラント概念を設計検討を進め、主要な原子炉構造や機器に関する比較評価を進めている。本報告は、それらの実施状況についてまとめたものである。

論文

照射損傷評価のための遠隔操作式振動試料型磁力計の開発

高屋 茂; 山県 一郎; 市川 正一; 永江 勇二; 若井 栄一; 青砥 紀身

保全学, 9(1), p.51 - 56, 2010/04

中性子照射試験片用に遠隔操作式振動試料型磁力計(VSM)を開発した。最大印加磁界範囲は$$pm$$0.5/$$mu_0$$A/m以上であり、磁気モーメントの測定精度は、5$$times$$10$$^{-8}$$A$$cdot$$m$$^{2}$$以上である。中性子照射試験片の磁化曲線を本VSMを用いて測定し、代表的な照射損傷指標である弾き出し損傷量と、保磁力等の磁気特性の関係を調べた結果、両者には良い相関があることが示された。このことは、VSMを用いた照射損傷の非破壊評価の可能性を示している。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan

小竹 庄司; 阪本 善彦; 三原 隆嗣; 久保 重信*; 宇都 成昭; 神島 吉郎*; 青砥 紀身; 戸田 幹雄*

Nuclear Technology, 170(1), p.133 - 147, 2010/04

 被引用回数:31 パーセンタイル:6.17(Nuclear Science & Technology)

原子力機構は、電力会社と協力して「高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)」プロジェクトを実施している。FaCTプロジェクトでは、JSFRの概念設計検討とJSFRに取り入れる革新技術の開発を、両者の整合性に留意しつつ実施している。2015年頃までに開発を行うことが現時点での目標であり、その後、JSFR実証炉の許認可手続きに入っていくこととなる。本論文は、設計要求,JSFR設計の特徴及び経済性に関する評価結果について記述したものである。さらに、JSFRの主要な革新技術について開発状況を簡潔に紹介した。

報告書

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

論文

Oxidation behaviour of P122 and a 9Cr-2W ODS steel at 550$$^{circ}$$C in oxygen-containing flowing lead-bismuth eutectic

Schroer, C.*; Konys, J.*; 古川 智弘; 青砥 紀身

Journal of Nuclear Materials, 398(1-3), p.109 - 115, 2010/03

 被引用回数:34 パーセンタイル:5.08(Materials Science, Multidisciplinary)

12Cr-2Wフェライト/マルテンサイト鋼P122及び9Cr-2WODS鋼について、ドイツ・カールスルーエ研究所が所有する流動鉛ビスマス試験装置CORRIDAを用いて長時間の腐食試験を実施した。試験温度及び試験部流速は、550$$^{circ}$$C, 2m/secであり、鉛ビスマス中の溶存酸素濃度制御目標値は10$$^{-6}$$mass%である。溶存酸素濃度制御の初期問題により、一部の試験片は種々の溶存酸素濃度条件に曝され、一時的にではあるが10$$^{-9}$$mass%を記録したものの、平均の溶存酸素濃度としては1.6$$times$$10$$^{-6}$$mass%O$$_{2}$$で推移した。1.6$$times$$10$$^{-6}$$mass%O$$_{2}$$条件下において、P122は最大10,000h, ODS鋼は最大20,000hの浸漬を行った。本試験条件において、両鋼種は、鋼表面に形成されたスピネル型酸化物からなる酸化層と部分的に形成された内部酸化層によって保護されていた。両鋼種の減肉量を評価するために、表面酸化層の厚さを計測した。10$$^{-6}$$mass%の酸素濃度条件下では、浸漬時間に対して対数近似則及び累乗近似則で減肉量をうまく表現することがわかった。

論文

Examination of relation between IASCC susceptibility and magnetic property

高屋 茂; 永江 勇二; 吉武 庸光; 根本 義之; 中野 純一; 上野 文義; 青砥 紀身; 塚田 隆

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 1(1), p.44 - 51, 2009/05

中性子照射されたモデル合金についてSSRT試験により評価されたIASCC感受性と磁束密度を比較した結果、SCCへの中性子照射の影響が確認される場合については、両者の間に、照射量や化学組成によらない関係が認められた。さらに、非照射模擬劣化材について磁束密度の測定を行い、磁束密度が増加するためには、化学組成の変化だけでなく、欠陥の導入も必要であることを示した。これらの結果は、磁束密度測定によるIASCC感受性の非破壊評価の可能性を示している。

論文

Conceptual design for Japan Sodium-cooled Fast Reactor, 1; Current status of system design for JSFR

宇都 成昭; 堺 公明; 三原 隆嗣; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司; 青砥 紀身

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9298_1 - 9298_11, 2009/05

FaCTで進めている我が国の先進ループ型高速炉(JSFR)の設計研究及び関連する革新技術開発の現状を報告する。JSFRでは経済性向上のためコンパクトな原子炉容器を設計しており、水試験による炉内流動適正化や新しい燃料交換機開発のための実規模試験体の設計・製作などを設計に反映した。建設コスト削減のため格納容器と原子炉建屋の一体化を目指しており、その技術的実現のための要素試験を行った。受動安全による安全性向上のため自己作動型炉停止機構(SASS)と自然循環による崩壊熱除去システムを取り入れており、「常陽」を用いたSASS構成要素の照射データ取得,3次元熱流動評価手法の開発成果を各々の設計に反映した。高速炉の特徴に適合する保守・補修及び検査の方針を策定し、革新的な検査技術の開発を進めている。その他、短縮化2重配管,ポンプ組込型中間熱交換器,直管2重管型蒸気発生器,再臨界回避概念,免震システムなどの重要な革新技術についても、解析的及び実験的研究とともに開発を進めている。本研究の成果は、2007年に開始した実証炉の概念検討の結果と合わせて、2010年の革新技術の採否判断の不可欠な材料となる。

論文

Corrosion behavior of Al-alloying high Cr-ODS steels in lead-bismuth eutectic

高屋 茂; 古川 智弘; 青砥 紀身; M$"u$ller, G.*; Weisenburger, A.*; Heinzel, A.*; 井上 賢紀; 奥田 隆成*; 阿部 冨士雄*; 大貫 惣明*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.507 - 510, 2009/04

 被引用回数:34 パーセンタイル:5.58(Materials Science, Multidisciplinary)

Al(0$$sim$$3.5wt%)とCr(13.7$$sim$$17.3wt%)を含むODS鋼と、12Cr鋼の停留鉛ビスマス(LBE)中での耐食性を調べた。試験条件は、ODS鋼については、LBE中溶存酸素濃度が10$$^{-6}$$と10$$^{-8}$$wt%,温度が550と650$$^{circ}$$C,浸漬時間は3,000時間まで、12Cr鋼については、LBE中溶存酸素濃度が10$$^{-8}$$wt%,温度が550$$^{circ}$$C,浸漬時間は5,000時間まである。Alを約3.5wt%,Crを13.7$$sim$$17.3wt%含むODS鋼は、表面に保護的なAl酸化膜が形成された。Alの添加は、ODS鋼の耐食性向上にとても効果があることがわかる。一方、Crを16wt%を含み、Alを含まないODS鋼については、溶存酸素濃度が10$$^{-6}$$wt%,温度が650$$^{circ}$$Cの場合を除き、十分な耐食性を有しなかった。単にCrを増量しただけでは、耐食性の向上は期待できないと思われる。

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