検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 135 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

特殊環境下で使用可能な監視システム高度化開発の現状

土谷 邦彦; 武内 伴照; 駒野目 裕久*; 三浦 邦明*; 荒木 政則; 石原 正博

日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.375 - 378, 2016/07

2015年、軽水炉安全技術・人材ロードマップが取りまとめられ、システム・機器・構造の信頼性向上と高度化に係る取組の重要性が指摘された。この中で、原子力発電所でシビアアクシデントが発生した際に、事象進展を迅速かつ的確に把握するため、プラント状態を監視し、状況を確認するための能力の向上を図ることが重要課題として挙げられている。本報告は、資源エネルギー庁の電用原子炉等安全対策高度化技術基盤整備事業「特殊環境下で使用可能な監視システム高度化」の一環として、低照度条件でも高解像度での撮影が可能な耐放射線性カメラ及び原子炉情報伝送システム(水中でも確実に信号を伝送できる無線システム及び過酷環境下における確実に炉内のデータを伝送できる計測線)の高度化に向けた技術基盤開発の現状についてまとめたものである。

論文

Research and development of high-performance instruments for safety measure for LWRs

武内 伴照; 上野 俊二; 駒野目 裕久*; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 木村 伸明; 松井 義典; 土谷 邦彦; 荒木 政則

Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 7 Pages, 2013/10

福島第一原子力発電所事故における全交流電源喪失状態下では、既存の炉内計装システムは十分には機能せず、結果的に過酷事故の進展を防げなかった。また、IAEA閣僚会合に向けて平成23年6月に取りまとめられた日本国政府報告書において、教訓14として「原子炉及び格納容器などの計装系の強化」が挙げられている。こうした背景を踏まえ、原子力施設でシビアアクシデントが発生した際に、プラント状態を監視するため、平成24年度より、上記2つの対策にかかる研究開発を開始した。本研究開発の課題としては、過酷環境下でも高解像度で監視できる耐放射線性カメラ、撮影した映像を伝送するシステム、計測線等の基盤技術の構築である。これらの開発目標および開発状況や特性試験の概要について述べる。

論文

Recent progress in blanket materials development in the Broader Approach Activities

西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 實川 資朗; 中道 勝; 星野 毅; 山西 敏彦; Baluc, N.*; M$"o$slang, A.*; Lindou, R.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1331 - 1335, 2011/10

 被引用回数:12 パーセンタイル:21.87(Materials Science, Multidisciplinary)

幅広いアプローチ活動ではブランケット材料開発を中心としてR&Dを進めている。ブランケット構造材料開発では、低放射化フェライト鋼F82Hの5t溶解を実施し、2次溶解として電気スラグ溶解を用いることにより不純物制御ができることを確認した。欧州でもEUROFERの溶解を実施し3$$sim$$48mm厚の鋼板を製作した。SiC/SiC複合材の開発では、NITE-SiC$$_{f}$$/SiC複合材に対してダブルノッチ引っ張り試験を実施し、破壊強度がノッチサイズにあまり異存しないことを明らかにした。欧州では、SiCとLiPbの共存性試験の準備を実施した。先進中性子増倍材の開発では、BeとTiの粉末から直接Be-T金属間化合物を焼結することを試みた。また欧州では、30mm径のBe-T金属間化合物母材の製造に成功した。先進トリチウム増殖材の開発では、再処理法の確立を目指して、トリチウム増殖材微小球の溶解試験を行い、硝酸と過酸化水素水により90%以上溶解できることがわかった。

論文

耐熱構造機器

荒木 政則; 鈴木 哲

プラズマ・核融合学会誌, 87(Suppl.), p.155 - 161, 2011/02

核融合炉、特に原型炉の設計とその基礎となる炉心プラズマ物理・工学技術に関する技術報告のうち、ダイバータ除熱技術及び熱応力と疲労について概観する。

論文

Progress of IFERC project in the Broader Approach activities

荒木 政則; 坂本 宜照; 林 君夫; 西谷 健夫; 大内 玲*

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.2196 - 2202, 2010/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:32.4(Nuclear Science & Technology)

国際核融合実験炉ITER計画に貢献し、原型炉早期実現を推進することを目的に、国際核融合エネルギー研究センター事業(IFERC事業)として、(1)原型炉設計研究開発調整活動,(2)計算シミュレーションセンター活動、及び(3)ITER遠隔実験センター活動を実施する。原型炉設計活動では、原型炉の特徴,原型炉の共通概念,原型炉のロードマップ等を含む原型炉設計のための共通基盤の構築を目指す。また、原型炉実現に向けた日欧の共通認識に基づいて、原型炉工学R&D活動では、ブランケット開発に関連した5つの研究分野,(1)SiC/SiC複合材料,(2)トリチウム技術,(3)ブランケット構造材料,(4)先進中性子増倍材,(5)先進トリチウム増殖材に関する開発研究を実施している。計算シミュレーションセンター活動においては、核融合プラズマに関する実験データを解析して、ITERの運転手順を作成するとともに、ITER施設の性能を予測し、原型炉設計に貢献することを目的とする。初期段階では、特別作業グループ活動を通して、核融合研究における高レベルベンチマークコードの選定を行った。

論文

Present status of integrated performance achieved in tokamak experiments and critical issues towards DEMO reactor

坂本 宜照; 飛田 健次; 荒木 政則

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.375 - 380, 2010/08

最近のトカマク実験は、1を超える等価エネルギー増倍率を達成するなど、高い核融合性能を得ている。さらに、ITERではエネルギー増倍率10の核燃焼実験を予定し、自己加熱による燃焼プラズマの物理基盤確立を目指している。一方で、原型炉では定常運転の必要性から、高い核融合性能だけでなく熱粒子制御を含めて総合性能を高める必要がある。ここで、総合性能の指標として規格化した7要素(閉じ込め性能,プラズマ圧力,自発電流割合,非誘導電流駆動割合,燃料純度,放射損失割合,プラズマ密度)を導入する。本発表では、これまでのトカマク実験で達成された総合性能を7要素を評価基準として整理し、原型炉に向けた重要課題について議論を行う。

論文

国際核融合エネルギー研究センター事業

荒木 政則; 林 君夫; 飛田 健次; 西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 山西 敏彦; 中道 勝; 星野 毅; 小関 隆久; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 86(4), p.231 - 239, 2010/04

ITER計画を支援するとともに、核融合エネルギーの早期実現に向けての活動を行う幅広いアプローチ(BA)活動は、この目的のためにITERの建設期間中にさまざまな研究開発を行う日欧の共同事業である。ここでは、国際核融合エネルギー研究センター事業の活動の概要について説明するとともに、現在の進捗状況及び今後の計画・展望について述べる。

論文

Fusion materials development program in the Broader Approach activities

西谷 健夫; 谷川 博康; 實川 資朗; 野澤 貴史; 林 君夫; 山西 敏彦; 土谷 邦彦; M$"o$slang, A.*; Baluc, N.*; Pizzuto, A.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.405 - 410, 2009/04

 被引用回数:29 パーセンタイル:7.84(Materials Science, Multidisciplinary)

原型炉の開発においては、増殖ブランケット技術の確立が最も重要な工学課題である。増殖ブランケット技術の開発では、高い中性子フルエンス,高温,高磁場等の厳しい環境で健全性を有する構造材及びトリチウム増殖材・中性子増倍材等の機能材料の開発が急務となっている。日欧間で進められている幅広いアプローチ活動(BA)の一つである原型炉工学R&D活動では、日欧双方が重要かつ不可欠と考える基盤的なR&Dとして、低放射化フェライト鋼,SiC/SiC複合材,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材及びトリチウム技術の開発を行う予定である。本論文では、BAにおける低放射化フェライト鋼,SiC/SiC複合材,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材の開発計画についてその概要を述べる。

論文

核融合開発の現状と展開; 核融合エネルギーの実現に向けて

荒木 政則; 鎌田 裕; 森 雅博; 西谷 健夫

電気評論, 92(10), p.38 - 44, 2007/10

日本原子力研究開発機構が所掌する核融合研究開発の現状と今後の展開について概観する。具体的には、核融合試験装置JT-60を中心とした研究成果を簡潔に示すとともに、国際協力で進める国際熱核融合実験炉ITER計画の展開(設計,R&D等の技術的活動と建設に向けた経緯)、及び核融合エネルギーの実現に不可欠な核融合原型炉の実現に向けた幅広いアプローチ活動について概要を示す。

論文

Multi-physics and multi-scale simulation for core disruptive accidents in fast breeder reactors

越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 白川 典幸*; 細田 誠吾*; 荒木 和博*; et al.

Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), p.472 - 479, 2006/11

文部科学省革新的原子力システム研究開発事業の枠組みの中で2005年会計年度から5年間の研究プロジェクトを開始した。それはMOX燃料及び金属燃料を対象として高速増殖炉のシビアアクシデントのさまざまな複雑現象を解析するため、Moving Particle Semi-implicit(MPS)手法を用いてCOMPASS(Computer Code with Moving Particle Semi-implicit for Reactor Safety Analysis)と名づけられたコンピューターコードを開発することである。また、金属燃料と被覆材間の共晶反応は分子動力学及び分子軌道法により研究される。MPSにより、凝固を伴う溶融金属流れが解析されるとともに、ラッパ管の弾性解析もまた実施された。その結果は実験及び商用コードと比較された。共晶反応は分子動力学で計算され、参考文献と比較された。以上の数値解析手法は高速増殖炉の炉心損傷事故のマルチフィジックス・マルチスケール現象に有効であることがわかった。

報告書

ITERトカマク複合建家の振動解析モデル化に関する検討

中倉 健介*; 薬研地 彰*; 荘司 昭朗*; 荒木 政則; 閨谷 譲; 田中 栄一*; 島 裕昭*

JAERI-Tech 2005-058, 61 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-058.pdf:4.49MB

国際熱核融合実験炉(ITER: International Thermonuclear Experimental Reactor)の設計は、工学設計活動(EDA: Engineering Design Activities)のもとに約9年間進められ、2001年7月に最終設計報告書として取りまとめられた。その後、調整技術活動(CTA)を経て、現在建設に向けての移行措置活動(ITA)の位置づけのもとに設計検討が進められている。日本原子力研究所では、トカマク複合建家について、我が国の原子力発電所耐震設計技術指針等に基づき、複数の代表的な解析手法による静的及び動的な予備的構造検討を実施した。トカマク複合建家は、原子炉建家と比べて外観上の大きな相違はないが、内部構造上は、トカマク本体近傍の放射線遮蔽壁に多数の大開口(ポート)が設けられるなど原子炉建家の特性と異なる部分が含まれており、工学設計に引き続き行われるサイト依存設計に向けた詳細検討を行うにあたり、これらの解析モデルの特性を把握する必要がある。本報告では、トカマク複合建家の詳細モデルと離散化モデルによる静的及び動的特性を比較・検討し、離散化モデルにおける放射線遮蔽壁及びその周辺床の剛性設定方法の妥当性を明らかにした。

報告書

Study for reducing radioactive solid waste at ITER decommissioning period

佐藤 真一*; 荒木 政則; 大森 順次*; 大野 勇*; 佐藤 聡; 山内 通則*; 西谷 健夫

JAERI-Tech 2002-083, 126 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-083.pdf:4.07MB

ITERの主要な目標の1つとして、魅力ある安全性及び環境適合性を実証することが上げられる。このためには、解体期における放射性物質及び廃棄物を確固たる規制のもと、慎重に取り扱うことが重要である。ITER調整技術活動の一環として、日本参加チームはITERの基本設計及び主要な機器構造を保ちつつ、最小限の機器材料を変更することにより、さらなる放射化レベルの低減に向けた検討を実施した。本提案に基づく放射化レベル及び放射性廃棄物量の再評価は、より良い環境への受容性をもたらすものと考える。

報告書

Alternatives of ITER vacuum vessel support system

大森 順次*; 喜多村 和憲*; 荒木 政則; 大野 勇*; 荘司 昭朗

JAERI-Tech 2002-053, 86 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-053.pdf:3.81MB

国際核融合実験炉(ITER)の真空容器支持構造として、現設計の板バネ構造の発生応力を下げるためと、座屈裕度を持たせるため、2種類の代替支持構造を検討した。代替構造の一つは、真空容器上部に吊り下げ支持構造を設け、アウトボード側に振れ止めの支持構造を設ける。もう一種類は、従来の圧縮型の支持構造で、トロイダルコイルのコイル間構造物から支持する方式と、クライオスタットリングから支持する方式の2方式がある。いずれも多層板バネ構造で、圧縮型ではダイバータポートの一つおきにトーラス方向9ヶ所に支持構造を設ける。構造の成立性を確認するため、全ての荷重の組み合わせについて強度評価を行った結果では、いずれの支持脚も十分な構造強度を有している。

論文

ITER工学設計活動報告

森 雅博; 荘司 昭朗; 荒木 政則; 斎藤 啓自*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 井上 多加志; 大野 勇*; 片岡 敬博*; et al.

日本原子力学会誌, 44(1), p.16 - 89, 2002/01

ITER(国際熱核融合実験炉)計画は、日本・米国・欧州・ロシアの政府間協定の下に核融合エネルギーの科学的・工学的実証を目指す実験炉を国際共同で実現しようというプロジェクトである。1992年7月以来9年間に亘り建設のために必要なすべての技術的データの作成を目的とする工学設計活動(EDA)を進めてきたが、2001年7月に当初の目標を達成して完了した。次の段階に進むこの時期に、EDAの概要と主要な成果をまとめておくことは、我が国の研究者が広くEDAの成果を評価し活用するうえでも、また、今後期待されるITERの建設・運転に向けた活動に多くの研究者が参画するための共通の基盤を築くうえでも必要と考えられる。本報告ではこのような趣旨に基づき、ITER工学設計活動の概要,工学設計及び工学RandDの成果,安全性に関する検討について、外部の研究者が全体像を掴むことを意図して記述されている。

論文

ITER工学設計

下村 安夫; 常松 俊秀; 山本 新; 丸山 創; 溝口 忠憲*; 高橋 良和; 吉田 清; 喜多村 和憲*; 伊尾木 公裕*; 井上 多加志; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 78(Suppl.), 224 Pages, 2002/01

日本,米国,欧州,ロシアの4極の協定に基づき、1992年7月に開始されたITER工学設計活動(ITER-EDA)は、ITER建設の判断に必要な技術的準備を整え、2001年7月に9年間の活動を完了した。本件は、ITER工学設計活動において完成された最終設計報告書の物理及び工学設計の成果を簡潔にまとめたものである。

論文

Conceptual tokamak design at high neutron fluence

荒木 政則; 佐藤 真一*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 荘司 昭朗

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.887 - 892, 2001/11

 パーセンタイル:100

現在、国際協力で進めているITER工学設計において、より魅力的な工学試験が見込めるトカマク機器の構造概念を提案する。本提案は、ITERの実験を二期に分けて考えた時、後半の10年間でおもに工学機器の試験が予定されている。小型化したITERにおいても、主要な機器を変更することなく、工学試験で要求される中性子束やフルーエンスを現状の2倍程度(従来の大型ITERとほぼ同等)にでき、プラズマ運転と整合する炉概念を提示する。

論文

Critical heat flux test on saw-toothed fin duct under one-sided heating conditions

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 谷口 正樹; 花田 磨砂也; 荒木 政則; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.291 - 295, 2001/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.61

核融合炉プラズマ対向機器の冷却を目的として、鋸歯状内部フィン付き矩形管の限界熱流速測定実験を行った。この矩形管では、加熱面側に鋸歯状に三角柱のフィンを取り付けて、伝熱性能の向上を図っている。実験では、フィンの形状・特に設置角度やフィン高さが限界熱流速へ及ぼす影響を調べた。今回の実験パラメータはフィン寸法高さを1.7と3.5mm、フィン設置角度を流れ方向に対して70と90度である。実験の結果、フィン高さ3.5mm、設置角度70度の矩形管を用いた場合、軸流速10m/sec、局所圧力1MPa、入口温度25$$^{circ}C$$の冷却条件で43MW/m$$^{2}$$の限界熱流速が得られた。この値は、同冷却条件において、ほぼ同一水力等価直径のスロット状のフィンを有する矩形管(ハイパーベイパトロン)の1.3倍の値であった。

論文

Ultrasonic non-destractive testing on CFC monoblock divertor mock-up

江里 幸一郎; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 荒木 政則; 秋場 真人

Physica Scripta, T91, p.110 - 112, 2001/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.11(Physics, Multidisciplinary)

超音波を用いた核融合炉ダイバータのアーマ材と冷却構造の非破壊検査で問題となっている検査時間を短縮するため、多チャンネル振動子の超音波プローブを試作し、その検査性能を試験した。この超音波プローブではポリマー製振動子を採用し、8個の振動子を一つのプローブに設置して、検査時間の短縮を図っている。本実験では、ITERダイバータのレファレンス設計である黒鉛モノブロックアーマと銅冷却管(内径15mm)の接合体を対象として、冷却管内部から周波数20MHzの超音波を用いて接合面を検査した。接合体には、数種類の模擬接合欠陥が導入されている。本試験の結果、ポリマー製振動子を用いた超音波プローブにより接合欠陥の大きさ及び分布が十分な精度で検出できることを確認した。

論文

Design analysis on the magnetic field control system in compact ITER

仙田 郁夫; 荘司 昭朗; 荒木 政則; ITER国内設計チーム; ITER Joint Central Team

International Journal of Applied Electromagnetics and Mechanics, 13(1-4), p.349 - 357, 2001/00

ITER(国際熱核融合実験炉)の工学設計活動において検討された、ITERの磁場配位制御系のシステム設計について報告する。システムとして最適化を行うためには、個々の部分でのモデル化及び検討では不十分であり、さまざまな部分からなるシステム全体を考慮した解析を行う必要がある。ITER工学設計においては、炉心プラズマ,真空容器などの機器に誘起される渦電流、及びコイルから構成されるプラントモデルに、計測・データ処理,制御器,アクチュエーターのモデルを加えた総合的な解析モデルを作成し、システムの特性を検討し、最適化を進めている。講演では、電磁応用機器としての特性を、解析結果を示して、紹介する。

報告書

Assessment of buckling for vacuum vessel and back plate of RC-ITER (IAM-v2)

大森 順次*; 荒木 政則

JAERI-Tech 2000-006, p.15 - 0, 2000/02

JAERI-Tech-2000-006.pdf:0.66MB

低コストITER(IAM-v2)の真空容器とバックプレートは、電磁力、地震荷重、熱荷重等の負荷を受けるので、これらの負荷に対して、構造の健全性を保つことが要求される。本報告書では、真空容器とバックプレートのインボード側壁に最も高い圧縮力が作用するトロイダルコイルの高速放電時の荷重に対し、弾性、塑性の座屈評価を行った。弾性の座屈評価では、限界圧力が塑性を生ずる圧力より十分大きいため、弾性範囲内では座屈は起こらない。バックプレートの支持脚についても座屈は生じない。また、塑性座屈については、形状の幾何学的なずれとして$$pm$$10mmを考慮しても、座屈圧力は基準値以下である。したがって、真空容器とバックプレートについて座屈の問題はない。

135 件中 1件目~20件目を表示