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報告書

JMTR稼働率向上のための課題とその対策; 稼働率60%を目指して

竹本 紀之; 出雲 寛互; 井上 修一; 阿部 新一; 那珂 通裕; 明石 一朝; 近江 正男; 宮澤 正孝; 馬場 治*; 長尾 美春

JAEA-Review 2008-051, 36 Pages, 2008/10

JAEA-Review-2008-051.pdf:3.14MB

JMTRでは、2011年度の再稼動に向け原子炉施設の改修を行っている。改修後のJMTRは、(1)軽水炉の長期化対策,(2)科学技術の向上,(3)産業利用の拡大,(4)原子力人材育成等の役割を担う。再稼働後のJMTRにおいては照射需要の増大が見込まれるため、安全かつ安定的な運転に加えて、高稼働率(50$$sim$$70%)であることが必要である。このため、本報では、再稼働時に安全かつ円滑に運転を行うための運転体制等を提案するとともに、JMTRにおいて材料試験炉として世界レベルの稼働率を実現するための運転方式の検討を行った。その結果、再稼働後には、安定的に年間210日運転(稼働率60%)を行える見通しを得た。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の安全設計及び安全評価の考え方

飯垣 和彦; 七種 明雄; 澤畑 洋明; 篠崎 正幸; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 川崎 幸三; 馬場 治*

JAEA-Review 2006-010, 90 Pages, 2006/07

JAEA-Review-2006-010.pdf:5.65MB

ガス炉は、原子力の開発初期からの長い歴史を持っており、高温ガス炉(HTGR)は、安全,効率,環境面から受容できかつ経済性から21世紀の工業用熱利用と発電に向けた高温のエネルギーを作り出す最終目標として期待されている。HTGRの革新的な設計には、受動的な安全装置の配置が試みられており、これらの原子炉の安全評価等については、おもに軽水炉用に策定されている現在の安全指針等を直接的にHTGRに適用できないこと等からの特別な配慮が必要となる。本報告では、試験研究炉HTTRでの安全設計$$cdot$$安全評価についての変遷を調査し、軽水炉と異なる高温ガス炉の安全設計$$cdot$$安全評価の特徴的な主な事項、これまでのHTTRの運転蓄積をもとに次期高温ガス炉の安全設計$$cdot$$安全評価に反映すべく事項をとりまとめたものである。

論文

Highly polarized electrons from GaAs-GaAsP and InGaAs-AlGaAs strained-layer superlattice photocathodes

西谷 智博; 中西 彊*; 山本 将博*; 奥見 正治*; 古田 史生*; 宮本 延春*; 桑原 真人*; 山本 尚人*; 浪花 健一*; 渡辺 修*; et al.

Journal of Applied Physics, 97(9), p.094907_1 - 094907_6, 2005/05

 被引用回数:56 パーセンタイル:13.11(Physics, Applied)

GaAs-GaAsP及びInGaAs-AlGaAs歪み超格子光陰極は50%を超える偏極度の電子生成を実現してきた。InGaAs-AlGaAs歪み超格子光陰極では高い量子効率0.7%を達成したが、その偏極度は77$$pm$$5%であった。一方、GaAs-GaAsP歪み超格子光陰極では92$$pm$$6%の高い偏極度を0.5%の高い量子効率で達成した。さらに、このような超格子光陰極を用いたときの高い偏極度の電子生成メカニズムを実験的に得たスピン分解量子効率により明らかにした。

報告書

Evaluations of heavy nuclide data for JENDL-3.3

河野 俊彦*; 松延 廣幸*; 村田 徹*; 瑞慶覧 篤*; 中島 豊*; 川合 將義*; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 大澤 孝明*; et al.

JAERI-Research 2003-026, 53 Pages, 2003/12

JAERI-Research-2003-026.pdf:2.48MB

原子力技術開発において重要なウラン,プルトニウム,トリウムの同位体に対する中性子核データの新たな評価を行った。この評価値は日本の評価核データライブラリであるJENDL-3.3の一部となる。この評価の主たる目的は、前ヴァージョンに対して報告されていた幾つかの問題点の解決,データの精度向上,主要核種に対する共分散の評価、である。JENDL-3.2に格納されている種々の核データを検討し、その多くについて再評価を行うか、もしくはより信頼できる数値に置き直した。JENDL-3.3の重核データに対して種々のベンチマークテストが行われ、臨界性予測精度は以前のJENDLよりも向上していることが報告された。

論文

Japanese evaluated nuclear data library version 3 revision-3; JENDL-3.3

柴田 恵一; 河野 俊彦*; 中川 庸雄; 岩本 修; 片倉 純一; 深堀 智生; 千葉 敏; 長谷川 明; 村田 徹*; 松延 廣幸*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1125 - 1136, 2002/11

 被引用回数:632 パーセンタイル:6.06(Nuclear Science & Technology)

前版JENDL-3.2のフィードバック情報及び各種ベンチマークテストの結果をもとに、新版JENDL-3.3のための評価が行われた。JENDL-3.2での大きな問題点は新版により解決された。即ち、熱中性子炉体系での臨界性過大評価は$$^{235}$$Uの核分裂断面積及び核分裂中性子スペクトルの改訂により解消された。また、重要な重核での不適切な2次中性子エネルギー分布は統計模型計算に置き換えられた。さらに、中重核での天然元素及び同位体評価値間の矛盾も無くなった。一方、20核種について共分散データを収納した。JENDL-3.3の信頼度は原子炉及び遮蔽に関するベンチマークテストにより検証された。ベンチマークテストの結果は、JENDL-3.3の予測精度がJENDL-3.2を上回ることを証明した。

論文

原研高温工学試験研究炉(HTTR)使用前試験合格証を取得

川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 大久保 実; 馬場 治

日本原子力学会誌, 44(4), P. 310, 2002/04

日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は、2002年3月6日に使用前試験合格証を取得した。HTTRの運転形態には、中間熱交換器を使用しない「単独運転」と使用する「並列運転」の2種類があるが、昨年の「単独運転」での試験(2001年10月23日から12月14日まで)に引き続いて行った、最大熱出力30MWの「並列運転」(2002年1月25日から3月6日まで)で、冷却系統が所定の除熱性能を有することなどが確認できたことから、3月6日に文部科学省より使用前検査合格証が交付されたものである。

論文

原研高温工学試験研究炉(HTTR)最大熱出力30MWを達成

川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 大久保 実; 馬場 治

日本原子力学会誌, 44(1), P. 2, 2002/01

日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は、10月より出力上昇試験を実施し、平成13年12月7日に最大熱出力30MW(定格出力)を達成した。HTTRは我が国最初の被覆粒子燃料・黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の試験研究炉で、今回世界で初めて約850$$^{circ}C$$の高温ヘリウムガスを原子炉から取り出すことに成功した。

報告書

原研大洗サイトにおける鉛直アレー地震動観測データベース

蛯沢 勝三; 山田 博幸; 堤 英明*; 柴田 勝之; 安藤 和博*; 馬場 治; 鈴木 偉之

JAERI-Data/Code 2001-009, 96 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-009.pdf:4.14MB

原研では、大洗研究所に高温工学研究炉(HTTR: High Temperature Engineering Test Reactor)を建設するにあたって、地震時の敷地基盤の振動特性を把握するために加速度地震計4台(GL-1.2m,GL.-31m,GL.-95m,Gl-174m(せん断波速度Vs: 1020m/sの地盤))からなる鉛直アレー地震動観測システムを設置し、1987年12月から観測を開始した。観測は、東西(EW),南北(NS)の水平2成分と鉛直(UD)1成分からなるサーボ型加速度計である。2000年3月までに71地震を観測した。これらのデータは、(財)震災予防会のフォーマットで整理している。本報告書は、1987年12月から2000年3月までの鉛直アレー地震動観測システムによって得られた観測地震動をデータベースとしてまとめたものである。観測記録に加えて、敷地内地盤のせん断波速度等の物性値や観測地震動の周波数特性も集録している。

論文

Simultaneous evaluation of fission cross sections of uranium and plutonium isotopes for JENDL-3.3

河野 俊彦*; 松延 廣幸*; 村田 徹*; 瑞慶覧 篤*; 中島 豊*; 川合 將義*; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 大澤 孝明*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(4), p.327 - 334, 2000/04

評価済み中性子核データライブラリーの最新版JENDL-3.3のためにU-233、U-235,U-238,Pu-239,Pu-240及びPu-241の核分裂断面積を同時に評価した。核データ評価では、それぞれの反応の絶対測定及びU-235対Pu-239のような相対測定が考慮された。本評価のために計算コードSOKを開発し、共分散評価システムKALMANに組み込んだ。実験データの誤差は関係する論文あるいはレポートから推定した。最終結果は、既存のJENDL-3.2及びENDF/B-VIの評価値と比較される。また、共分散ファイルの作成に必要な、評価値の誤差についても議論される。

報告書

Evaluation of fission cross sections and covariances for $$^{233}$$U,$$^{235}$$U,$$^{238}$$U,$$^{239}$$Pu,$$^{240}$$Pu,and $$^{241}$$Pu

河野 俊彦*; 松延 廣幸*; 村田 徹*; 瑞慶覧 篤*; 中島 豊*; 川合 將義*; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 大澤 孝明*; et al.

JAERI-Research 2000-004, p.76 - 0, 2000/02

JAERI-Research-2000-004.pdf:2.39MB

評価済核データライブラリーJENDL-3.3作成のために、アクチニド核種の核分裂断面積を決定する計算コードSOKを開発した。このコードでは各反応の絶対測定及び相対測定(例えば、Pu-239の核分裂断面積とU-235の核分裂断面積の比)が考慮でき、それらすべてのデータに対する最小自乗フィットにより断面積を求めることができる。今回求めたのはU-233,U-235,U-238,Pu-239,Pu-240及びPu-241の核分裂断面積及びその共分散(誤差)である。本報告書では、評価の手法及び実験値のデータベースについて述べるとともに、得られた結果を評価済データJENDL-3.2及びENDF/B-VIと比較し検討する。

論文

Present status and future perspective of research and test reactors in JAERI

海江田 圭右; 馬場 治

Proceedings of 7th Meeting of the International Group on Research Reactors (IGORR-7) (CD-ROM), p.7 - 0, 1999/00

原研には、4基の研究炉(JRR-3M,JRR-4,JMTR,NSRR)が稼働中であり、97年12月に運転を停止したJRR-2は廃止措置中である。本報告では、これら原研炉の現状と役割、今後の展望について述べた。最近の重要なトピックスとして、改造を終えたJRR-4が98年7月に臨界に達した。この改造で低濃縮ウラン燃料による炉心に変更され、また、BNCT設備をはじめ種々の実験用設備が追加・改造された。98年11月にはHTTRが初臨界に達し、現在出力上昇試験に向けて準備が進められている。一方、JRR-2では、廃止措置の第1段階の冷却材除去等が終了し、今後2007年を目標に格納容器を残しすべての機器を段階的に撤去する計画である。

論文

Application of thermography as a technique for nondestructive evaluation on nuclear facilities

那珂 通裕; 石井 敏満; 大岡 紀一; 廣原 進; 伊藤 治彦; 馬場 治

Proc. of CORENDE, 3 Pages, 1997/00

サーモグラフィを用いたリモートセンシング非破壊試験、評価法が、多くの分野の機器構造物の検査に応用されてきているが、原子力分野への応用はほとんどなされていない。そこで、原子力分野での適用の可能性を明らかにするために、日本原子力研究所の材料試験炉(JMTR)にこの手法の適用を試みた。その結果、建屋構造物の欠陥検出が可能であり、また、熱負荷運転目的の機器、ポンプや冷却塔の運転状態を観察することが可能であった。これらから、この手法は原子力分野においても非常に有効な温度監視、及び健全性評価法であることが確認された。

論文

Construction of the HTTR and its testing program

田中 利幸; 馬場 治; 上林 有一郎; 塩沢 周策; 大久保 実

10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.811 - 818, 1996/10

高温工学試験研究炉(HTTR)の建設の進捗状況及び完成後の利用試験計画の概要について述べる。建設の進捗状況については、前回会議以降の主要機器の製作・据え付け、炉心工事、高温配管工事、機能試験の概要を述べる。また、試験計画については、核熱利用系の試験計画、ガスタービン発電技術の評価、安全性実証試験、燃料・材料照射試験、高温工学に関する先端的基礎研究について述べる。

論文

Construction of the HTTR and its testing program

田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実; 上林 有一郎

JAERI-Conf 96-010, 0, p.97 - 104, 1996/07

高温工学試験研究炉(HTTR)の建設の現状、試験計画について述べる。建設の現状として、炉心工事、反応度制御設備の据え付け、高温配管工事、機能試験の概要等について述べる。また試験計画として、核熱利用試験、安全性実証試験、高温ガス炉技術高度化の観点からの材料・燃料照射試験、先端的基礎研究のための高温照射試験の検討内容について述べる。

論文

Status of reduced enrichment program for research reactors in Japan

神田 啓治*; 中込 良広*; 一色 正彦; 馬場 治; 鶴田 晴通

1996 Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR), 0, 8 Pages, 1996/00

原研のJRR-2、JRR-3M、JRR-4及びJMTRそして京都大学原子炉実験所のKURを中心に、我が国研究炉の燃料濃縮度低減化(RERTR)計画の現状と今後の計画、関連R&Dの成果等について紹介している。

論文

Safety concept of severe accident free HTR and its demonstration by the HTTR

國富 一彦; 塩沢 周策; 馬場 治

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 2, p.303 - 307, 1996/00

シビアアクシデントフリー炉は、その優れた固有の安全性により、1次冷却材の喪失する減圧事故時にも、燃料温度が許容値を超えることはなく、燃料からの有意の放射能の放出はない。また、格納容器内を不活性な雰囲気にすること、蒸気発生器等の水系を直接に1次系に接続しないことにより、燃料の酸化、水侵入による反応度の添加も起こらない。従来から、HTGRは安全性の優れた原子炉と見なされているが、その安全性は安全評価とPSAにより評価されており、PSAの概念が理解されにくいPAの観点、故障率のデータが軽水炉ほど十分にないため許認可の観点からも、実際には優れた安全性が理解されていない。SFHTRでは、その安全性をPSAにより評価するのではなく、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて事故模擬試験を行い、実際に燃料が破損せず安全であることを示す。このように、SFHTRでは、PSAにより安全性を実証する軽水炉と全く異なる安全論理に基づいて安全性を実証する。

論文

Design and present status of high-temperature engineering test reactor

馬場 治; 國富 一彦; 川路 さとし; 田中 利幸; 塩沢 周策; 大久保 実

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 2, p.281 - 287, 1996/00

大洗研究所では、1997年の初臨界を目指してHTTRの建設が進められている。HTTRの原子炉圧力容器、中間熱交換器等の主要機器は、既に現地に搬入され、1996年には単体機器試験、1997年前半には機能試験が予定されている。HTTRは、原子炉出口冷却材温度が、850$$^{circ}$$Cと950$$^{circ}$$Cの2種類と中間熱交換器の運転・休止の組み合わせによる計4種類の出力運転モードと高温ガス炉特有の固有の安全性を実証するための試験運転モードを有している。計測制御系及び安全保護系は、これらのすべての運転モードにおいて安全で安定な運転が可能で、万一の異常時には安全に炉停止が可能なよう設計されている。HTTRの冷却系、計測制御系、安全保護系の設計と、建設の現状について述べる。

論文

High-temperature engineering test reactor (HTTR)

馬場 治

Sci. Technol. Jpn., 15(58), p.7 - 9, 1996/00

高温ガス炉は、燃料の被覆にセラミックスを、冷却材にヘリウムガスを用いることにより、1000$$^{circ}$$C程度のエネルギーを取り出すことができる固有の安全性が極めて高い原子炉である。原研では高温ガス炉技術基盤の確立、高度化及び高温化学に関する先端的基礎研究を進めるために、原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cの試験研究用高温ガス炉「HTTR」を建設している。HTTR完成の暁には、「高温ガス炉の安全性研究」、「高温核熱利用研究」、「高温工学に関する先端的基礎研究」を進めながら、高温ガス炉の運転・保守・管理技術を修得・蓄積していく。

論文

硬質地盤における鉛直アレー観測で得られた地震動特性

蛯沢 勝三; 馬場 治; 鈴木 偉之; 中村 晋*; 田居 優*; 香川 敬生*

第23回地震工学研究発表会講演概要集, 0, p.53 - 56, 1995/00

茨城県大洗町の日本原子力研究所 大洗研究所敷地内で1987年から、加速度計(水平2成分、鉛直1成分)を鉛直方向に4箇所(地表面から約1m、30m、90m、170mの位置)設置した鉛直アレー観測を行っている。観測システムの特徴としては、敷地内の地盤を対象として、浅層反射法探査、ボーリングコアの室内土質・岩石試験、PS検層等を行い地盤を詳細に調べているので、地震動のサイト地盤局所特性を研究する上で有用であること、地震動データの特徴としては、周波数特性の異なる多数の地震動が期待されること等が挙げられる。これまでに周波数特性の異なる約120波の地震動が観測されている。これらの地震動データを用いて、断層モデルに基づく加速度フーリエスペクトルをパラメータとする地震動予測式の作成法の開発研究を行っている。また、水平動及び鉛直動の増幅特性に関する知見が得られた。

論文

Present status and prospects of high-temperature engineering test reactor (HTTR) program

田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実; 飛岡 利明

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Enginering (ICONE), Vol. 2, 0, p.745 - 750, 1995/00

高温ガス炉は、1000$$^{circ}$$C程度の高温の熱を供給でき、高い熱効率の達成のみならず、水素製造などの熱利用により電力以外の他のエネルギ生産分野への活用を図ることが可能で、地球環境保護及びエネルギ供給の多様化の観点から極めて重要である。また高温ヘリウム雰囲気の広いスペースを利用した高温工学に関する先端的基礎研究についても照射研究の高度化に貢献するものと期待される。このため、高温ガス炉の研究開発や高温環境を利用した試験研究が行える研究施設として、熱出力30MW、原子炉冷却材出口温度950$$^{circ}$$Cの高温工学試験研究炉(HTTR)の建設を、1991年3月から進めており、1998年6月臨界をめざしている。計画の経緯、HTTR計画の特徴、計画の現状、そしてHTTRを利用する試験計画の展望について述べる。

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