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論文

Tensile and fatigue strength of free-standing CVD diamond

Davies, A. R.*; Field, J. E.*; 高橋 幸司; 羽田 一彦

Diamond and Related Materials, 14(1), p.6 - 10, 2005/01

 被引用回数:17 パーセンタイル:37.97(Materials Science, Multidisciplinary)

化学気相成長(CVD)法で合成する人工ダイヤモンドは、近年、特に電子デバイス分野への応用が期待されている。核融合分野では高周波加熱装置の真空窓材として使用する。その真空窓は、真空容器と同じ境界をなすことから、安全性及び構造健全性を示す必要がある。そのためのデータを得るべく3点曲げによる強度試験及び疲労試験を行った。その結果、基盤側及び成長側の強度は、それぞれ690$$pm$$90MPa及び280$$pm$$30MPaであることが判明した。また、疲労強度は、破壊強度の89%で10$$^{7}$$回の繰り返し荷重を加えても破壊することは無く、健全性を示した。

論文

The Toughness of free-standing CVD diamond

Davies, A. R.*; Field, J. E.*; 高橋 幸司; 羽田 一彦

Journal of Materials Science, 39(5), p.1571 - 1574, 2004/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:68.35(Materials Science, Multidisciplinary)

人工ダイヤモンドは工作機器や半導体等、さまざまな分野に応用される。核融合分野では高周波加熱装置の真空窓材として、化学気相成長(CVD)法で合成する人工ダイヤモンド使用する。その真空窓は、高周波パワーを通すだけでなく、真空容器に内包されるトリチウムや放射性物質を閉じ込める境界の役割を担うことから、安全性及び構造健全性を示す必要がある。そのための強度評価を行う必要があるが、その一環として、メカニカルグレードと光学グレードのCVDダイヤモンドの4点曲げ強度試験を行い、破壊じん性を調べた。その結果、それぞれの破壊靭性値(K$$_{1C}$$)は8.5$$pm$$1.0及び8.3$$pm$$0.4MPa($sqrt{m}$)であることを明かにした。これは、以前に得られた天然ダイヤのK$$_{1C}$$, 3.4$$pm$$0.5MPa($sqrt{m}$)より高い。

論文

ITERの安全性と構造健全性の確保について

多田 栄介; 羽田 一彦; 丸尾 毅; 安全評価グループ

プラズマ・核融合学会誌, 78(11), p.1145 - 1156, 2002/11

ITERは、国際協力で進めているトカマク型核融合装置であり、現在参加極間で建設準備に向けた協議が進められている。ITER建設においては、サイト国の安全規制や規格・基準類に従うことが基本とされており、我が国においても日本誘致に備えた検討が行われてきている。これまでに、文科省(旧科学技術庁)によりITERの安全上の特徴に基づいた安全確保の基本的な考え方が示された。これに基づき、原研では(財)原子力安全研究協会に検討専門委員会及び分科会を組織し、我が国の技術基準に立脚しつつ、ITERに特有な技術基準の整備を進めてきた。本報では、ITERの安全上の特徴や構造上の特徴を概設しそれに基づく安全確保の考え方及び機械機器の構造健全性にかかわる基準案の概要について述べる。

論文

建設に踏み出すITER

羽田 一彦

日本機械学会動力エネルギーシステム部門ニュースレター, (25), p.2 - 3, 2002/10

ニュースレターの特集記事として、ITERの構造,主要仕様,主な特徴を紹介した後、ITERの建設に向けた動き、並びに、国内活動として行政庁による法規制に関する検討状況及び構造技術基準,耐震免震設計基準等の基準類の開発状況を紹介した。

論文

Safety design concepts for ITER-tritium facility; Toward construction in Japan

大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.

Fusion Science and Technology, 41(3), p.642 - 646, 2002/05

ITER日本建設のため準備されている安全規制の枠組みに関し、科学技術庁の技術顧問会は「ITER施設の安全確保の基本的な考え方の確立について」に、その技術的見地からの考え方を示した。この報告書では、ITERにおける安全確保の目標を、一般公衆と作業従事者を放射性物質による放射線障害から守ることとしている。そのために、核融合反応の受動的終息性や、低い崩壊熱密度等の、ITER施設の安全上の特徴を考慮して、安全設計と安全評価における技術的要件としての基本的な安全性の原則及びアプローチを定めた。すなわち、上記の目標を達成するため、平常運転時におけるALARAの原則の履行,放射性物質を内蔵する機器の構造健全性の確保による事故の防止を行い、コンファインメント施設を設けることで万が一の事故時でも環境中への放射性物質放出を抑制し公衆の過度の放射線被ばくを防止する。ここでは日本における安全性の原則,考え方,技術基準に基づくトリチウムの安全設計概念等について述べる。

論文

Main features of ITER vacuum vessel and approach to code application

中平 昌隆; 武田 信和; 羽田 一彦; 多田 栄介; 宮 健三*; 朝田 泰英*

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/04

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、トリチウム及び放射化ダストの障壁を形成する主要機器である。超高真空を実現するため機能上の要求が大変厳しく、規格を考えるうえではむしろ機能要求が安全要求よりも影響が大きい。ITER真空容器の規格上の特殊性は、複雑な構造と電磁力である。形状はトーラス形状でリブ付二重壁構造であり、トーラスの断面はD型である。電磁力は一様でないため、構造も荷重も軸対称を前提とした従来の規格をそのまま適用するのは困難である。また、二重壁構造のためリブと外壁のT継手,現地溶接継手は片側からしかアクセスできない。リブと外壁のT継手は部分溶け込みの特殊な溶接となる。これらの特殊事情により、新しい規格の開発を開始した。R&D計画では特殊な継手の継手効率及び疲労強度減少係数の取得,片側からの超音波検査の適用性試験,すきま腐食感受性試験,検査フリー溶接の適用性等の試験検討を実施していく予定である。本論文では、ITER真空容器の規格上の特殊性,新規格の概念と新規格を適用するうえでのR&Dの成果と計画について述べる。

論文

New cryogenic steels and design approach for ITER superconducting magnet system

中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 奥野 清; 羽田 一彦; 多田 栄介

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00

日本原子力研究所は、米国機械学会(ASME)の原子力圧力容器コードであるASMEセクションIIIのデビジョン4のコード・ケースとして、ITERの構造設計基準を作成する作業をASMEと共同で開始した。この基準は、ITERの各コンポーネントごとに特別に開発された技術,材料等を反映したこれまでにないコードとなる予定である。このうち、超伝導マグネットに関する基準では、原研が開発した極低温でも十分な靱性を有する新しいオ-ステナイト系ステンレス鋼(JJ1,JK2)を使用し、4Kの許容応力を耐力の2/3の値のみによって決定することなどを提案し、基準化を進める予定である。本論文では、このような新構造材料及び超伝導マグネットの運転上の特徴を考慮した設計手法の妥当性について述べる。

論文

Study on decay heat removal of compact ITER

鶴 大悟; 閨谷 譲; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 大平 茂; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 羽田 一彦; 多田 栄介

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.985 - 989, 2001/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.79

コンパクトITERの固有の安全性を踏まえた安全確保の考え方の構築の一環として、全冷却系が機能してない条件下での崩壊熱による各機器の温度上昇を見積もることにより非常用冷却系の必要性を検討した。全冷却系の全冷却材が瞬時に喪失し、機器間は輻射により熱伝達され、クライオスタットがヒートシングとなるといった極端に仮想的な条件にも関わらず、真空容器の最高温度は500$$^{circ}C$$近辺に留まり、なおかつ温度上昇は非常に緩やかで最高温度に到達するのが100日後であった。以上の結果より、コンパクトITERでは崩壊熱密度の小ささから、非常用冷却系が無くても輻射により崩壊熱が除去可能である見通しを得た。併せて、第一壁が一体型である場合及び真空容器冷却系が機能している場合の温度上昇に関して感度解析を行った。

論文

Safety activities in JAERI related to ITER

大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.

Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.515 - 522, 2001/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.79

原研で開始されている、ITERの安全設計検討、建設のための設計の具体化、設計基準の整備のための検討の現状及びITERの安全に関するR&Dについて概説する。ITERの安全設計と技術的に考慮すべき要件の検討の過程で考慮されるべき重要な要素として、固有の安全性及び高いレベルの受動的安全性があげられる。これらの安全上の特徴により、基本的に異常の事故への拡大は特別の対処なしに防止可能であり、気密性を持った一次閉じ込め系とこれを取り囲むコンファイメント施設とによりITERの安全確保が可能であることについて述べる。ITERに特徴的な機器の構造設計基準や日本への立地の際に必要とされる免震設計の基準確立のための委員会における検討状況や、原研において進められている、トリチウム閉じ込め、免震構造設計、ICE/LOVA事象等にかかわるITERの安全性に関するR&Dについても報告する。

報告書

実用高温ガス炉水素製造システムの検討

西原 哲夫; 羽田 一彦; 西村 邦幸*

JAERI-Tech 2000-046, 54 Pages, 2000/07

JAERI-Tech-2000-046.pdf:2.72MB

原研では高温ガス炉の核熱利用システムとして、天然ガスの水蒸気改質水素製造システムの技術開発を進めている。本システムが実用化される前提として、将来、大規模な水素需要の増加が不可欠である。そこで、21世紀中旬までのエネルギー需要を調査し、石油代替燃料の必要性を示すとともに、水素需要を予測し、水素エネルギーの必要性を明らかにした。また、高温ガス炉の熱利用システムとして、水素製造が最も適していることを明らかにし、実用システムの基本系統構成及び経済性について検討した。その結果、軽水炉の核熱費を仮定すれば、高温ガス炉水蒸気改質水素製造システムの水素製造単価は約13.5円/m$$^{3}$$となる。

論文

時間とともに硬化する構造物の熱応力ラチェット解析

羽田 一彦

日本機械学会論文集,A, 65(636), p.108 - 115, 1999/08

定常1次応力の下で熱応力が繰り返し作用する構造要素について、熱時効や中性子照射による降伏応力の上昇を適切に考慮し、累積する熱応力ラチェットひずみが許容値内に収まるように繰り返し熱応力の範囲を合理的に定めるための設計手法を開発する。降伏応力が時間とともに上昇する場合の変形挙動は、降伏応力一定の場合とは異なって過渡的な変形モードが新たに現れ、計9つのモードに分類できる。これらの変形モードを生ずる熱応力の範囲並びに熱サイクルごとのラチェットひずみ増分は、当該サイクル及びその1つ前のサイクルにおける降伏応力値により一意的に定まることがわかった。新しく提案した熱過渡事象の発生頻度を統一的に表す時間関数モデルを用い、各変形モードの熱応力範囲及びラチェットひずみ増分を時間の関数として導出した。これにより、ラチェットひずみが許容値内に収まる熱応力の範囲を時間の関数として定めることができた。

論文

高温ガス炉水素製造システムの製品水素へのトリチウム移行量評価

西原 哲夫; 羽田 一彦

日本原子力学会誌, 41(5), p.571 - 578, 1999/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:61.46(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉水素製造システムでは、原子炉で発生したトリチウムの製品水素への移行を可能な限り低減する必要がある。さらに、水素製造システムでは、過剰に供給する水蒸気を再利用することによりトリチウム水が蓄積され、さらに製品水素のトリチウム量を増加させる可能性がある。そこで、製品水素を非放射性物質として位置づける観点から製品水素のトリチウム濃度の目標値を5Bq/g-H$$_{2}$$と定めた。そして、その目標値を満足させるためには、水素を生成する反応器のみならず、原子炉1次系と水素製造システムの間に設ける中間熱交換器もトリチウム透過量を抑制する必要があり、この手段として酸化膜やコーティングが有効であること、並びに、水素製造システムでリサイクル水のトリチウムを回収する必要はないことを明らかにした。

論文

高温ガス炉HTTRを用いた水素製造システムの炉外実証試験計画

稲垣 嘉之; 武田 哲明; 西原 哲夫; 羽田 一彦; 林 光二

日本原子力学会誌, 41(3), p.250 - 257, 1999/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.32(Nuclear Science & Technology)

HTTRの熱利用系として天然ガスの水蒸気改質による水素製造システムを計画している。本報告書は、原子炉と水素製造システムを接続するに当たり必要な炉外実証試験計画について述べる。炉外実証試験は、(1)水素製造システムの運転制御技術の開発、水蒸気改質器等高温機器の実証を目的とした炉外技術開発試験、(2)ヘリウムガスとプロセスガスの圧力境界であるハステロイXR製触媒管の材料強度に及ぼす腐食及び水素脆化の影響を調べる触媒管健全性試験、(3)原子炉から製造された水素へのトカマク透過量の評価手法を確立する水素透過試験から構成される。炉外技術開発試験装置は、HTTR水素製造システムの中間熱交換器から下流の主要機器を1/30スケールで模擬した試験装置で、2000年に完成予定である。触媒管健全性試験及び水素透過試験は、現在実施中であり、2000年まで行う計画である。

論文

Research and development of hydrogen production systems with HTGR in Japan

宮本 喜晟; 塩沢 周策; 小川 益郎; 秋野 詔夫; 羽田 一彦; 稲垣 嘉之; 清水 三郎; 小貫 薫

Proc. of 9th Canadian Hydrogen Conf., p.205 - 213, 1999/00

本報告は、現在原研で進めている核熱を利用した水素製造システムに関する研究開発について述べたものである。HTTRからの核熱を利用して水素を製造する世界で初めての実証試験を行うため、水蒸気改質法によるHTTR水素製造システムの概念設計等を進めている。また、この実証試験に先立ち、HTTR水素製造システムの約1/30の炉外技術開発試験装置の建設を進めている。一方、最終的に水からの水素製造を目指し、熱化学法の一種であるISプロセスの研究を進めている。ISプロセスの実験室規模での基礎実験の結果、48時間の安定な水素製造に成功し、この結果をもとに、次の段階の研究に移行しているところである。これら水素製造に関する研究開発の現状をまとめた。

論文

Development program on hydrogen production at JAERI

宮本 喜晟; 塩沢 周策; 小川 益郎; 羽田 一彦

Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 7 Pages, 1999/00

本報告では、現在原研で進めている高温ガス炉からの核熱を利用した水素製造に関する研究開発の概要について述べる。この核熱利用水素製造では、天然ガスの水蒸気改質によるHTTR水素製造実証試験のため研究開発及び熱化学法の一種であるISプロセスによる水からの水素製造のための研究を進めている。HTTRを用いた水素製造については、HTTR水素製造システムの設計、このシステムでの実証試験に先立つ炉外技術開発試験装置の製作、水素透過試験及び触媒管健全性試験を実施している。ISプロセスについては、化学実験で48時間の連続水素製造に成功し、工学試験の第一段階として、閉サイクル連続水素製造試験装置の製作に着手した。これら水素製造に関する研究開発の計画、技術・研究開発課題、並びに研究開発の現状について述べる。

論文

Out-of-pile demonstration test of hydrogen production system coupling with HTTR

稲垣 嘉之; 西原 哲夫; 武田 哲明; 羽田 一彦; 林 光二

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00

日本原子力研究所は、高温核熱利用の実証を目的として熱出力30MWの高温ガス炉HTTRの建設を進めており、その熱利用系として天然ガスの水蒸気改質による水素製造システムが計画されている。本論文は、原子炉と水素製造システムを接続するに当たり必要な炉外実証計画について報告するもので、次の3つの試験から構成される。炉外技術開発試験では、HTTR中間熱交換器から下流の水素製造システムを1/30スケールで模擬した試験装置を用いて、水素製造システムの運転制御技術、水蒸気改質器等高温機器の開発・実証を行うもので、試験装置は2000年に完成予定である。触媒管健全性試験では、腐食及び水素脆化のハステロイXRの材料強度に及ぼす影響を調べ、水素透過試験では原子炉から製造された水素へのトリチウム透過量の評価手法を確立する。触媒管健全性試験及び水素透過試験については、2000年まで実施する計画である。

論文

Overview of HTGR heat utilization system development at JAERI

宮本 喜晟; 塩沢 周策; 小川 益郎; 秋野 詔夫; 清水 三郎; 羽田 一彦; 稲垣 嘉之; 小貫 薫; 武田 哲明; 西原 哲夫

IAEA-TECDOC-1056, p.191 - 200, 1998/11

日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて核熱利用系の実証試験計画を進めている。HTTRに接続する最初の熱利用系は10MWの熱によるメタンガスの水蒸気改質システムを選定している。このシステムに用いる水蒸気改質器の性能を向上させるため、バイオネット型触媒管及びヘリウムガスと触媒管表面の伝達促進構造を採用している。熱利用系をHTTRに接続する前に必要な安全審査等のため、炉外技術開発試験を行う。この試験は、電気ヒータでヘリウムガスを加熱するHTTR熱利用系の1/30規模の試験装置を用いて実機の制御性、運転特性等を把握する。試験装置の製作は今年から着手されており、2001年から試験を実施する。一方、熱利用系の基盤研究として熱化学法ISプロセスによる水からの水素製造研究を進め、実験的に水素の発生を確認した。

論文

Developments of nuclear heat utilization systems for high-temperature gas-cooled reactor in JAERI

宮本 喜晟; 塩沢 周策; 秋野 詔夫; 小川 益郎; 羽田 一彦; 椎名 保顕; 清水 三郎; 稲垣 嘉之; 小貫 薫; 文沢 元雄; et al.

Proc. of 9th Annual U. S.Hydrogen Meeting, p.367 - 369, 1998/00

本報告は原研における高温ガス炉の核熱利用系に関する開発研究の現状を述べたものである。原研では我が国初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する高温核熱利用システムとして、早期に実用化が可能であるメタンの水蒸気改質による水素製造システムの技術開発を進めている。本報告では、HTTRに接続する水素製造システムの概念設計、水素製造システムの技術開発に必要な基本特性を明らかにするための要素技術試験の現状とこれまでに行った水蒸気改質基礎試験及び水の熱化学分解による水素製造(IS)プロセスの連続試験で得られた結果の概要を述べたものである。

報告書

HTTR熱利用系の炉外技術開発試験; 水素製造システムの運転制御系の構成と過渡特性

稲垣 嘉之; 羽田 一彦; 西原 哲夫; 武田 哲明; 日野 竜太郎; 羽賀 勝洋

JAERI-Tech 97-050, 125 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-050.pdf:2.96MB

HTTRによる高温核熱利用の有効性の実証を目的として、天然ガスの水蒸気改質による水素製造システムの建設を計画している。本報告書は、炉外技術開発試験装置の運転制御系の構成と解析による試験装置の過渡特性について述べたものである。HTTR接続の水素製造システムでは、システムの起動・停止等の過渡時において、HTTRに外乱を与えない制御系及び運転シーケンスを構築することが重要であった。このことを考慮して、炉外技術開発試験装置では、運転モードを定格時運転モードと異常時運転モードに分類し、各々について運転シーケンスを設定した。定格時運転シーケンスは、HTTRと水素製造システムの起動から定格運転状態、停止に至るまでのものである。異常時運転シーケンスは、システム異常のために原料ガスの供給が停止する事故条件を模擬したもので、ヘリウムガスは蒸気発生器で受動的に冷却される場合である。この手順を動特性解析上で再現し、システムの過渡特性を調べた。その結果、設定した運転制御系は適切であることを確認した。

報告書

高温ガス炉-水素製造システムの安全設計の考え方の提案; 火災・爆発事故対策を中心に

西原 哲夫; 羽田 一彦; 塩沢 周策

JAERI-Research 97-022, 110 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-022.pdf:4.1MB

高温ガス炉-水素製造システムの安全性に関する検討を行い、以下に示す安全設計の考え方等を提案した。原子炉建家内部の火災・爆発に対しては、その破損により可燃性物質が流入するおそれのある機器・配管を耐震レベルA$$_{s}$$もしくはC(S$$_{2}$$)で設計し、これらの配管を引き回すトレンチ等を窒素雰囲気とすることを提案した。原子炉建家外部の火災・爆発に対しては、水素製造プラントと原子炉の安全上重要な機器との間に離隔距離を取ることを提案した。対象とすべき事故は、大規模液面火災、ファイヤーボール、容器内爆発及び蒸気雲爆発とし、特に蒸気雲爆発に対しては新しい評価方法の考え方を提案した。システム配置上近接立地が要求される場合には、可燃性物質貯蔵タンクを地下埋設式常圧貯蔵タンクとし、強制排気システムを設置することを提案した。

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