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論文

First-principles calculation of mechanical properties of simulated debris Zr$$_x$$U$$_{1-x}$$O$$_2$$

板倉 充洋; 中村 博樹; 北垣 徹; 星野 貴紀; 町田 昌彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.915 - 921, 2019/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:23.13(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所の炉内にある燃料デブリの機械的特性を明らかにするため、模擬デブリである二酸化ウラン・二酸化ジルコニウム溶融物についてその弾性定数と破壊靭性を第一原理計算で評価し、二酸化ジルコニウムの割合の影響を調べ、模擬デブリを用いた実験結果と比較を行った。その結果、実験で観測されている、二酸化ジルコニウム割合の増加に伴う急激な破壊靭性の増加は、二酸化ジルコニウムの複数の相の混在によるものと考えられるという結論を得た。

論文

Mechanical properties of cubic (U,Zr)O$$_{2}$$

北垣 徹; 星野 貴紀; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 宏*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031011_1 - 031011_7, 2018/07

Evaluation of fuel debris properties is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this research, the mechanical properties of cubic (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 10-65% ZrO$$_{2}$$ are evaluated. In case of the (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing less than 50% ZrO$$_{2}$$, Vickers hardness and fracture toughness increased, and the elastic modulus decreased slightly with increasing ZrO$$_{2}$$ content. Moreover, all of those values of the (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 65% ZrO$$_{2}$$ increased slightly compared to (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 55% ZrO$$_{2}$$. However, higher Zr content (exceeding 50%) has little effect on the mechanical properties. This result indicates that the wear of core-boring bits in the 1F drilling operation will accelerate slightly compared to that in the TMI-2 drilling operation.

論文

Mechanical properties of fuel debris for defueling toward decommissioning

星野 貴紀; 北垣 徹; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 浩史*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

In the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F), safe and steady defueling work is requested. Before the defueling in 1F, it is necessary to evaluate fuel debris for properties related to the defueling procedure and technology. It is speculated that uranium and zirconium oxide solid solution is one of the major materials of fuel debris in 1F, according to TMI-2 accident experience and the results of past severe accident studies. In this report, mechanical properties of uranium and zirconium oxide solid solution evaluated in the ZrO$$_{2}$$ content range from 10% to 65%.

論文

R&D status on water cooled ceramic breeder blanket technology

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1131 - 1136, 2014/10

 被引用回数:17 パーセンタイル:84.87(Nuclear Science & Technology)

我が国の原型炉ブランケット開発の最重要ステップとして、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)の開発が進められている。TBM試験と原型炉ブランケット開発のために、モジュール製作技術開発、増殖増倍材ペブル製作技術、トリチウム生成率評価試験と構造設計が行われている。実機構造材F82Hを用いた製作技術開発は、F82Hの工学物性値の評価結果に基づいて実施され、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の接合、厚さ90mmの後壁の実規模モックアップの製作に成功した。モジュール筐体モックアップの製作を検討している。また、トリチウム生産のために必要な技術として、高温での耐久性に優れた先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発を進めた。また、核融合中性子研究施設(FNS)を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

論文

Fission product separation from seawater by electrocoagulation method

北垣 徹; 星野 貴紀; 三本松 勇二; 矢野 公彦; 竹内 正行; 五十嵐 武士*; 鈴木 達也*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 296(2), p.975 - 979, 2013/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:37.15(Chemistry, Analytical)

At the Fukushima Daiichi NPPs, a large amount of seawater containing high activity fission product was accumulated and its treatment has been serious problem. Electrocoagulation method is expected to be part of a useful separation system that can reduce the amount of waste and decrease processing time. In this study, powdered adsorbents, such as ferrocyanide and zeolite, added to seawater containing simulated fission products, and electrocoagulation effect were investigated. As a result, more than 99% of Cs and I were removed. Moreover, rapid solution reactivity with heat was not observed, so the thermal risk of aqueous processing of the aggregation would be low. In addition, thermal analyses showed that the electrocoagulation process did not lead to thermal decomposition. Therefore, in the case electrocoagulation method is applied to decontamination system, it has the potential to thermally stabilize and reduce waste.

論文

Development of the water cooled ceramic breeder test blanket module in Japan

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鈴木 哲; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 山西 敏彦; 星野 毅; 中道 勝; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1363 - 1369, 2012/08

 被引用回数:33 パーセンタイル:93.74(Nuclear Science & Technology)

核融合ブランケットの開発においては、ITERの核融合環境を用いて、モジュール規模で増殖ブランケットの試験を行う、ITERテストブランケット・モジュール(TBM)試験は、原型炉へ向けた重要なマイルストンである。我が国は、水冷却固体増殖TBMを主案として試験を実施するためにその製作技術開発を進めている。我が国は、これまでに開発した接合技術を用いて、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の組合せ試験にも成功した。さらに、厚さ90mmの後壁の製作技術についても、模擬材料を用いたモックアップの製作を終了した。モジュール製作技術をほぼ見通した。また、トリチウム生産のために必要な技術として、先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発や、核融合中性子を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:125 パーセンタイル:98.18(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

論文

R&Ds of a Li$$_2$$TiO$$_3$$ pebble bed for a test blanket module in JAEA

谷川 尚; 星野 毅; 河村 繕範; 中道 勝; 落合 謙太郎; 秋場 真人; 安堂 正己; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; 林 君夫; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055021_1 - 055021_6, 2009/05

 被引用回数:20 パーセンタイル:64.19(Physics, Fluids & Plasmas)

原子力機構が開発を進めている、固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールについて、特に増殖材料に関する最新の研究成果を報告する。増殖材料の化学的安定性の向上を目的とし、Li$$_2$$O添加型のLi$$_2$$TiO$$_3$$の開発に成功した。増殖材微小球の充填体の熱機械挙動については、実験的にデータを取得し、各物性値を体系的に整理しモデル化した。テストブランケットモジュール内に設置可能な核計測手法として放射化箔法を提案し、基礎試験において実機への適用性を確認した。水冷却方式において重要なトリチウムの透過については、開発した透過低減皮膜の効果を実験によって確認するとともに、得られたデータを元にして運転条件における透過量を評価した。これらの成果に基づき、テストブランケットモジュールの設計が進められている。

口頭

遠心抽出器における溶媒フラッシュアウトの運転条件の調査

荒井 陽一; 荻野 英樹; 小野瀬 努*; 星野 貴紀; 加瀬 健; 中島 靖雄

no journal, , 

遠心抽出器のシャットダウン運転の一つとして、溶媒フラッシュアウト運転を予定している。溶媒フラッシュアウト運転とは、放射線による溶媒劣化を避けるため、溶媒を工程内から排除する操作である。本報告では、抽出器単段による溶媒フラッシュアウト試験を実施し、運転条件に関する調査を実施した。また、その結果をもとに、抽出器12段による工学規模試験を実施し、単段試験の結果と同等であることを確認した。

口頭

遠心抽出器の設計,1; 小型遠心抽出器の流動性能評価

星野 貴紀; 荻野 英樹; 荒井 陽一; 加瀬 健; 中島 靖雄

no journal, , 

原子力機構では、遠心抽出器の開発を進めている。本報告では、小規模試験をターゲットとした小型遠心抽出器(ロータ内径13mm)の設計をし、その性能とロータ設計方法の検証のため実施した流動性能評価試験について報告する。

口頭

Status of the development of Water Cooled Solid Breeder (WCSB) test blanket module

榎枝 幹男; 鈴木 哲; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 関 洋治; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 西 宏; 大楽 正幸; et al.

no journal, , 

日本が計画しているITERテストブランケット(TBM)の第一候補として、水冷却固体増殖方式のテストブランケットの開発を、原子力機構を中心として進めている。ITER運転の初日までにTBMの製作を完了し組み込むために、実施している製作技術開発とその他の技術開発の成果を概観する。製作技術開発としては、これまで実施してきた要素技術開発の成果を適用して、実規模の第一壁のプロトタイプの製作に成功し、さらに、実機と同条件の表面熱負荷試験を実施し、熱耐久性を実証した。また、筐体内部に装着する増殖ペブル重点構造体の実規模モックアップの製作に成功した、さらに、実規模の側壁の製作に成功し、第一壁と側壁の組み立てのための接合試験に成功し、筐体製作の要件を明らかにした。本報告は、これらの水冷却固体増殖TBMの設計と開発の現状について報告をする。

口頭

小型遠心抽出器の流動性能評価

星野 貴紀; 荻野 英樹; 荒井 陽一; 加瀬 健; 中島 靖雄

no journal, , 

原子力機構では、遠心抽出器の開発を進めている。本報告では、小規模試験をターゲットとした小型遠心抽出器(ロータ内径13mm)の設計をし、その性能とロータ設計方法の検証のため実施した流動性能評価試験について報告する。

口頭

高速炉燃料の高効率溶解技術開発,8; 溶解槽の揺動効果確認試験

星野 貴紀; 池内 宏知; 佐野 雄一; 渡部 雅之; 菅沼 隆

no journal, , 

回転ドラム型連続溶解槽の処理規模が溶解性能に与える影響を"物質移動"の観点から評価するため、水-炭酸水素ナトリウム(模擬燃料)系での基礎データを取得した。また、輸送現象論的モデルを用いて、ドラム揺動と物質移動係数の関連を評価した。

口頭

高速炉燃料の高効率溶解技術開発

星野 貴紀; 池内 宏知; 桂井 清道; 近藤 賀計*; 柴田 淳広; 佐野 雄一; 渡部 雅之; 菅沼 隆

no journal, , 

FBRサイクル実用化研究(FaCT)の一環として開発を進めている先進湿式法再処理(NEXTプロセス)では、晶析工程にてウランの一部を回収することにより溶媒抽出工程の負荷低減を図っている。溶解工程においては、晶析工程に適した高濃度溶解液を安定かつ効率的に得ることが要求される。そのための技術開発として、最適な溶解プロセス条件の把握(溶解プロセス開発)、及び実用に耐え得る溶解装置として、回転ドラム型連続溶解槽の構造提示(連続溶解槽開発)が必要となる。本報告では、各技術開発に関連した最近の主要な成果概要を報告する。

口頭

FaCTフェーズI先進湿式再処理技術開発のとりまとめ,3; 燃料の高効率溶解

池内 宏知; 柴田 淳広; 佐野 雄一; 星野 貴紀; 菅沼 隆; 鷲谷 忠博

no journal, , 

本報告は、高速増殖炉サイクル実用化研究(FaCTフェーズI)の枠組みの中で、先進湿式再処理法におけるMOX燃料の高効率な溶解技術の確立に向けて行われた研究開発、及びその成果について発信するものである。回転ドラム型連続溶解槽を用いて粉化率の高いせん断燃料を20kgHM/hで溶解させる高効率溶解技術について、その技術的成立性を評価した。各種試験・評価により高濃度溶解液が得られる安定したプロセス条件を把握するとともに高濃度溶解液に対応した溶解槽内部構造を確立した。

口頭

Recent status of WCCB TBM development in Japan

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鈴木 哲; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 山西 敏彦; 星野 毅; 中道 勝; et al.

no journal, , 

我が国は、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)を主案として、ITERの核融合環境を用いて、モジュール規模で核融合環境下で増殖ブランケットの性能試験を行うための、ITER-TBM試験に向けて開発を進めている。我が国は、これまでに、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の組合せ試験にも成功した。さらに、厚さ90mmの後壁の製作技術についても、模擬材料を用いたモックアップの製作を終了した。モジュール製作技術をほぼ見通した。また、トリチウム生産のために必要な技術として、先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発や、核融合中性子を用いたとリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

口頭

シビアアクシデント後における燃料デブリの湿式処理性に関する検討,1; ウラン・ジルコニウム酸化物固溶体の硝酸溶解基礎試験

星野 貴紀; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博; 深澤 哲生*; 小原 浩史*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故で起きた1から3号機における炉心溶融において、重篤な損傷燃料の主要な物質のひとつと考えられるウラン・ジルコニウム酸化物固溶体(U,Zr)O$$_{2}$$について、硝酸への溶解性を評価するための溶解基礎試験を実施した。

口頭

シビアアクシデント後における燃料デブリの湿式処理性に関する検討,2; UO$$_{2}$$固溶化による燃料デブリの硝酸可溶化処理の提案

矢野 公彦; 星野 貴紀; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博; 深澤 哲生*; 小原 浩史*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故において1$$sim$$3号機に生成していると考えられる燃料デブリの処置方策の一環として、UO$$_{2}$$との固溶化処理により硝酸への溶解を可能とする方法を提案し、デブリの主成分のひとつと考えられる硝酸に難溶な(U,Zr)O$$_{2}$$について、飛躍的に溶解性が向上することを実験的に確認した。

口頭

溶解槽内における溶液の揺動と物質移動速度との関係評価

星野 貴紀; 佐藤 隆志; 佐野 雄一; 荻野 英樹; 青瀬 晋一

no journal, , 

照射済燃料の溶解挙動に影響を及ぼす種々の因子の一つと考えられる溶解槽内の物質移動速度について評価を行った。具体的には、水-炭酸水素ナトリウム系において小規模(1kg/h, 4kg/h規模)の回転ドラム型連続溶解装置を用いた揺動効果の確認試験を実施した。本系における物質移動係数は、10kg/h超の同装置と同様に、ドラム半径と揺動速度により定量的に整理できることを確認した。

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