検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 13 件中 1件目~13件目を表示
  • 1

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

大規模土砂移動発生履歴の高精度復元に向けた埋没樹木の年代測定; 歴史時代に中部山岳地域で発生した事例

山田 隆二*; 木村 誇*; 苅谷 愛彦*; 佐野 雅規*; 對馬 あかね*; Li, Z.*; 中塚 武*; 國分 陽子; 井上 公夫*

砂防学会誌, 73(5), p.3 - 14, 2021/01

本研究では、深層崩壊発生履歴の高精度・高分解能復元に有効な試料採取および選定方法と年代値の適切な取扱について議論した。中部山岳地域で大規模な深層崩壊が発生した2箇所(ドンドコ沢岩石流れと大月川岩屑流)の土壌埋没樹木を試料とした事例研究を行った。年代測定は加速器質量分析計による放射性炭素年代測定法と酸素同位体比年輪年代測定法で行った。ドンドコ沢岩石流れによる堰止湖沼堆積物中から採取した試料は、887年の五畿七道地震に関連する年代値を示し、それ以前に他のイベントが存在した可能性も示唆した。一方、大月川岩屑流による崩壊堆積物から採取した試料年代値は特定の時期に集中しなかった。大規模土砂移動現象の発生年を正確に知るための試料として保存状態の良い大径樹幹や枝を用いることによって、大雨や大規模地震を示した古文書との対比も可能であることがわかった。

報告書

トリチウムを含んだ照射試験体のJMTR炉心からの取出試験

冨田 健司; 土谷 邦彦; 小沼 勇一; 井上 修一; 渡邊 浩之; 斎藤 隆; 菊地 泰二; 林 君夫; 北島 敏雄

JAEA-Technology 2008-036, 61 Pages, 2008/06

JAEA-Technology-2008-036.pdf:7.47MB

材料試験炉(JMTR)を照射場として、トリチウム増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球充填体を装荷した照射試験体を用いた第2期照射試験(ORIENT-II,JMTRキャプセル名:99M-54J)の終了に伴い、JMTR炉心からの照射試験体の取出方法の検討及び取出試験を行った。まず、照射試験体,スイープガス配管,接続箱・保護管等に残留するトリチウムの除去試験を行うとともに、微小球を充填した充填体の配管からのトリチウム漏洩を防止するための閉止栓の溶封試験を行った。次に、得られた試験結果に基づき、照射試験体の取出方案を策定し、試験体の取出試験を行った。本報告書は、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射試験体の取出しに備えて行った、トリチウム除去に関する特性試験及び閉止栓の溶封試験結果、並びに、照射試験体の取出し試験及びそこから得られた知見についてまとめたものである。

論文

核融合の研究開発

牛草 健吉; 関 昌弘; 二宮 博正; 乗松 孝好*; 鎌田 裕; 森 雅博; 奥野 清; 柴沼 清; 井上 多加志; 坂本 慶司; et al.

原子力ハンドブック, p.906 - 1029, 2007/11

原子力ハンドブックの第VIII章核融合の研究開発において、核融合炉の概念,炉心プラズマ物理と炉心制御技術,国際熱核融合実験炉(ITER)計画,核融合ブランケット技術,核融合燃料循環処理技術,核融合炉用材料技術,核融合動力炉概念とシステム工学課題について、研究の現状を解説する。

論文

Effects by sea wave on thermal hydraulics of marine reactor system

石田 紀久; 楠 剛; 落合 政昭; 八尾 敏明*; 井上 公夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(8), p.740 - 751, 1995/08

 被引用回数:24 パーセンタイル:89.45(Nuclear Science & Technology)

原子力船「むつ」の実験航海において、波浪による船体運動が原子炉に及ぼす影響を調べるための実験が行われた。波に対して追い波、横波及び向い波状態で航行し、プロペラ負荷変動が蒸気流量の変動を介し、原子炉出力に変動をもたらす様子の一連のデータを測定した。この時の蒸気流量の変動から原子炉出力変動までの応答特性を、熱水力解析コードRETRAN-02/GRAにより時間領域で解析した。さらに、周波数解析により、周波数応答関数を求めた。実験から、追い波では出合い波周期が15~20秒と長くなりその結果、原子炉出力が変動し荒海域(有義波高約4m)で、主機タービン回転数を一定にして運転した時には約6%の炉出力変動が得られた。蒸気流量に対し原子炉出力の応答は1次遅れ関数的に変化することが解析から明らかになった。

報告書

疑似不規則信号を用いた原子力船「むつ」動特性同定実験,(III); 第3回実験

林 光二; 島崎 潤也; 鍋島 邦彦; 篠原 慶邦; 井上 公夫*; 落合 政昭

JAERI-Research 95-015, 172 Pages, 1995/03

JAERI-Research-95-015.pdf:4.53MB

原子力船「むつ」の原子炉プラント動特性を評価する目的で、疑似不規則2値信号(PRBS)を用いた3回目の炉雑音実験を第3次実験航海中の1991年9月16日に実施した。第3回実験は、前2回の実験と異なる海象・炉出力条件下のデータ測定を目的に、炉出力70%、通常海域の条件下で制御棒または主蒸気弁の手動操作によりPRBSを印加する反応度外乱実験ならびに負荷外乱実験を実施し、プラント反応信号や船体加速度信号を測定した。本報告は、実験計画、実験の実施要領書と実験の記録、データ収録条件、収録したデータの信号波形ならびにパワースペクトル解析の結果をまとめたものである。

報告書

疑似不規則信号を用いた原子力船「むつ」動特性同定実験,II; 第2回実験

林 光二; 島崎 潤也; 鍋島 邦彦; 篠原 慶邦; 井上 公夫*; 落合 政昭

JAERI-Research 95-004, 178 Pages, 1995/01

JAERI-Research-95-004.pdf:4.66MB

原子力船「むつ」の原子炉プラント動特性を評価する目的で、第3次実験航海中の1991年8月30日に、類似不規則2値信号を用いた第2回炉雑音実験を実施した。第2回実験は炉出力50%、静穏海域のプラント運転条件下で、制御棒または主蒸気弁の手動操作により類似不規則2値信号を印加する反応度外乱実験ならびに負荷外乱実験を実施し、プラント応答信号や船体加速度信号を測定した。さらに、各疑似不規則外乱の効果を評価するために、各実験後に、自然状態下でのプラント雑音信号を測定した。本報告は、実験の計画、実施要領書と実験の記録、データ収録条件、収録したデータの信号波形ならびにパワースペクトル解析の結果をまとめたものである。

報告書

疑似不規則信号を用いた原子力船「むつ」動特性同定実験,I; 第1回実験

林 光二; 島崎 潤也; 鍋島 邦彦; 篠原 慶邦; 井上 公夫*; 落合 政昭

JAERI-M 93-194, 163 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-194.pdf:4.63MB

原子力船「むつ」の原子炉プラント動特性を評価する目的で、疑似不規則2値信号(PRBS)を用いた炉雑音実験を計画し、実験法や実験条件の調査確認を目的とする第1回実験を第1次実験航海中の1991年3月4日に実施した。炉出力70%、静穏海域下で、制御棒または主蒸気弁の手動操作によりPRBSを印加する反応度外乱実験ならびに負荷外乱実験を行い、プラント応答信号や船体加速度信号を測定した。この結果、(1)事前に検討した実験方法と条件が妥当であること,(2)PRBS外乱を印加してもプラント状態は安定であること,(3)測定データの質も解析に十分である、などが確認できた。本報告は実験の計画、準備、実験の記録、データ収録条件ならびに信号波形とパワー・スペクトル解析の結果をまとめたものである。

論文

Response to severe changes of load on the reactor system of nuclear ship Mutsu

石田 紀久; 楠 剛; 落合 政昭; 田中 義美*; 八尾 敏明*; 井上 公夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(2), p.116 - 130, 1993/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:61.41(Nuclear Science & Technology)

原子力船「むつ」出力上昇試験で実施した試験のうち、最も負荷変動の大きい「負荷増加試験」、「前後進切換試験」及び「主機トリップ試験」について、その試験結果に基づき、大負荷変動に対する炉プラント応答特性について述べる。これらは陸上発電炉では通常経験しない舶用炉特有の負荷変動条件に対応させて実施したものである。負荷増加試験においては、蒸気流量を約25%から約70%まで約13秒間に増加させた。前後進切換試験においては、初期炉出力100%の前進側タービン運動状態から、主機を停止し、それから50秒後に後進タービンを炉出力60%相当のところまで運転した。主機トリップ試験においては初期炉出力100%の運転状態から手動でトリップさせた。以上の急激な負荷変動に対し、原子炉はいずれの場合にもスクラムせず、加圧器逃弁及び主蒸気ダンプ弁が作動せず、かつ原子炉自動制御系に対し手動調整することなく、プラントは安定的に定常状態に成定的に定常状態に整定した。大負荷変動時と小負荷変動時には、炉出力及び蒸気発生器圧力の応答に違いが見られる。

報告書

プラント静特性及び動特性試験; 原子力船「むつ」出力上昇試験報告

石田 紀久; 楠 剛; 田中 義美*; 井上 公夫*; 八尾 敏明*; 落合 政昭; 釜井 理*; 北村 敏勝

JAERI-M 92-123, 108 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-123.pdf:3.64MB

原子力船「むつ」の出力上昇試験を平成2年3月29日から同年12月14日にかけて実施した。試験は、炉出力レベルに応じてphaseO~phaseVの6段階におけて、3月~4月に岸壁においてphase0及びIの試験を、7月~12月の4回の航海においてphaseII~Vの試験を行った。本報告書は、このうちのプラント静特性及び動特性に係る試験結果についてまとめたものである。静特性に係る試験では、低出力での温度上昇率測定等による核計装較正、高出力でのヒートバランス測定、原子炉蒸気による主給水系駆動、補助缶蒸気切換等計13項目について実施した。動特性に係る試験では、炉出力及び給水制御系の動作確認、小負荷変動、負荷増加、主機トリップ、前後進切換さらに旋回等操船のプラント応答性能確認の他、スクラム時の原子炉停止機能、単ループ運転確認計11項目について実施した。試験結果はあらかじめ設定した判定基準をすべて満足した。この判定基準には、例えば、動特性に係る動特性試験に対して以下の事項が設けられた。(1)原子炉過渡応答に異常がなく、またスクラムしないこと。(2)加圧器逃し弁が作動しないこと。

論文

Thermal hydro-dynamics behavior of the nuclear-powered ship MUTSU in the power-up test

石田 紀久; 楠 剛; 田中 義美*; 八尾 敏明*; 井上 公夫*; 落合 政昭; 原子力船「むつ」出力上昇試験プロジェクト

Proc. of the lst JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.521 - 526, 1991/00

原子力船「むつ」の出力上昇試験及び実験航海時の(1)タービントリップ試験、(2)負荷増加試験、(3)前後進切換試験、(4)単ループ運転試験(実施予定)及び船体運動下での定速運転並びにこれらを船体運動を模擬出来る様改良したRETRAN-02/GRAVコードによる解析結果について述べる。「タービントリップ試験」においては、炉出力はトリップ後約3分以後に約20%(基底負荷相当)に整定し、蒸気発生器水位は一旦約7%低下した後に初期水位に戻る。「負荷増加試験」においては、負荷の20%から70%に約2.4%/秒で増加するのにつれて炉出力もこれに追随し、一次系及び二次系とも約10分後に定常状態となる。「前後進切換試験」においては負荷の急変化(70%$$rightarrow$$20%(50秒)$$rightarrow$$65%)に対し、炉出力及び加圧器圧力等は自動制御系の作動によりこれに追随した。加圧器水位及び蒸気発生器水位が船体運動により変動した。解析はこれらを良く模擬することが出来た。

論文

NSRRによるステンレス鋼被覆燃料棒の出力急昇時の健全性確認試験

片西 昌司; 京谷 正彦; 井上 公夫*; 藤城 俊夫; 落合 政昭

日本原子力学会誌, 32(7), p.711 - 713, 1990/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

NSRRにおいて、SUS被覆燃料棒を用いて通常運転時に想定される最も急激な出力変動の過程を模擬する炉内実験を行い、温度挙動とPCMIについて検討した。実験では、試験燃料棒の線出力密度を55W/cmから299W/cmへ30秒間で上昇させた。実験の結果、最高出力に達しても被覆管表面温度は100$$^{circ}$$Cであり、また、被覆管の酸化も認められなかった。さらに、被覆管とペレットの伸びの量の過渡変化測定結果においてPCMIの発生は認められなかった。これらの実験結果から、通常運転時の最も急激な出力変動の条件においても、核沸騰領域を超えることはなく、PCMIも起こっておらず燃料棒の健全性は保たれることが確認された。

報告書

SUS被覆管燃料のためのRELAP4-EMとTOODEE2の改良

井上 公夫*; 田辺 文也; 松本 潔

JAERI-M 9200, 88 Pages, 1980/11

JAERI-M-9200.pdf:3.06MB

原子炉船「むつ」の非常用炉心冷却装置の性能評価の解析を行なうにあたってWREM-Jを「むつ」解析用に修正・改良した。「むつ」原子炉に装荷されている燃料棒は通常の軽水炉型動力炉とも比較して(1)ギャップガス中に占める水蒸気の割合が大きい、(2)燃料棒被覆材料がSUSであり、(3)燃料棒が短いという特徴をもっている。RELAP-4-EMとTOODEE2を上記の特徴(1)、(2)を考慮に入れることができるように修正・改良した。

報告書

放射性プラスチック廃棄物減容化技術調査研究; 再処理施設における使用済みプラスチック分析試料ビンの減容処理技術の調査研究

武田 維博; 井上 公雄*; 岩永 雅之; 北川 一男*; 上村 順一; 原田 稔*; 長谷川 泊己*

PNC TN841 80-25, 169 Pages, 1980/04

PNC-TN841-80-25.pdf:6.79MB

再処理施設の運転、保守等に伴ない発生する汚染プラスチック廃棄物は使用用途に応じ、その性状も種々であり、したがってその処理法も様々なものが考えられている。これら廃棄物の中でも分析サンプルを採取する試料ビンは定常的に相当量が発生し、サンプル溶液の付着残留を考慮し、高放射性固体廃棄物貯蔵庫へ併設された汚染機器貯蔵庫へ投棄貯蔵されているが、貯蔵容量を有効に利用する上で、また、施設用途からも占有率の高い現在の投棄形態は得策ではない。この様な観点から、一般産業廃棄物処理に用いられるプラスチック廃棄物の処理技術の検討て減容化技術の検討を、文献調査を中心に、一部簡単な実験をまじえ実施した。種々、得失、問題点の比較検討評価から、基本的な処理法として、圧縮、破砕の2法を選び、現施設への適用を考慮した設備概念をまとめるとともに開発実用化のための問題点も摘出した。

13 件中 1件目~13件目を表示
  • 1