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大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
井上 修一; 小室 忠男; 鍋谷 栄昭; 松井 義典; 飯田 一広; 伊藤 和之; 木村 明博; 菅野 勝
JAEA-Technology 2010-010, 27 Pages, 2012/05
JAEA-Technology-2010-010.pdf:1.99MB
沸騰水キャプセルを用いた燃料照射試験では、燃料破損時においてキャプセルから流出する核分裂生成物(FP: Fission Products)量を炉外に設置した放射線モニターで検出できる最小限にし、FPの原子炉施設内への放出を低減させる目的で沸騰水キャプセル内に希釈管を設けている。JMTR再稼動後に行う燃料異常過渡試験では、広範囲の試験条件の設定が可能なように沸騰水キャプセルの給水流量の増加が計画されている。給水流量が増加すると、放出されるFPの増大が予想されたため、給水流量をパラメータとして希釈管の希釈効果を炉外実験で確認した。本報告は、沸騰水キャプセル内の希釈管の希釈係数測定結果をまとめたものである。
相樂 洋; 井上 尚子; 川久保 陽子; 綿引 優
核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2011/11
2002年12月に第IV世代原子力システム国際フォーラム(GIF)核拡散抵抗性及び核物質防護ワーキンググループ(PRPP WG)が発足し、これまでに核拡散抵抗性及び核物質防護評価(PR&PP)評価手法開発・検討を行ってきた。2009年10月に発表された「核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉(ESFR)システム全体のケーススタディ」最終報告書では、4つの脅威シナリオに基づき、ESFRの定性的アプローチを用いたPR&PP評価デモンストレーションが行われまとめられた。本発表では、ESFRケーススタディのPR&PP評価結果に基づき、今後のPR&PP定量評価に向けた検討・考察を行う。
小沼 勇一; 井上 修一; 岡田 祐次; 作田 善幸; 菅野 勝
JAEA-Technology 2011-016, 13 Pages, 2011/06
JAEA-Technology-2011-016.pdf:3.58MB
大洗研究開発センターのJMTR(Japan Materials Testing Reactor:材料試験炉)では、キャプセル照射装置を用いた照射試験において、照射試料の温度制御能力を向上させるための取り組みを実施している。これまでに照射キャプセル内の照射試料の温度を制御する装置に、リアルタイムの原子炉出力の信号を取り込み、原子炉出力の変動に基づき、先行値制御を行うことにより照射試料の温度を精度よく制御することができるキャプセル温度自動制御装置を開発した。JMTR再稼働後においては、未知の材料挙動の解明及び材料の開発により、将来社会に向けた新たな原子力エネルギー開発に貢献し、世界でもトップレベルの高精度で温度制御された照射試験データを得られるようにするため、改良型キャプセル温度制御装置の開発を進めている。
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:48.47MBJAEA-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
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。
井上 修一; 山浦 高幸; 斎藤 隆; 菅野 勝
UTNL-R-0475, p.2_4_1 - 2_4_10, 2010/03
軽水炉燃材料の研究・開発において、JMTRでは、沸騰水キャプセル(BOCA)を開発し、燃料棒の中心温度及び内圧を測定しながら、出力急昇中における燃料のふるまいを評価している。3種類のBOCAが設計・製作されているが、中心温度及びFPガス圧力を計測するためのBOCAには、燃料試料に計装機器を直接溶接する構造である。このため、BOCAの製作費や放射性廃棄物の低減の観点から、新たなBOCAとして燃料試料への計装機器の取付をメカニカルシール構造とする検討を開始した。本発表では、メカニカルシール構造の設計製作,試作したメカニカルシール構造の熱サイクル条件下や高温高圧水環境下でのヘリウム漏れ試験,耐圧試験等により健全性を確認した。この結果、燃料試料と計装機器の間のОリングの装荷方法を改善することにより、良好な気密性を確保できることがわかった。
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：139 パーセンタイル：97.7(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。
井上 豊; 小林 和博; 八巻 徹也; 浅野 雅春; 久保田 仁*; 吉田 勝
第2回21世紀連合シンポジウム; 科学技術と人間論文集, p.257 - 260, 2003/00
本研究では、燃料電池用架橋フッ素系高分子電解質膜を合成とX線回折(XRD)分析による構造解析を行った。架橋構造を付与したポリテトラフルオロエチレン(PTFE)膜にスチレン(St)を放射線グラフトした後、スルホン化を行った結果、Nafionを上回る高いイオン交換容量(1.3
2.0meqg
)を持つ電解質膜を合成できた。架橋及びStグラフト反応が進行するにつれて、PTFE膜の結晶化度は結晶子寸法の減少とともに低下した。最後に、スルホン化した膜がNafionと比べて高い結晶化度を保持していたことは非常に興味深い。
川久保 陽子; 井上 尚子; 綿引 優; 鈴木 美寿; 久野 祐輔; 持地 敏郎
no journal, ,
近年、次世代原子力システムの開発へ向けた議論が活発に行われており、核拡散抵抗性はその性能目標の一つとして重要視されている。核拡散抵抗性を評価するための手法は、第4世代国際フォーラム(GIF: Generation IV International Forum)や革新的原子炉及び燃料サイクル国際プロジェクト(INPRO: International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles)等の国際的な場を中心として開発が進められてきた。一方で、評価手法を用いて見積もった指標値の解釈や、評価結果が目標を達成しているか否かの判断は、設計者,核拡散抵抗性(PR)及び核物質防護(PP)専門家,政策決定者らにとって課題となっている。本研究ではGIF PR&PP作業部会が開発した抵抗性評価手法の指標の一つである「拡散時間」に着目し、拡散時間の見積値が十分に長いか否かを判断するための比較対象として「レスポンスタイム」の概念を開発した。過去に生じた保障措置協定違反の事例を分析することにより、「レスポンスタイム」の予備的な推定を行い、その結果と考察を示す。
小泉 欧児*; 井上 勝*; 荻原 徳男; 神谷 潤一郎; 金正 倫計
no journal, ,
In the 3 GeV Rapid Cycling Synchrotron (RCS) in the Japan Accelerator Research Complex (J-PARC) project, large-scale bellows were needed to adjust the gap between the ceramic ducts and between the ceramic ducts and the transport ducts. The space for setting the bellows are so narrow that the requirements for the bellows were severe. Typical free length and inner diameter of the bellows were 100 mm and 300-400 mm, respectively; nevertheless, the spring rate of less than 100 N/mm was needed. Then pure Ti and SUS 316L steel were selected as materials for bellows; Ti bellows were set in the high radiation field because of its small residual radioactivity, and the SUS 316L bellows in the other area. We have developed the hydro-formed bellows as flexible as welded bellows. Then, we have developed the new polishing method "wet mechanical polishing". Using the fluid containing the minute particles of abrasive we have succeeded to polish the inner-surface of the complicated shape. The average roughness factor Ra of 0.05 
m was obtained. After assembling, mainly to reduce the hydrogen inventory in the bellows, all the bellows have been vacuum-fired for 10h at 650
C for Ti bellows, and at 750C for SUS316L bellows, respectively. Thus we have succeeded in developing the large-scale hydro-formed bellows with the inner-surface polishing, as flexible as welded bellows.
