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論文

Quasifree neutron knockout reaction reveals a small $$s$$-Orbital component in the Borromean nucleus $$^{17}$$B

Yang, Z. H.*; 久保田 悠樹*; Corsi, A.*; 吉田 数貴; Sun, X.-X.*; Li, J. G.*; 木村 真明*; Michel, N.*; 緒方 一介*; Yuan, C. X.*; et al.

Physical Review Letters, 126(8), p.082501_1 - 082501_8, 2021/02

AA2020-0819.pdf:1.29MB

 被引用回数:31 パーセンタイル:96.65(Physics, Multidisciplinary)

ボロミアン核であり中性子ハロー構造が期待される$$^{17}$$Bに対する($$p$$,$$pn$$)反応実験を行った。断面積の運動量分布を分析することで、$$1s_{1/2}$$$$0d_{5/2}$$軌道の分光学的因子を決定した。驚くべきことに、$$1s_{1/2}$$の分光学的因子は9(2)%と小さいことが明らかになった。この結果は、連続状態を含むdeformed relativistic Hartree-Bogoliubov理論によってよく説明された。本研究の結果によると、現在知られているハロー構造を持つとされる原子核の中で$$^{17}$$Bは$$s$$および$$p$$軌道の成分が最も小さく、$$s$$または$$p$$軌道成分が支配的であることが必ずしもハロー構造の前提条件ではない可能性を示唆している。

論文

Loss of core cooling test with one cooling line inactive in Vessel Cooling System of High-Temperature Engineering Test Reactor

藤原 佑輔; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 小野 正人; 高田 昌二

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041013_1 - 041013_8, 2017/10

HTTRにおいて、原子炉出力が9MWの状態かつ炉心流量の喪失を模擬した状態において炉心冷却喪失状態を模擬するためにVCS1系統を停止させた。試験の結果、炉内構造物の温度変化は緩慢であった。また、RPV温度は数度下降し、遮蔽体コンクリートの温度上昇は1度以下であった。VCS冷却管を詳細にモデル化した解析ではVCS冷却管の温度上昇はおよそ15度であり、遮蔽体コンクリートの影響が小さいことを明らかにした。これらの結果から、VCS1系統停止状態であっても冷却能力は保たれることを明らかにした。

論文

Investigation of countermeasure against local temperature rise in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

小野 正人; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.044502_1 - 044502_4, 2016/10

HTTRを用いた炉心冷却喪失試験は、物理現象の効果によってシビアアクシデントを起こさない固有の安全性を有する高温ガス炉を研究する安全評価コードの検証のため、制御棒を挿入せず、炉容器冷却設備を停止して炉心冷却を喪失させるものである。炉容器冷却設備は熱放射や熱伝達によって高温となった原子炉圧力容器を冷却することにより原子炉の残留熱や崩壊熱を除去するものである。試験では、原子炉の安全性は維持されるものの、炉容器冷却設備の熱反射板による水冷管の冷却効果が届かない箇所の局所的な温度が長期使用の観点から制限値を上回ると考えられる。試験は炉容器冷却設備を停止し核熱を用いずガス循環機による入熱のみで実施され、その結果、最高使用温度より十分低い温度ではあるが局所的に温度の高い箇所を特定し、冷却水の自然循環の冷却効果に十分な効果は無く、冷却管の温度を1$$^{circ}$$C下げるのみであることを見出した。そして、HTTRの再稼働後にすぐに実施される炉心冷却喪失試験に向けた新しく適切で安全な手順を確立した。

論文

Loss of core cooling test without one cooling line in Vessel Cooling System (VCS) of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

藤原 佑輔; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 小野 正人; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

HTTRにおいて、原子炉出力が9MWの状態かつ炉心流量の喪失を模擬した状態において炉心冷却喪失状態を模擬するためにVCS1系統を停止させた。試験の結果、炉内構造物の温度変化は緩慢であった。また、RPV温度は数度下降し、遮蔽体コンクリートの温度上昇は1度以下であった。VCS冷却管を詳細にモデル化した解析ではVCS冷却管の温度上昇はおよそ15$$^{circ}$$Cであり、遮蔽体コンクリートの影響が小さいことを明らかにした。これらの結果から、VCS1系統停止状態であっても冷却能力は保たれることを明らかにした。

論文

Thermal mixing behavior in the annulus of co-axial double-walled piping in HTGR

栃尾 大輔; 藤原 佑輔; 小野 正人; 篠原 正憲; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 9 Pages, 2016/06

過去の原子力機構のHTTRの運転経験から、高温ガス炉の二重管環状部におけるヘリウムガスの混合挙動を明らかにしておく必要がある。本論文では、T合流部を有する二重管環状部におけるヘリウムガスの熱流動解析を実施した。異なる流路高さ及び異なる流量の条件で解析を行った。その結果、熱的混合挙動は流量にあまり影響を受けないことが示された。更に、高さがない環状流路では、混合しづらいことも示された。この結果から、二重管環状部においてヘリウムガスを流体力学的に混合することは難しく、混合するためには混合を促進する装置が必要であることが示された。

論文

Development of transportation container for the neutron startup source of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 高田 昌二; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 濱本 真平; 篠原 正憲

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.1034 - 1042, 2016/03

HTTRでは起動用中性子源として、$$^{252}$$Cf(3.7GBq$$times$$3個)を炉心内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷、中性子源ホルダ収納ケース及び中性子源用輸送容器への収納は販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの黒鉛ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回の交換作業において、輸送容器に中性子源ホルダを取扱う上でのリスクが2つ確認された。従来の輸送容器は大型($$phi$$1240mm、h1855mm)で床に固定できないため、地震時の輸送容器のズレを原因とする漏えい中性子線・$$gamma$$線による被ばくのリスクがあった。また、中性子源ホルダ収納ケースが長尺($$phi$$155mm、h1285mm)で、メンテナンスピット内の適切な作業位置に引込めないため、中性子源ホルダの遠隔操作による取扱いが困難となり、ホルダが誤落下するリスクがあった。そこで、これらの問題を解決する、新たな輸送容器を低コストで開発した。まず、被ばくのリスクを排除するために、メンテナンスピット上部のフロアにボルト固定できるよう輸送容器を小型化($$phi$$820mm、h1150mm)した。また、中性子源ホルダケースをマニプレータで適せつな位置に引き込めるように小型化($$phi$$75mm、h135mm)かつ単純な構造とし、取扱性を向上させた。その結果、2015年に行った中性子源ホルダ取扱作業は安全に完遂された。同時に、製作コストの低コスト化も実現した。

論文

Investigation of characteristics of natural circulation of water in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

高田 昌二; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 関 朝和; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

HTTRを使った炉心冷却喪失試験では、原子炉の固有の安全性を確認するとともに、自然現象によりより安全を確保できることを示すため、炉心に制御棒を挿入せず、また、VCSを停止させて原子炉の強制冷却を停止させる。試験では、VCSの熱反射板のついていない水冷管に、原子炉の安全上問題とはならないが、財産保護の観点から局所的な温度上昇が懸念された。非核加熱試験を通して、局所的な温度上昇点が確認され、最高使用温度よりは低いが運転上の管理制限値を超える可能性のあることが分かった。冷却水の自然循環による冷却効果は1$$^{circ}$$C以内であった。このため、再稼働後早期に試験を実施するための安全確実な試験方法を確立した。

論文

Near term test plan using HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

高田 昌二; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 小野 正人; 柳 俊樹; 西原 哲夫; 深谷 裕司; 後藤 実; et al.

Nuclear Engineering and Design, 271, p.472 - 478, 2014/05

 被引用回数:7 パーセンタイル:53.55(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、HTTRを使用して高温ガス炉の技術基盤を確立するための研究開発を実施している。高温ガス炉の固有の安全性を実証するために、原子炉保護系を隔離して炉心冷却を喪失させる炉心流量喪失(LOFC)試験を開始した。炉心の温度係数は、安全解析における動特性を支配する重要なパラメータであるが、燃焼とともに変化するので、計算結果との比較のためにデータを取得する。HTTRに水素製造システムを接続するにあたり、水素製造システムによる熱的外乱の原子炉への影響を確認する必要がある。熱負荷変動試験では、熱負荷変動時において原子炉出力が安定なレベルに静定することを確認することで、原子炉の安全性を確認するとともに、解析コード検証のためのデータを取得する。

報告書

炉心冷却喪失コールド試験による高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験計画の立案

高田 昌二; 篠原 正憲; 関 朝和; 島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 沢 和弘

JAEA-Technology 2014-001, 34 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-001.pdf:4.46MB

HTTRでは原子炉出力9MWからの炉心冷却喪失試験を計画している。本試験では、原子炉の強制循環機能を全喪失させるとともに、炉容器冷却設備を停止させ炉心で発生する崩壊熱を間接的に除去する機能も全喪失させる。試験では、炉容器冷却設備の水冷管温度が上昇すると予想されているが、あらかじめ抽出した課題について解決策を提案し、その有効性を炉心冷却喪失試験を模擬したコールド試験により確認することで、安全性実証試験計画を立案することとした。本コールド試験では、非核加熱条件で、実際に、炉容器冷却設備の2系統ある冷却水系をすべて停止させて、炉容器冷却設備の水冷管や生体遮へい体温度の試験データを取得した。試験は原子炉入口温度120$$^{circ}$$C及び150$$^{circ}$$Cとした。炉心冷却喪失コールド試験の試験結果をもとに、安全性実証試験計画を立案するにあたっての課題に対する解決策の有効性を確認できた。

報告書

HTTRのコールド試験による設備健全性の再確認

小野 正人; 篠原 正憲; 飯垣 和彦; 栃尾 大輔; 中川 繁昭; 島崎 洋祐

JAEA-Technology 2013-042, 45 Pages, 2014/01

JAEA-Technology-2013-042.pdf:10.51MB

HTTRは東北地方太平洋沖地震後の確認試験から約2年経過しており、その間に発生した余震や経年による損傷・劣化等の影響を受け、動的機器等の機能、配管・容器等の気密性、制御系の機能等の健全性が維持されているかは未確認であった。それらの健全性を確認するため、設備を起動して取得したプラントデータを過去のデータと比較することで異常の有無を評価した。その結果、冷却設備の全てのデータに異常は認められず、動的機器等の機能、配管・容器等の気密性、制御系の機能等の健全性が維持されていることを確認した。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の温度係数測定試験; 原子炉出力9MW及び30kWの温度係数の燃焼度依存性

小野 正人; 後藤 実; 篠原 正憲; 野尻 直喜; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 柳 俊樹

JAEA-Technology 2013-001, 35 Pages, 2013/03

JAEA-Technology-2013-001.pdf:6.04MB

HTTRでは炉心の動特性計算に必要な温度係数を測定するために、燃焼初期の平成11年及び平成12年に原子炉出力30kW及び9MWで温度係数測定試験を行った。その後、各種運転に伴い燃焼日数(EFPD)は設計寿命660日の半分を過ぎた約375日となった。そこで、温度係数の燃焼度依存性を評価するために、同出力で温度係数測定試験を行った。その結果を燃焼初期のデータと比較し、温度係数の燃焼特性を明らかにした。また、高い精度で温度係数を測定するために、炉心温度の制御の手法及び炉心温度の均一化の手法を確立した。

論文

HTTR炉心冷却喪失試験に向けた1次生体遮へい体の温度解析モデルの改良

高田 昌二; 柳 俊樹; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 小野 正人; 沢 和弘

UTNL-R-0483, p.9_1 - 9_10, 2013/03

HTTRで実施する炉心冷却喪失試験に向けて、軸対象数値解析モデルを改良し、HTTRのRPVからの熱が、VCSの隣接する水冷管の間のフィンから放射伝熱や自然対流により、また、VCSを支持する金属製サポートから熱伝導により、VCS周りに配置されたコンクリート製の1次遮へい体に伝わる様子を適切に予測できるようにした。本数値解析モデルでは、VCS水冷パネルの水冷管を水平配置として模擬するとともに、さらのフィンを金属製サポートにより支持する形状を模擬できるようにしている。数値解析結果は、各構造物温度の試験結果とよく一致した。数値解析結果より、VCSサポート近傍で、1次遮へい体温度が局所的に高くなるが、サポート周囲が低温に維持されることを明らかにした。

論文

Long-term high-temperature operation of the HTTR

後藤 実; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 濱本 真平; 橘 幸男

Nuclear Engineering and Design, 251, p.181 - 190, 2012/10

 被引用回数:22 パーセンタイル:85.07(Nuclear Science & Technology)

HTTRにおいて、定格運転モードによる30日間、及び高温試験運転モードによる50日間の長期高温運転を行い特性データを取得した。それらのデータを用いて、(1)HTTRの被覆燃料粒子のFP閉じこめ性能は世界最高性能であること,(2)炉内の測定温度は設計値と一致し炉内構造物の強度が保持されていること,(3)中間熱交換器は優れた熱交換性能を運転当初から保持していること,(4)HTTRの反応度制御における棒状可燃性毒物の有効性、及び(5)HTTRの炉心燃焼計算手法の妥当性を検証した。

論文

Test plan using HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

高田 昌二; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 小野 正人; 西原 哲夫; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; et al.

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/10

原子力機構では、HTTRを使用して高温ガス炉の技術基盤を確立するための研究開発を実施している。高温ガス炉の固有の安全性を実証するために、原子炉保護系を隔離して炉心冷却を喪失させる炉心流量喪失(LOFC)試験を開始した。炉心の温度係数は、安全解析における動特性を支配する重要なパラメータであるが、燃焼とともに変化するので、計算結果との比較のためにデータを取得する。HTTRに水素製造システムを接続するにあたり、水素製造システムによる熱外乱による原子炉への影響を確認する必要がある。熱負荷変動試験では、熱負荷変動時において原子炉出力が安定なレベルに静定することを確認することで、原子炉の安全性を確認するとともに、解析コードの検証のためのデータを取得する。

報告書

安全性実証試験に向けた炉容器冷却設備温度測定用仮設熱電対の移設作業

島崎 洋祐; 篠原 正憲; 小野 正人; 柳 俊樹; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦

JAEA-Technology 2012-010, 24 Pages, 2012/05

JAEA-Technology-2012-010.pdf:6.92MB

安全性実証試験の一つである炉心冷却喪失試験では、炉容器冷却設備(VCS: Vessel Cooling System)を流れる冷却水の循環を停止させるため、VCSの水冷管パネルの温度が上昇するが、試験中に水冷管パネルが最高使用温度を超えないことを監視する必要がある。そこで、炉心冷却喪失試験時におけるVCSの温度の監視強化を目的として、既設の仮設熱電対を炉容器冷却設備側部パネル出口リングヘッダ及び原子炉圧力容器スタビライザ近傍の水冷管パネルへ移設した。炉容器冷却水循環ポンプの起動に伴う温度変化の測定結果より、移設した仮設熱電対がVCSの温度変化を監視できることを確認した。

報告書

東北地方太平洋沖地震後のHTTRの機能確認試験におけるプラントデータの評価

小野 正人; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 島崎 洋祐; 柳 俊樹; 飯垣 和彦

JAEA-Technology 2012-004, 46 Pages, 2012/03

JAEA-Technology-2012-004.pdf:3.17MB

平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震で、大洗では震度5強を観測した。そこで、原子炉施設の設備・機器等が正常に動作することを確認するために、コールド状態による確認試験を行った。試験では、設備起動時及び定常運転時のプラントデータを取得し、過去のプラントデータと比較することで設備・機器の健全性を評価した。その結果、HTTRの設備・機器が正常に機能することを確認し、健全性が維持されていることを確認した。本報は、プラントデータの評価結果をまとめたものである。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験; 炉心冷却喪失コールド試験

篠原 正憲; 柳 俊樹; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 野尻 直喜; 大和田 博之; 佐藤 直; 佐川 浩; 梅田 政幸

JAEA-Technology 2011-029, 39 Pages, 2011/12

JAEA-Technology-2011-029.pdf:3.03MB

原子力機構では、高温ガス炉技術の高度化の一環として、高温ガス炉固有の安全性を実証するために、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験を計画・実施している。炉心冷却喪失コールド試験は、試験手順やプラント挙動を確認する目的で安全性実証試験前に実施した。試験は、核熱を伴わない状態で段階的に実施し、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機の入熱のみにより、原子炉圧力容器温度を120$$^{circ}$$C程度に保持し、炉容器冷却設備の1系統又は2系統を停止させる試験(Phase1)、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台を停止させて炉容器冷却設備の1系統を停止させる試験(Phase2)を実施した。本試験により試験手順の確認を行うとともに、解析に必要なデータを得ることができ、2次元水平断面モデルによる温度解析は、実測値をほぼ再現することができた。

論文

Striking behavior of photoneutron cross sections for $$^{90}$$Zr near threshold

宇都宮 弘章*; Goriely, S.*; 秋宗 秀俊*; 山形 民穂*; 近藤 壮雄*; 岩本 ちひろ*; 伊藤 修*; 鎌田 正輝*; 井尾 雅則*; 楠瀬 幸一*; et al.

AIP Conference Proceedings 1377, p.447 - 449, 2010/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.05

Photoneutron cross sections for $$^{90}$$Zr near neutron threshold were examined with a photon difference technique using laser Compton scattering $$gamma$$-ray beams. The cross section decreasing in the vicinity of neutron threshold exhibited a steep rise within 150 keV above the threshold. We draw attention to a possible relation of this striking behavior to the 3P valence neutron resonance known in neutron capture in the mass region A $$approx$$ 90.

論文

Long-term high-temperature operation in the HTTR, 1; Outline and main test results

篠原 正憲; 栃尾 大輔; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 篠崎 正幸; 西原 哲夫; 伊与久 達夫

Proceedings of 5th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2010) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/10

HTTRは、日本原子力研究開発機構(JAEA)大洗研究開発センターに建設された日本初の高温ガス炉であり、主な目的は、高温ガス炉の技術基盤の確立と熱化学水素製造システムへの熱源供給を実証することである。定格(熱出力30MW,出口冷却材温度850$$^{circ}$$C)30日連続運転及び高温(熱出力30MW,出口冷却材温度950$$^{circ}$$C)50日連続運転を実施し、高温ガス炉の特性データを得るとともに、(1)HTTRの被覆粒子燃料は、世界最高水準の核分裂生成物の閉じ込め能力を有していること。(2)炉内構造物は、設計で想定した温度を満足し、構造健全性が維持されていること。(3)中間熱交換は、長期間安定した高温の2次ヘリウムガスを供給できることを実証した。これらの成果により、HTTRが熱化学水素製造システムの熱源として利用できることを示した。

報告書

HTTR第2次燃料体組立,貯蔵作業における燃料取扱い

富本 浩; 加藤 康; 大和田 博之; 佐藤 直; 島崎 洋祐; 小澤 太教; 篠原 正憲; 濱本 真平; 栃尾 大輔; 野尻 直喜; et al.

JAEA-Technology 2009-025, 29 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-025.pdf:21.78MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、1989年に初装荷燃料を装荷し、初臨界を達成してから、10年が過ぎ、現在も初装荷燃料にて運転を継続中である。燃料体組立は12種類の濃縮度がある燃料棒4770本を黒鉛ブロックに装荷する。第2次燃料体組立では150体の燃料体を組立てた。燃料棒は設計上、燃料棒の濃縮度誤装荷防止について考慮されているが、さらに確実な取扱いができるように作業上の誤装荷対策をあらかじめ検討した。燃料棒の受入れを2008年6月から開始し、原子炉建家内で組立作業を行い、新燃料貯蔵ラックへの貯蔵を行った。組立,貯蔵作業は、3回の期間に分けて実施し、各々の期間ごとに使用前検査を受検し、2008年9月にすべての作業を完了した。その後、同年11月に使用前検査合格証を受けた。本報告は第2次燃料体の組立,貯蔵作業における燃料取扱いについてまとめたものである。

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