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論文

Containment pressure suppression system with functions of water injection and noncondensable gas confinement

与能本 泰介; 大久保 努; 岩村 公道; 石田 紀久

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04

安全注入機能と不凝縮ガス格納機能を有する圧力抑制系の革新的概念を将来型軽水炉に適用するため構築した。本システムは、(1)現行軽水炉の場合と同等な低い圧力レベルでの格納容器圧力の維持,(2)炉容器冷却又は破断口水没のための格納容器への水注入,(3)ドライウェル内不凝縮ガスの格納、を行なうことにより、冷却材喪失事故の影響を緩和する特徴がある。ガス格納機能により、不凝縮ガスによる熱交換器の伝熱劣化が生じ無いため、本システムは、一体型炉における蒸気発生器二次側冷却系や格納容器静的冷却系のような熱交換器を使用する受動的冷却系との組み合わせ使用に適している。開発した概念の有用性はRELAP5/MOD3コードを用いて確認している。

報告書

革新的小型炉用内装型制御棒駆動装置の開発(受託研究)

頼経 勉; 石田 紀久

JAERI-Tech 2003-022, 118 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-022.pdf:18.03MB

これまで原研は舶用炉用として、高温・高圧水環境下で動作するモーター駆動方式の内装型制御棒駆動装置を開発している。この研究成果をもとに、革新的小型炉に過酷な条件の高温蒸気中で使用できるように、駆動モーターのコイル及び軸受けを開発した。駆動モーターについては、高温蒸気中用駆動モーターを製作し、性能試験を実施し、試験結果及びこれまでの高温水中性能評価試験結果に基づき、高温蒸気中での電磁特性及び冷却特性を解析・評価した。その結果、高温蒸気中駆動モーターの駆動コイル性能を確認し、本モーターが高温蒸気中においても十分性能を発揮できることを確認した。また、軸受については、複数の材料特性試験用試験片を製作し、高温蒸気中での転がり摩耗試験を実施し、軸受材としての性能を評価するとともに、蒸気中雰囲気で使用可能な軸受材料を選定した。

論文

In-vessel type control rod drive mechanism using magnetic force latching for a very small reactor

頼経 勉; 石田 紀久; 今吉 祥*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.913 - 922, 2002/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:81(Nuclear Science & Technology)

超小型炉用に高信頼性の電気モータ駆動の原子炉容器内に設置する内装型制御棒駆動装置を開発した。本装置は、原子炉の小型化及び簡素化に寄与し、また制御棒飛出事故の可能性を排除できる。本装置では、制御棒の駆動軸を二つに分け、電磁力を用いて両軸を結合させるという新方式のラッチ機構を採用し小型化を図っている。ラッチ機構に要求される機能は、ストローク370mm内での両軸の結合と、スクラム時に信号受信から0.2秒以内に両軸を切り離すことである。モデルにより室温での機能試験を実施し、コイル電流が多いほどラッチ力が増加し、切り離し時間が増加することを確認した。また、有限要素解析コードによる試験後解析から両軸の隙間(磁気的クリアランス)がラッチ力に大きく影響することを明らかにした。この解析手法を用いて、実機ラッチ力を高温条件(300$$^{circ}C$$)で解析し、設計要求を満足することを確認した。

論文

Effects of ship motions on natural circulation of deep sea research reactor DRX

石田 紀久; 頼経 勉

Nuclear Engineering and Design, 215(1-2), p.51 - 67, 2002/06

 被引用回数:87 パーセンタイル:1.69

原研で設計研究を進めている深海調査船(出力750kWt)DRXについて、船体傾斜及び船体運動による熱水力挙動への影響をRETRAN-02/GRAVコードを用いて調べた。深海航行時は傾斜する可能性があり、60度定傾斜した時の挙動を解析した。一次系の流れは自然循環流であるため傾斜時、流動が80%に低下する。炉出力は一旦減少するが、蒸気負荷を一定に保つと、炉心の自己制御性により制御棒操作を必要とせずに約50秒後に傾斜前のレベルに回復する。一方、船体運動の大きさは海面航行時よりはるかに小さいが、挙動を調べるために、0.2gのヒービング、及び60度のローリングを与えた。流量変動及び炉出力変動は周期に依存しており、約5秒~10秒の周期で変動の振巾が大きくなった。これは流れと外力が共振したためと考えられる。これに対して、一次系をガス加圧すると流量及び炉出力の変動が小さく抑えられることが明らかになった。

報告書

自然循環方式小型舶用炉の船体動揺の影響及び流動安定性

頼経 勉; 石田 紀久

JAERI-Research 2001-053, 45 Pages, 2001/12

JAERI-Research-2001-053.pdf:1.77MB

原研では、海洋研究のニーズ調査をもとに海中調査船用超小型原子炉(DRX,SCR)の設計検討を行ってきた。これらは一次系には自己加圧,自然循環方式を採用しており、炉心出口の流体は、低クオリティの二相流であるため運転条件によっては密度波振動を発生する可能性がある。また、舶用炉特有の船体動揺があるため、一次系循環流は直接この影響を受ける。本原子炉の安定した運転を確保するため、船体動揺を模擬できるよう改良したRETRAN-02/GRAVコードを用いて、船体動揺時の影響及び本原子炉の流動安定性について解析的に調べた。この結果、船体動揺時においてもDRX及びSCRの安定な運転が可能であるということを確認するとともに、DRXにおいて流動不安定の原因となる自励振動の発生領域を得、定格運転状態は十分安定な領域にあることを確認した。

報告書

熱供給用超小型炉MR-1G炉心の核的検討

小田野 直光; 石田 紀久; 落合 政昭

JAERI-Research 2001-044, 53 Pages, 2001/10

JAERI-Research-2001-044.pdf:2.35MB

MR-1Gは都市のオフィスビルへの熱供給のための熱出力1MWtの超小型原子炉である。MR-1Gの炉心設計として、原子炉負荷率44%を仮定した場合に燃料無交換で10年間の長期炉心寿命を達成する炉心の核的検討を行った。燃料棒配置,$$^{235}$$U濃縮度について検討し、濃縮度を8.5wt%とすることで設計条件を満足できる炉心仕様を得た。種々の核的安全性にかかわるパラメータについて確認を行うとともに、反応度係数,出力分布等の核特性を評価し、設計条件を十分満足するものであることを明らかにした。また、受動的原子炉停止系に採用した反射体落下による炉停止性能の解析を行い、炉物理の観点から成立性を確認した。

論文

Estimates of collective doses from a hypothetical accident of a nuclear submarine

小林 卓也; 外川 織彦; 小田野 直光; 石田 紀久

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(8), p.658 - 663, 2001/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.69(Nuclear Science & Technology)

日本周辺の沖合海域にて原子力潜水艦の仮想沈没事故が発生した際の日本人全体に対する集団線量を推定した。沈没した原子力潜水艦から海洋中へ放出された放射性物質に起因する集団線量を推定するためにコンピューターコードシステムDSOCEANを用いた。放射性物質放出1年後の年間海産物摂取による集団実行線量当量の最大推定値はUNSCEAR報告の自然放射線による年間平均線量の約0.5%であった。

報告書

原子動力海中航行観測船の運航条件及び運航システムの検討; 海洋調査への超小型炉の活用検討ワーキンググループ報告

浦 環*; 賞雅 寛而*; 西村 一*; 青木 太郎*; 上野 道雄*; 前田 俊夫*; 中村 溶透*; 島津 俊介*; 徳永 三伍*; 柴田 陽三*; et al.

JAERI-Tech 2001-049, 154 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-049.pdf:11.24MB

原研では、改良舶用炉の設計研究の一環として、北極海を主な調査海域とする原子動力海中航行観測船の検討及び搭載する超小型原子炉SCRの検討を行っている。本報告書は、船体設計、音響測位、船体運動、海洋調査等の専門家による原子動力海中航行観測船の運航条件及び運航システムの検討結果を示したものである。わが国の潜水船の船体運動に関する設計条件を調査するとともに、北極海における調査活動を想定して水中航行時及び水上航行時の船体運動を推定した。また、想定した船体運動が超小型原子炉SCRの出力に与える影響を評価した。運航システムとしては氷の下での活動を想定して、海底トランスポンダ方式及び氷上通信ブイ方式による測位及び通信方法を検討し、トランスポンダまたは通信ブイの設置間隔を130kmと定めた。また、船体及び原子炉の事故事象を整理して、安全確保の方法を検討した。これらの検討は原子動力海中航行船の概念に反映され、今後の検討課題が明らかとなった。

報告書

原子動力海中航行船及び搭載超小型原子炉の概念検討

楠 剛; 高橋 照雄*; 西村 一*; 徳永 三伍*; 小田野 直光; 頼経 勉; 石田 紀久

JAERI-Tech 2001-045, 68 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-045.pdf:5.33MB

海洋調査への原子力利用の拡大を目的として、潜航深度600m級の海中航行観測船の概念検討ならびに同船に搭載する超小型原子炉の概念検討を行った。海中航行観測船は、地球の環境変動を予測するための環境変動メカニズム解明の研究に用いられる。本船の主な活動域は、地球環境変動の大きな影響があるにもかかわらず、通常の船舶が活動し難い北極海及び高緯度の荒天海域である。観測活動の要求に基づき、海中航行観測船の基本性能を、船体規模500ton級、潜水深度600m、最大船速12ノット(約22.2km/h)、乗員数16名とした。また、動力源への要求を明らかにした。原子動力は海中で長期間にわたり大出力を供給できる点で優れている。海中航行観測船の概念検討を通じて得られた動力源への要求に基づき、500kWの電気出力を供給するために、小型、軽量で安全性に優れた超小型原子炉SCR2基を調査船に搭載することとした。

報告書

海中航行観測船用原子炉SCR炉心の核的検討

小田野 直光; 石田 紀久; 和田 幸司*; 今井 洋*

JAERI-Research 2001-039, 59 Pages, 2001/07

JAERI-Research-2001-039.pdf:4.47MB

熱出力1250kWの超小型原子炉SCR(Submersible Compact Reactor)は、水深300m程度の中層域での科学調査船の動力源として用いられる一体型加圧炉である。SCRの炉心設計として、原子炉負荷率50%を仮定した場合に燃料無交換で10年間の長期炉心寿命を達成する炉心の核的検討を行った。燃料棒の配列、$$^{235}$$U濃縮度、反射体材質について検討し、9.5wt%の濃縮度で設計条件を満足できる炉心仕様を得た。特に、超小型炉においては中性子の漏れが大きくなるので、反射体の設計は濃縮度とともに炉心寿命を左右する重要な因子である。本設計では、反射体材質としてBe金属を使用することにした。また、燃料棒配列については、正方配列と三角配列の検討を行い、炉心サイズを小さくすることのできる後者を採用した。また、種々の核的安全性に係わるパラメータについて確認を行うとともに、反応度係数、出力分布等の核特性を評価し、設計条件を十分満足するものであることを明らかにした。

論文

Development of in-vessel type control rod drive mechanism for marine reactor

石田 紀久; 今吉 祥*; 頼経 勉; 布川 浩*; 落合 政昭; 石坂 雄一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(7), p.557 - 570, 2001/07

 被引用回数:9 パーセンタイル:39.54(Nuclear Science & Technology)

改良舶用炉用に原子炉容器内に設置する制御棒駆動装置(INV-CRDM)を開発した。本装置により、原子炉システムの小型化,簡素化を図ることができるとともに、制御棒飛出事故発生の可能性を排除できる。本制御棒は、一次水中の高温高圧水(310$$^{circ}C$$,12MPa)条件下で作動する。駆動力は、水中で作動できるよう開発した同期モータによる。軸のラッチ及びスクラムのためのデラッチは、分割ボールナットを採用したラッチ機構による。駆動軸の位置検出器は、本INV-CRDM用に、ウイーデマン効果を利用し磁歪式細線を採用した検出器を開発し、その誤差が1.2mmであることを確認した。高温水中で作動するスラスト及びラヂアル軸受けを開発した。高温高圧水中下で、ラッチ,保持,スクラム,上下動の機能試験及び耐久試験を実施し、設計条件を満たすことを確認した。

報告書

MRX原子炉容器内装型制御棒駆動装置の高温水中軸受の開発

布川 浩*; 頼経 勉; 今吉 祥*; 笠原 芳幸*; 落合 政昭; 石田 紀久

JAERI-Tech 2001-040, 115 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-040.pdf:10.18MB

改良舶用炉MRXで採用している原子炉容器内装型制御棒駆動装置の重要な要素技術の一つである高温水中軸受の開発を完了した。本報告書は、軸受けの開発の成果として軸受材料の調査検討から始まって、オートクレーブによる材料浸漬試験、小型試験片での各種転がり摩耗試験、そして、実機軸受による高温水中耐久試験についてまとめたものである。実機高温水中軸受の材料としては、内外輪にステライトNo.1、玉にサーメット、保持器にグラファイトを用いた組み合わせが有望であることがわかった。

報告書

舶用原子炉(MRX,DRX)蒸気発生器伝熱管の簡易流力振動評価

斉藤 和男*; 石田 紀久

JAERI-Tech 2001-039, 25 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-039.pdf:0.94MB

大型船舶用原子炉MRX及び深海調査船用原子炉DRXにおいては、蒸気発生器を原子炉容器に内装する一体型構造を採用している。蒸気発生器はヘリカルコイル貫流型であり、多数のコイル(伝熱管)が、炉心を内包する原子炉容器内筒を取り巻くようにアニュラー空間内に設置されている。この伝熱管の管外流及び管内流により発生すると予想される流力振動を簡易計算により評価し、支持点ピッチの妥当性を検討した。

報告書

水中断熱構造の検討

斉藤 和男*; 楠 剛; 石田 紀久

JAERI-Tech 2001-038, 100 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-038.pdf:6.02MB

改良舶用炉MRX及び深海調査船用原子炉DRXでは、水を張った原子炉格納容器内に原子炉容器や配管を設置する。これら原子炉容器や配管の内部流体は運転時には高温となるため、格納容器に張った水とは断熱して、熱の放散を防ぐ必要がある。一般のプラントにおける大気中の保温と比べて、水中での断熱方法はいまだ確立された技術とはいえない。配管の水中断熱について、従来方式である二重管とする方法以外の方法について検討し、蒸気層と耐熱プラスチック,ポリイミドを用いた断熱構造を試設計した。また、断熱の成立性を簡便なモデルにより確認した。

報告書

深海調査船用原子炉DRX(Deep Sea Reactor X)炉心の核的検討

小田野 直光; 石田 紀久

JAERI-Research 2001-004, 36 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-004.pdf:1.51MB

熱出力750kWの超小型原子炉DRX (Deep Sea Reactor X)は、深海科学調査船の動力源として用いられる一体型加圧炉である。DRXの炉心設計として、原子炉負荷率30%を仮定した場合に燃料無交換で4年間の炉心寿命を達成する炉心の核的検討を行った。燃料の$$^{235}$$U濃縮度、反射体材質について検討し、8.3wt%の濃縮度で設計条件を満足できる炉心仕様を得た。特に、超小型炉においては中性子の漏れが大きくなるので、反射体の設計は濃縮度とともに炉心寿命を左右する重要な因子である。本設計では、反射体材質としてBe金属を使用することにした。また、燃料棒配列については、正方配列と三角配列の検討を行い、制御棒駆動装置の構造の観点から前者を採用した。また、種々の核的安全性にかかわるパラメータについて確認を行うとともに、反応度係数、出力分布等の核特性を評価し、設計条件を十分満足するものであることを明らかにした。

論文

Design of advanced integral-type marine reactor, MRX

楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 石田 紀久; 星 蔦雄*; 迫 淳*

Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.155 - 175, 2000/10

 被引用回数:31 パーセンタイル:10.91

船舶推進用として、改良舶用炉MRXの概念を確立した。MRXの設計目標を、小型化、軽量化、安全性向上及び信頼性向上として設定し、水張格納容器の採用により、「むつ」の約3倍の定格出力で、約1/2の容積及び重量まで小型・軽量化した。また、受動的安全設備の採用により、動的機器の数は在来型のPWRに比べて大幅に減少させることができた。受動的安全設備の機能については、解析により、また、一部実験により安全が確保できることを確認した。また、PSAにより、MRXの炉心損傷確率は在来PWRよりも2桁程度小さいことが示された。さらに、MRXを搭載した原子力コンテナ船と在来ディーゼル機関のコンテナ船との経済性比較を行い、大量で高速な貨物輸送のニーズに対して原子力船が有利であることを示した。

論文

海中航行観測船へ超小型原子炉の利用

楠 剛; 藤本 博巳*; 永田 豊*; 高橋 照雄*; 石田 紀久

海洋調査技術, 12(2), p.1 - 10, 2000/09

地球温暖化等に代表される全球的な気候変動現象の解明のためには、地球の大気・海洋の相互作用による気候システムの理解が不可欠と考えられる。気候システムにおいて、気候変動の影響は、特に北極域で強く現れると考えられており、気候変動現象を予測するためには、前兆現象として北極海での大気・海洋の観測か必要である。本報告は、北極域海洋の表・中層の海中構造を観測するための設備として、無酸素で燃料補給の必要がない原子力を動力源とする海中航行観測船をとりあげ、その概念及び搭載する超小型炉の概念を提案する。まず、観測環境・観測内容から、船体の基本仕様と性能を測定した。次に動力源として超小型炉への要求性能を導いた。超小型炉への要求事項は、安全性の確保、運転設備も含めた小型・軽量化、及び運転操作の自動化である。これらの要求事項を満たす超小型炉を採用した安全性の高い観測船の概念を確立した。

論文

Evaluation of buildup of activated corrosion products for highly compact marine reactor DRX without primary coolant water purification system

小田野 直光; 石田 紀久

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.584 - 588, 2000/03

日本原子力研究所では、深海科学調査船の動力源として使用する超小型舶用炉DRXの設計研究を進めている。DRXは小型軽量化・系統の簡素化のために、浄化系を設けずに、無浄化で原子炉を約1ヶ月間連続運転する設計である。無浄化運転の成立性を定量的に評価するために、原子運転後に蓄積する放射性腐食生成物量を評価する計算コードCTAM-IIを開発した。CTAM-IIは、原子炉の一次系を燃料被覆管、冷却材、制御棒駆動装置、蒸気発生器伝熱管、配管、炉内構造物、浄化系等のノードに分割し、各ノードにおける放射能、質量バランスに関する連立常微分方程式を解くことで、放射性腐食生成物の蓄積量を評価する。原子力船「むつ」の一次冷却材中放射性核種濃度をCTAM-IIにより計算し、測定値との比較をしたところ、比較的よく一致した。さらに、CTAM-IIによりDRXに対する計算を行い、CTAM-IIの結果を線源項として遮蔽安全性の評価を行った。

論文

Shielding design for steam generator of advanced integral marine reactor MRX

小田野 直光; 山路 昭雄*; 石田 紀久

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.78 - 82, 2000/03

経済性及び信頼性向上を目指した次世代型の改良舶用炉として、大型舶用炉原子炉MRXの概念を報告する。MRXは蒸気発生器を原子炉容器内に内蔵する一体型PWRであり、原子炉容器は水を充填した格納容器内に設置されている。MRXでは、格納容器内の水も放射線遮蔽材として有効に活用し、格納容器外側の二次遮蔽体を不要にするという遮蔽設計上の目標に基づいて、格納容器の胴部直径及び肉厚を定めた。さらに、プラントの高さ方向長さを短縮する目的で、蒸気発生器を炉心近傍に設置し、かつ原子炉室外側の機関室を周辺監視区域にすることを設計目標に掲げた。これを可能とさせるよう、炉心槽の板厚を厚くするとともに炉心槽外側と蒸気発生器との間に鋼製遮蔽体を設け、蒸気発生器内二次冷却水の16-N放射化量等を低減させた。その結果、プラントの飛躍的な軽量・小型化が達成された。

論文

Submersible compact reactor SCR for under-sea research vessel

小田野 直光; 楠 剛; 頼経 勉; 福原 彬文*; 斉藤 和男*; 高橋 照雄*; 石田 紀久

Proceedings of International Workshop on Utilization of Nuclear Power in Oceans (N'ocean 2000), p.164 - 169, 2000/02

原研では、海洋調査に関するニーズ調査に基づき、中層海域を調査対象とした海中観測船用超小型炉SCRの設計研究を進めている。海中観測船は動力源として電気出力500kWを必要とし、この電力を熱出力1250kWのSCR2基でまかなう。SCRの基本概念は、原研で設計研究を進めてきた深海調査船用原子炉DRXに基づいている。核設計に必要な炉物理パラメータの評価はSRACコードシステムにより行い、設計条件を満足する炉心核設計を行った。また、安全設備の基本的な機能確認のために、RELAP5mod3を用い、EDRS配管の破断時の過渡応答挙動解析を行い、安全設備成立性の検討を行った。

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