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中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.
Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12
J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。
Dorn, C. K.*; 土谷 邦彦; 竹本 紀之; 伊藤 正泰; 堀 順一*; Chekushina, L.*; 波多野 雄治*; Chakrov, P.*; 河村 弘
Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 9 Pages, 2013/10
JMTRは1968年に臨界に達して以来、世界でも有数の材料試験炉である。このJMTRでは、中性子反射体としてベリリウムが使用されており、S-200Fグレードのベリリウムが使用されている。JMTRの再稼働の一環として、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討を行っている。長寿命化の検討において、ベリリウムの化学的,核的及び照射特性を把握することが、ベリリウムの材質選定に必要不可欠である。本研究は、3種類の異なった金属ベリリウム(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、未照射における水中での腐食特性などの特性データを取得するとともに、金属ベリリウムの断面積測定カザフスタン共和国のWWR-K炉を用いた照射試験を実施し、生成されるトリチウムやヘリウムの放出挙動評価を行った。本発表では、長寿命化を目指した中性子反射体材料の特性試験結果及び今後の試験計画について報告する。
綿引 俊介; 花川 裕規; 今泉 友見; 永田 寛; 井手 広史; 小向 文作; 木村 伸明; 宮内 優; 伊藤 正泰; 西方 香緒里; et al.
JAEA-Technology 2013-021, 43 Pages, 2013/07
JAEA-Technology-2013-021.pdf:5.12MB
世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により、その数は減少しているが、原子力発電の導入を計画している国では、原子力人材育成、科学技術の向上、産業利用、軽水炉の安全研究のために、試験研究炉の必要性が高まっている。日本原子力研究開発機構では、平成22年度より試験研究炉設計のための環境整備及び人材育成のため、汎用小型試験研究炉の検討を開始し、平成24年度までに概念検討を行う予定である。平成23年度は、汎用小型試験研究炉の炉心構成の検討、汎用性及び実用性の高い照射設備の検討及びMo製造のためのホットラボ設備の検討を実施した。その結果、炉心構成の検討結果として、照射物を考慮した原子炉の未臨界度及び連続運転時間について確認するとともに自動制御運転中における反応度外乱に対する原子炉の過渡応答について、定格出力運転中の汎用小型試験研究炉は、自動制御運転が十分に可能であることを確認できた。また、照射設備の検討としては、Mo-99のような短半減期ラジオアイソトープの効率的な大量生産の実現が期待できることを確認し、ホットラボ設備の検討においては、Mo製造,RI搬出等を考慮したうえで迅速に試料を配布できるセル・設備を考案した。
今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.
JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01
JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB
世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月
平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。
黒目 和也*; 河村 雅也*; 江沼 康弘*; 辻田 芳宏*; 佐藤 充*; 二神 敏; 早船 浩樹
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00
Steam generator (SG) with straight double-walled tube is adopted for the Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR). This paper describes the research and development of the SG with straight double-walled tube. To improve reliability of the SG against sodium-water reaction, the Double-walled tube is adopted. Double-walled tubes consist of inner and outer tubes, and they are mechanically contacted each other. It is important to keep high reliability without incurring a performance penalty. Therefore we put a cap on the amount of clearance less than a few micro meters, and design to keep contact in operating conditions. In this report, manufacturing technologies of the Double-walled tube and fabrication technologies such as welder for narrow space are reported.
木曽原 直之; 石川 浩康; 二神 敏; Xu, Y.*; 下地 邦幸*; 河村 雅也*
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/10
JSFRの冷却系システムは革新技術として、ポンプ組込型IHX,2重壁構造蒸気発生器、及びショートエルボー配管の採用を検討している。これらは国内のFBRでは初めての経験であり、種々の設計検討や研究開発(R&D)が実施されてきている。本論文はこの新技術に対して、熱流動特性や構造健全性の観点で解析や設計評価を行った結果をまとめたものである。これまでの研究成果から、この革新技術の適用性見通しが得られつつあるところである。
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。
飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.
Nuclear Fusion, 47(8), p.892 - 899, 2007/08
被引用回数：57 パーセンタイル：86.6(Physics, Fluids & Plasmas)コンパクトな核融合原型炉概念SlimCSについて報告する。この原型炉は通常のトカマク炉と比べると小規模な中心ソレノイドコイル(CS)を採用している点に特徴がある。通常、CSの主要な役割はポロイダル磁束の供給とされるが、これをプラズマ形状制御とみなすことでCSの大幅な小型化が可能であり、これによりトロイダルコイルの軽量化しいては炉本体重量の低減が期待できる。さらに、CSの小型化はプラズマの低アスペクト比(=2.6)化を可能にし、高楕円度,大プラズマ電流化,高ベータ化など炉心プラズマの高出力密度を実現するうえで望ましい条件が整う。この結果、SlimCSはARIES-RSのような先進トカマク炉概念と同規模の炉寸法でありながら、比較的無理のない炉心プラズマ条件でほぼ同等の核融合出力を発生するメリットを持つ。
飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/10
コンパクトな原型炉を実現するための新概念を提案する。原型炉で見通しうる保守的な設計パラメータでありながら、経済的実用炉の設計例ARIES-RS, CRESTと同規模にコンパクトな原型炉が実現できる可能性を示した。本研究で提案する炉SlimCSは、主半径5.5m、アスペクト比2.6、最大磁場16.4T、核融合出力2.95GWの原型炉であり、規格ベータ値2、規格化密度0.4のときにゼロ電気出力、規格ベータ値4.3,規格化密度1.1の定格運転では1GW程度の正味電気出力を発生する。この概念の特徴は、小規模な中心ソレノイド(CS)を設置することによって形状制御等の炉心プラズマにかかわる技術的困難を回避しつつ、トロイダル磁場コイルをできる限り中心軸に近づけて設置し、プラズマを低アスペクト比化したことである。これによりトロイダル磁場コイルの蓄積エネルギーが大幅に減少し、トロイダル磁場コイルの物量、ひいては炉本体の建設コストの削減に寄与しうる。また、低アスペクト比のため高楕円度及び高ベータ限界が期待され、このようなコンパクトな原型炉が構想可能になる。
飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02
被引用回数：123 パーセンタイル：99.01(Nuclear Science & Technology)原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、Nb
Al導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。
西尾 敏; 大森 順次*; 黒田 敏公*; 飛田 健次; 榎枝 幹男; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 佐藤 聡; 河村 繕範; 中村 博文; et al.
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1271 - 1276, 2006/02
被引用回数：20 パーセンタイル：78.83(Nuclear Science & Technology)2020年頃の運転開始を想定したトカマク型発電実証プラントのブランケットについて構造体としての側面から考察を行った。比較的近未来を想定しているため前提となる要素技術に過度に先進的と考えられる技術を導入することは避けた。特に留意した点は、高い稼働率の実現に鑑みてブランケットの保守方式にはセクター一括引き抜きのいわゆる、ホットセルメインテナンス方式を導入した。本方式を導入することによって強固な電磁力支持構造を確保しながら要求されるトリチウム増殖率を確保し、前述の高稼働率を得る見通しが得られた。
近藤 昌也; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 最首 貞典*; 小幡 宏幸*; 島田 ルミ*; 川村 慎一*
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/00
横型熱交換器を用いた静的格納容器冷却系(PCCS)が検討されている。横型熱交換器の伝熱特性評価のため、水平単一U字伝熱管を用いた実験を行った。実験の結果、伝熱管入口端付近の環状流の局所熱伝達率を既存のモデルが過小評価する傾向があることがわかった。また、同時に行った可視化実験(伝熱管の一部区間に可視窓を取り付け、高速度ビデオを用いて行った)から、環状流の液膜表面に多数の巻波が存在することを確認した。そこで、巻波が液膜を撹拌、伝熱を促進するとの仮定の下に、局所熱伝達率を巻波の時間あたりの通過頻度に対して整理したところ、両者の間には強い相関関係があることを見出し、仮定を裏付けた。さらに、この相関関係を基に、液膜の通過頻度を考慮した、水平管内環状流凝縮熱伝達率を与えるモデルを提案した。
島崎 正則; 早船 浩樹; 二神 敏; 江沼 康弘*; 河村 雅也*; 小雲 信哉*
no journal, ,
高速増殖実証炉に向けた大型構造物の開発を実施中である。本発表では、高クロム鋼を用いた大型長尺蒸気発生器を対象として、経済産業省からの受託事業である「発電用新型炉等技術開発」の一環として平成20年度,平成21年度に実施した機器開発試験における試験計画と10MWt級蒸気発生器試験体の予備評価として、伝熱流動等の解析評価等の設計検証や大型構造物が有する課題となっている製作性検証結果について行う。
早船 浩樹; 二神 敏; 佐藤 充*; 河村 雅也*; 小竹 庄司*
no journal, ,
JSFRの蒸気発生器(以下、SG)に革新技術として直管型2重伝熱管SGの導入を検討している。FaCTプロジェクトで進めている本革新技術について、これまでの採否評価結果を報告する。
深沢 剛司*; 下地 邦幸*; 河村 雅也*; 岡村 茂樹*; 木曽原 直之; 江沼 康弘
no journal, ,
近年に生じた地震と同規模の地震動がナトリウム冷却炉(JSFR)に作用した場合を想定し、主要機器を対象に耐震性を評価した。本報ではその結果について述べる。
二神 敏; 江沼 康弘; 河村 雅也*; 神田 大徳*; 市原 隆司*
no journal, ,
JSFRにおける蒸気発生器(SG)のナトリウム-水反応対策について、GIF安全設計ガイドラインの設計拡張状態への対応も考慮して、密着防護伝熱管SGの概念を検討した。密着防護伝熱管は、2重バウンダリによる水リークの未然防止とナトリウム-水反応事故時の影響緩和を期待するものである。2重バウンダリによる水リークの未然防止については、共通要因による伝熱管と防護管の同位置破損と伝熱管破損時の内圧による防護管の従属破損を防止し、伝熱管が破損しても水リークが発生しないようにする。ナトリウム-水反応事故時の影響緩和については、万が一の初期水リークから大規模破損に至るような影響緩和機能の喪失等の設計拡張状態に対して、防護管肉厚による耐ウェステージ性を実力として期待する。なお、伝熱管と防護管のギャップは狭隘であることから、現実的には初期破損管の水リーク率は抑制される。上記で検討した密着防護伝熱管SGについて、万が一の初期水リークからの破損伝播解析を実施し、最大水リーク率が1DEG(1本ギロチン破断相当)に抑制されたことにより、資産保護性を有すると評価した。
河村 雅也*; 宇敷 洋*; 江沼 康弘; 二神 敏; 小雲 信哉*; 市原 隆司*; 中島 崇*
no journal, ,
JSFRのSGについて、2次ナトリウム系と水・蒸気系のバウンダリである伝熱管破損に伴うナトリウム-水反応事故への対応策として、密着防護伝熱管の採用を検討している。構造健全性確保等の観点から、伝熱管相互の温度差を低減する必要があり、その一因となる内外管の接触熱抵抗のバラつきは接触状態に依存する。そのバラつきを抑えるために、内外管の平滑な接触状態を妨げる界面の酸化スケールを低減し、接触熱抵抗の上限値を低減する方策として、素管製造時の熱処理(焼ならし及び焼戻し)に水素炉等を適用した。界面の酸化スケールを低減していないものと比べることで、酸化スケールの低減効果、及び、界面の酸化スケールの低減が内外管の接触熱抵抗に及ぼす影響を確認した。
天野 克則; 江沼 康弘; 二神 敏; 宇敷 洋*; 河村 雅也*; 市原 隆司*
no journal, ,
革新的ループ型ナトリウム冷却高速炉の安全設計要件に適合する設計取り纏めに向け、各機器の成立性に関する課題への検討を実施している。SGは直管型密着防護伝熱管を採用しており、伝熱管相互の温度差に起因する軸力に対する伝熱管の座屈防止が重要となる。伝熱管相互の温度差の要因としては、管束部入口からの2次系ナトリウムの横流れに起因する径方向温度差や密着防護伝熱管の伝熱性能のばらつきなどが考えられる。後者は試作試験によりばらつきを抑えられる見通しを確認した。本報では、前者の径方向温度差の低減対策について報告する。
神田 大徳; 江沼 康弘; 二神 敏; 河村 雅也*; 宇敷 洋*; 小雲 信哉*; 市原 隆司*; 中島 崇*
no journal, ,
The Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) is one of the most promising concepts suggested for Generation-IV nuclear reactor systems. Some SFRs adopt Steam Generator (SG) as their heat exchange system between sodium and water. In the tube failure accident within a SG, sodium-water reaction occurs. By this reaction, the tube failure may propagate to adjacent tubes resulting in a large scale tube failure. In an advanced loop-type SFR design promoted by Japan Atomic Energy Agency (JAEA), a straight double-walled tube SG is adopted to prevent this sodium-water reaction. In this paper, tube failure propagation has been calculated to assess property protection performance on outer tubes. The evaluation results showed that the total leakage rate is limited to one double-ended guillotine scale hence the double-walled tube SG has the property protection performance. By additional calculations assuming the loss of the mitigation function, a sever event in DECs is cleared. These calculations suggest that increase of the reliability of water blowdown system and enhancement of the pressure release system are effective for the boundary integrity between primary and secondary sodium. There is an issue to be addressed to adopt the concept described above, that is, the decrease of temperature difference between exchange tubes especially for structural integrity of the straight double-walled tube SG for its thermal contact resistance between double tubes and its lack of bending part to release thermal stress. The dispersion of thermal contact resistance between tubes causes temperature difference there due to their heat transfer rate difference. To suppress this dispersion, the oxidized scale is decreased on the interface between the inner and the outer tubes by applying heat treatment using hydrogen furnace for the tube element production.
