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論文

Inverted-parabolic and weak strain dependencies on the critical current in practical $$<$$110$$>$$ and $$<$$100$$>$$ oriented REBCO tapes

長村 光造*; 町屋 修太郎*; 梶原 堅太郎*; 川崎 卓郎; Harjo, S.; Zhang, Y.*; 藤田 真司*; 飯島 康裕*; Hampshire, D. P.*

AIP Advances (Internet), 9(7), p.075216_1 - 075216_11, 2019/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:22.92(Nanoscience & Nanotechnology)

In the commercial coated conductor tapes, the twinned structure of REBCO (REBa$$_{2}$$Cu$$_{3}$$O$$_{7-d}$$, RE = Y and Gd) is characterized as either $$<$$100$$>$$ or $$<$$110$$>$$ orientation based on the tape length direction. In this study, we investigate the effects of the two different twinned structures on the critical current $$I_{rm c}$$ of the REBCO tapes by combining; transport critical current and synchrotron radiation diffraction measurements. For the tapes with $$<$$100$$>$$ oriented twins, we observed the inverted parabolic strain behavior on the uniaxial strain dependence of $$I_{rm c}$$. In contrast, the ones with $$<$$110$$>$$ oriented twins showed a weak strain behavior without any maximum appeared in the strain dependence. Such a different uniaxial strain dependence was analyzed by using the one-dimensional twin model with different fractional lengths of A-domains and B-domains of REBCO twins. This model explains the essential features of the different uniaxial strain dependence we observed.

論文

Design and burn-up analyses of new type holder for silicon neutron transmutation doping

米田 政夫; 新居 昌至; 玉井 和夫*; 川崎 幸三*

Applied Radiation and Isotopes, 113, p.60 - 65, 2016/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:25.63(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

研究用原子炉JRR-3におけるシリコン照射において、シリコンインゴットを均一に照射するためのシリコン照射ホルダーの設計・製作及び燃焼解析を行った。新型シリコン照射ホルダーでは、アルミニウムと中性子吸収材であるB$$_{4}$$Cからなる合金を用いることにより、軸方向の中性子束分布の均一化を図っている。しかし、中性子吸収材を用いることにより、長期使用時のフィルター性能の低下が懸念される。本研究により、800時間の照射では、ドーピング分布の変化がほとんど表れないことが分かった。ホルダーの寿命は、フィルターの性能低下以外に、ホルダーに含まれる不純物の放射化量で決まり、それは数百時間と推定される。不純物の放射化が問題となる照射時間の範囲では、ドーピング反応の分布は問題とはならないことが分かった。長期間照射で用いても安定した均一性を維持しており、ドーピング反応の軸方向の差異は、1600時間照射では1.08、4000時間照射では1.18であった。この新型ホルダーを用いることにより、従来のホルダーを用いることに比べて1.7倍の増産が期待されている。

論文

中性子パワーで半導体をつくる

米田 政夫; 川崎 幸三*

波紋, 24(特別号), 2 Pages, 2014/11

シリコンドーピングについての解説記事を執筆する。主な内容は次の通りとなる。NTDシリコンの原理、日本におけるNTDシリコンの生産について、世界におけるNTDシリコンの生産について、及びNTDシリコンの今後の動向について。

論文

A New irradiation method with a neutron filter for silicon neutron transmutation doping at the Japan research reactor No. 3 (JRR-3)

米田 政夫; 川崎 幸三*; 小原 徹*

Applied Radiation and Isotopes, 74, p.70 - 77, 2013/04

 被引用回数:7 パーセンタイル:54.8(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

JRR-3におけるシリコンドーピングの照射効率を上げるため、中性子フィルター付き照射ホルダーの開発を行った。中性子フィルターは軸方向の照射均一化を図るためのものである。ホルダーは低放射化物質である必要があることから、中性子フィルターはアルミニウムとB$$_{4}$$Cの合金を用いている。中性子フィルターの解析にはモンテカルロ核計算コードであるMVPコードを用いた。特性試験によりMVPコードを用いた解析手法の妥当性を確認することができ、さらに軸方向の中性子束分布の均一化を図れる中性子フィルター機能付き照射ホルダーの設計を行うことができた。本研究で得られた中性子フィルター機能付きホルダーを用いることにより得られる軸方向の中性子束分布の偏差は1.06と均一であった。JRR-3においてこのホルダーを用いることにより、従来の照射方法を用いる場合に比べてシリコンドーピングの照射量を約1.7倍に増加させることが可能となる。

報告書

中性子フィルタ法を用いたJRR-3均一照射設備高性能化の設計検討; 研究炉を用いたシリコン照射の生産性向上に関する技術開発(共同研究)

竹内 真樹; 馬籠 博克; 米田 政夫; 川崎 幸三*

JAEA-Technology 2009-037, 28 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-037.pdf:5.71MB

JRR-3ではNTD-Si(Neutron Transmutation Doping Silicon: 中性子核変換ドーピングシリコン)を生産している。ここで用いられている方法は反転法であるが、さらにNTD-Siの生産性を大きく向上するため、中性子フィルタ法を導入のための技術検討を行った。検討の結果、現在、JRR-3で用いられているNTD-Si装置をほとんど変更することなくフィルタ法を導入できる見通しを得た。

報告書

k$$_{0}$$法に基づく中性子放射化分析法を用いた高純度チタン及び炭化ケイ素(SiC)の不純物元素の分析; 研究炉を用いたシリコン照射の生産性向上に関する技術開発(共同研究)

本橋 純; 高橋 広幸; 馬籠 博克; 笹島 文雄; 徳永 興公*; 川崎 幸三*; 鬼沢 孝治*; 一色 正彦*

JAEA-Technology 2009-036, 50 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-036.pdf:32.66MB

JRR-3及びJRR-4では、中性子転換ドーピング法を用いたシリコン単結晶(Si)の半導体(NTD-Si)の製造が行われている。現在、NTD-Siは、増産を目的とした生産性の向上が重要な課題となっている。このため、中性子均一照射工程を現在よりも効率的に行うためには、中性子フィルタ法があり、中性子フィルタ材としては、高純度チタン材料の使用が考えられる。また一方で、炭化ケイ素(SiC)は、シリコン(Si)材よりパワー半導体デバイスとしての優れた物理的特性を有しているため、NTD法によるSiC半導体製造の技術開発についても大いに検討の対象となる。そこで、高純度チタン及びSiC材料について、中性子照射後の放射化量を評価するため、k$$_{0}$$法に基づく中性子放射化分析法を用いた不純物元素の分析を行った。本分析により、高純度チタンからは6元素、SiCからは9元素を検出し、定量を行った。このうち、高純度チタンから検出されたSc及びSiCから検出されたFeは、半減期が比較的長い核種である。これらの核種からの放射線による取扱い作業での被ばくが問題となるため、不純物管理の検討が必要であることがわかった。

報告書

HTTR用広領域中性子検出器の長寿命化に向けた研究(共同研究)

齋藤 賢司; 関田 健司; 川崎 幸三; 山本 一彦*; 松浦 真*

JAEA-Technology 2007-059, 36 Pages, 2007/11

JAEA-Technology-2007-059.pdf:26.24MB

高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)の広領域中性子検出器は、通常運転時450$$^{circ}$$C,事故時550$$^{circ}$$Cの高温環境下で使用される。広領域中性子検出器を高温環境下で長時間使用する場合、電離ガスに含まれる窒素が電極材料に吸着されることにより減少し、中性子検出器の特性が劣化することが考えられる。このため、窒素吸着試験を実施し、高温環境下で電極材料に吸着される窒素量を明らかにした。また、試作検出器を使った性能評価試験を実施し、高温雰囲気において窒素吸着に伴う中性子検出器の特性劣化が生じないことを確認した。本報告書は、HTTR用広領域中性子検出器の長寿命化に関する検討結果をまとめたものである。その結果、HTTRの広領域中性子検出器は、通常運転時450$$^{circ}$$Cの高温環境下において、5年間使用可能であることを確認した。

論文

A Methodology of structural analysis for nuclear power plant size of assembly

谷 正之; 中島 憲宏; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 松原 仁; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 羽間 収; 近藤 誠; 川崎 幸三

Proceedings of Joint International Topical Meeting on Mathematics & Computations and Supercomputing in Nuclear Applications (M&C+SNA 2007) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/04

The quakeproof analysis for an assembly structure such as a nuclear power plant should not be calculated as a piece of structure as existed structural analyses as do so, because of heterogeneity of each part in the functionality, which relates to the boundary condition. As well known that nuclear power plant consists of over ten million detailed parts, it takes lots of computational resources such as memory, disk space, and computational power to carry out its analysis. In order to achieve the assembly structure analysis, it is to give an efficient performance method, a treatable data handling method, and taking account the heterogeneity of each part in the functionality. The proposed method is to treat a power plant size assembly with its components. The components are handled by one by one to reduce the size of data at a operation, and to concern heterogeneity of each part.

報告書

Operating experiences since rise-to-power test in High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

栃尾 大輔; 渡辺 周二; 茂木 利広; 河野 修一; 亀山 恭彦; 関田 健司; 川崎 幸三

JAEA-Technology 2007-014, 62 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-014.pdf:9.74MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、2000年4月より出力上昇試験を開始した。2001年12月にHTTRの最大熱出力である原子炉熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}$$Cを達成した。その後、2004年4月の最後の出力上昇試験において最大熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成した。使用前検査合格証取得後は、高温ガス炉固有の安全性を実証する安全性実証試験を行っている。本報では、出力上昇試験から6年間の運転経験についてまとめている。これらについては、(1)新型のガス冷却炉設計に関連する運転経験,(2)性能向上のための運転経験,(3)系統や機器の故障等に関する運転経験、の3つに分類してまとめた。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の安全設計及び安全評価の考え方

飯垣 和彦; 七種 明雄; 澤畑 洋明; 篠崎 正幸; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 川崎 幸三; 馬場 治*

JAEA-Review 2006-010, 90 Pages, 2006/07

JAEA-Review-2006-010.pdf:5.65MB

ガス炉は、原子力の開発初期からの長い歴史を持っており、高温ガス炉(HTGR)は、安全,効率,環境面から受容できかつ経済性から21世紀の工業用熱利用と発電に向けた高温のエネルギーを作り出す最終目標として期待されている。HTGRの革新的な設計には、受動的な安全装置の配置が試みられており、これらの原子炉の安全評価等については、おもに軽水炉用に策定されている現在の安全指針等を直接的にHTGRに適用できないこと等からの特別な配慮が必要となる。本報告では、試験研究炉HTTRでの安全設計$$cdot$$安全評価についての変遷を調査し、軽水炉と異なる高温ガス炉の安全設計$$cdot$$安全評価の特徴的な主な事項、これまでのHTTRの運転蓄積をもとに次期高温ガス炉の安全設計$$cdot$$安全評価に反映すべく事項をとりまとめたものである。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御応答試験結果

茂木 利広; 飯垣 和彦; 齋藤 賢司; 澤畑 洋明; 平戸 洋次; 近藤 誠; 澁谷 英樹; 小川 悟; 篠崎 正幸; 水島 俊彦; et al.

JAEA-Technology 2006-029, 67 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-029.pdf:3.07MB

HTTRの制御系のうち、中間熱交換器ヘリウム流量制御系,1次加圧水冷却器ヘリウム流量制御系,2次ヘリウム流量制御系,原子炉入口温度制御系,原子炉出力制御系及び原子炉出口温度制御系については、系統別総合機能試験及び出力上昇試験でその性能が明らかにされてきた。これらの試験では、各制御系に外乱を与えても安定に制御できることを確認した。また、原子炉出力30%$$sim$$100%までの自動運転においても、原子炉出力,温度,流量を安定に制御できることを確認した。本報告書は、これらの制御系の概要と試験結果について報告する。

論文

HTTR test programme towards coupling with the IS process

伊与久 達夫; 坂場 成昭; 中川 繁昭; 橘 幸男; 笠原 清司; 川崎 幸三

Nuclear Production of Hydrogen, p.167 - 176, 2006/00

来るべき水素社会では大量の水素が必要となるが、高温ガス炉の熱を熱化学IS法に用いれば、水分解により二酸化炭素を排出せずに大量の水素を製造することが可能である。これは原子炉による水素製造という新産業創出として期待されている。日本初の高温ガス炉HTTRは2004年4月に世界で初めて原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成し、ISプロセスに必要な原子炉側の準備は整いつつある。本報では、HTTRによる原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成するまでの試験実績を述べるとともに、ISプロセスを接続するために必要となるHTTRを用いた今後の試験計画及びHTTRにISプロセスを接続するHTTR-IS計画について報告する。

論文

Achievement of coolant temperature of 950$$^{circ}$$C in HTTR

川崎 幸三; 伊与久 達夫; 橘 幸男; 中澤 利雄; 後藤 実

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05

高温工学試験研究炉(HTTR)は、2004年4月19日に、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成した。原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cの達成は、発電以外の分野への、核熱利用の拡大を図るものである。高温ガスタービンを用いた高い熱効率の高温ガス発電炉,二酸化炭素の放出を伴わない水からの水素製造等に、核熱を利用することができる。本報は、HTTRの高温試験運転結果についてまとめたものである。

論文

Achievement of reactor-outlet coolant temperature of 950$$^{circ}$$C in HTTR

藤川 正剛; 林 秀行; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中川 繁昭; 坂場 成昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1245 - 1254, 2004/12

 被引用回数:75 パーセンタイル:97.45(Nuclear Science & Technology)

日本初の高温ガス炉HTTRは、2004年4月19日に最大熱出力30MWで、原子炉出口冷却材(ヘリウムガス)温度950$$^{circ}$$Cを達成した。出力上昇試験の最終段階として実施された高温試験運転では、原子炉の特性及び性能が確認され、また安全,安定運転のための種々の運転データが蓄積された。原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cの達成により、高温ガスタービンによる高効率発電が可能になるとともに、水を原料とした水素製造に十分な温度を達成したこととなり、原子力の非電力分野での利用の可能性が広がったことになる。今回の成功により、高温ガス炉を用いた水からの水素製造の実現に向けて大きく前進した。本報は、HTTRの高温試験運転の試験結果について述べたものである。

論文

原研高温ガス炉(HTTR)950$$^{circ}$$C性能試験終了し使用前検査に合格

川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 林 秀行; 藤川 正剛

日本原子力学会誌, 46(8), P. 510, 2004/08

日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成16年6月24日までに原子炉出口温度950$$^{circ}$$C運転(高温試験運転)にかかわる性能試験を計画どおり全て終了した。高温試験運転は、本年、3月31日から開始し、4月19日には1次加圧水冷却器のみを用いた単独運転により、世界で初めて950$$^{circ}$$Cの高温のヘリウムガスを原子炉から取出すことに成功し、引き続いて、6月2日からは1次加圧水冷却器のほかに中間熱交換器を用いた並列運転での性能を確認してきた。並列運転での性能試験の結果、HTTRの冷却系統の除熱性能、1次遮へい体の遮へい性能及び高温機器の特性等全ての試験項目について設計どおりの性能を有していることを確認、6月24日使用前検査に合格し、HTTRの性能試験を全て終了した。

論文

原研高温工学試験研究炉(HTTR)950$$^{circ}$$Cの高温ガス取出しに世界で初めて成功

川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 林 秀行; 藤川 正剛

日本原子力学会誌, 46(5), P. 301, 2004/05

日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成16年3月31日より冷却材の原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cを目指した試験を実施してきたが、4月19日14時27分に、最大熱出力30MWで原子炉出口での冷却材(ヘリウムガス)温度950$$^{circ}$$Cに到達した。

論文

高温ガス炉開発の現状と動向,燃料検査方法; 高温ガス炉の概要,HTTR計画,燃料の製造・検査方法

沢 和弘; 川崎 幸三

検査技術, 8(6), p.17 - 22, 2003/06

本報では、高温ガス炉の概要,日本原子力研究所が進めている高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature Engineering Test Reactor)計画について述べるとともに、高温ガス炉の大きな特徴の一つである燃料の製造及び検査方法を紹介する。

報告書

HTTR高温試験運転の出力上昇試験計画

坂場 成昭; 中川 繁昭; 高田 英治*; 野尻 直喜; 島川 聡司; 植田 祥平; 沢 和弘; 藤本 望; 中澤 利雄; 足利谷 好信; et al.

JAERI-Tech 2003-043, 59 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-043.pdf:2.54MB

HTTRは、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}C$$の達成を目指した高温試験運転による出力上昇試験を平成15年度に計画している。高温試験運転の実施にあたっては、被覆粒子燃料を使用し、ヘリウムガス冷却を行う我が国初の高温ガス炉であることを念頭に、これまで実施してきた出力上昇試験(定格運転30MW及び原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}C$$までの試験)での知見をもとに計画する。高温試験運転においては、温度の上昇に従ってより厳しくなる、原子炉の核熱設計,放射線遮へい設計及びプラント設計が適切であることを確認しながら実施する。本報では、HTTRの安全性確保に重要な燃料,制御棒及び中間熱交換器について、定格運転モードでの運転データに基づき、高温試験運転時の安全性の再確認を行った結果を示すとともに、これまでに摘出された課題とその対策を示した。加えて、高温試験運転における試験項目摘出の考え方を示し、実施する試験項目を具体化した。その結果、原子炉施設の安全を確保しつつ、原子炉熱出力30MW,原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}C$$の達成の見通しを得た。

報告書

高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発(共同研究),2; 光ファイバ温度センサのHTTRへの適応性の検討

坂場 成昭; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 浦上 正雄*; 最首 貞典*

JAERI-Tech 2003-041, 106 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-041.pdf:6.58MB

高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発の第2段階として、光ファイバ温度センサのHTTRへの適応性を検討した。光ファイバ温度センサは、漏えいしたヘリウムガスによる光ファイバの温度変化により漏えいの有無を検出する。本検討では、光ファイバ単体での検出方式に加えて、HTTRの高温機器用に保温材と一体となった検出方式の検討を行った。試験の結果、設定した目標時間2時間に対して、漏えい量が5.0~20.0cm$$^{3}$$/sでは、60分以内に漏えいを検知し、特に20.0cm$$^{3}$$/sの漏えいでは、より早い漏えい検知が可能であった。

報告書

高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発,1; 漏えい事故事例及びガス漏えい検知技術の調査(共同研究)

坂場 成昭; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 浦上 正雄*; 最首 貞典*

JAERI-Review 2002-041, 86 Pages, 2003/03

JAERI-Review-2002-041.pdf:3.21MB

高温ガス炉において、ヘリウム漏えいに対する早期検知は、安全・安定運転のために非常に重要であるが、ヘリウムは無色透明の気体であるため、微小な漏えいが万が一発生した場合の漏えい箇所及び漏えい量の特定は一般的に困難である。本研究は、高温ガス炉に適用可能な高温環境下での高温ヘリウム漏えい箇所特定システムを開発することを目的とする。本システムにより、漏えい検知時間が従来の約1週間から数時間に短縮でき、また連続配置した光ファイバの温度変化によって漏えい箇所が容易に特定できるため、漏えい箇所同定までの時間が短いなどの利点がある。開発の第一段階として、光ファイバによる高温ヘリウム漏えい検知技術の適用可能性を調べるため、国内外における漏えい事故事例及びガス漏えい検知技術を調査した。

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