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町屋 修太郎*; 長村 光造*; 菱沼 良光*; 谷口 博康*; Harjo, S.; 川崎 卓郎
Quantum Beam Science (Internet), 7(4), p.34_1 - 34_17, 2023/10
Measuring the actual strain on the MgB filaments are of paramount importance, since tensile stress and strain diminish the critical current. In this study, the strain measurement using neutron diffraction during tensile loading was established. We fabricated a MgB wire enriched with boron-11, an isotope having a smaller neutron absorption cross- section than natural boron, and succeeded in obtaining changes in the lattice constant under tensile loading through Rietveld analysis.
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:7 パーセンタイル:36.55(Nanoscience & Nanotechnology)In the commercial coated conductor tapes, the twinned structure of REBCO (REBaCuO, 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 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 . 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.
長村 光造*; 町屋 修太郎*; 川崎 卓郎; Harjo, S.; 加藤 武志*; 小林 慎一*; 長部 吾郎*
Materials Research Express (Internet), 6(2), p.026001_1 - 026001_13, 2019/02
被引用回数:7 パーセンタイル:30.32(Materials Science, Multidisciplinary)In order to elucidate the effect of applied tensile stress/strain on the critical current of DI-BSCCO-2223 wires, the critical current measurement and the tensile test were carried out at 77 K. Neutron diffraction measurements were also performed at 77 K to get direct information about the local strain exerted on the BSCCO superconducting filaments. It was reported that the critical current of BSCCO wires decreases linearly in a small range of tensile stress/strain and that the critical current returns reversibly on reducing the stress/strain. The gradual decrease of critical current was observed within the reversible region. When the tensile stress/strain increased beyond a characteristic value, the critical current decreased rapidly due to the brittle fracture of BSCCO filaments. It is proposed that the reversible stress/strain limit of critical current ( and ) can be defined experimentally as the 99% recovery stress ( and strain (. The reversible strain limit is proposed to consist mainly of three factors of pre-strain, thermal strain and tensile fracture strain of SC filaments themselves. The calculated relation between the and could well explain quantitatively the observed relation between 99% recovery stress and strain.
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:19.46(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BC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。
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。
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:8 パーセンタイル:53.04(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BC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。
竹内 真樹; 馬籠 博克; 米田 政夫; 川崎 幸三*
JAEA-Technology 2009-037, 28 Pages, 2010/03
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。
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
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。
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
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450C,事故時550C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450C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。
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.
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
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850C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950C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。
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
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安全評価に反映すべく事項をとりまとめたものである。
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
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%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。
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950C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950C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。
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950Cを達成した。原子炉出口冷却材温度950C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。
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:89 パーセンタイル:97.72(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950C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950C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。
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950C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950C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。
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950C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950Cに到達した。
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。
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
HTTRは、原子炉出口冷却材温度950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の達成の見通しを得た。