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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

HTTR(高温工学試験研究炉)の出力上昇試験

藤川 正剛; 大久保 実; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 伊与久 達夫

日本原子力学会和文論文誌, 1(4), p.361 - 372, 2002/12

高温ガス炉(HTGR)は、高温の熱を供給することができ、高い固有の安全性を有するなど優れた特徴を有する原子炉である。HTTRは、我が国初のHTGRで、2001年12月7日定格出力30MW原子炉出口冷却材温度約850$$^{circ}C$$に到達し、2002年3月6日使用前検査に合格した。出力上昇試験を、安全に、かつ、確実に行うため、定格出力30MWまでを約10MW,20MW及び30MWと3段階に分割して試験を行った。出力上昇試験は熱出力校正,制御特性,出力係数測定,高温配管の熱変形測定,遮へい性能,燃料及びFPの評価,異常時過渡応答等合計22の試験項目からなる。全ての試験は計画通り行われ、その結果に基づいてHTTRの性能を評価した。本レポートはHTTRの出力上昇試験の結果を報告する。

論文

原研高温工学試験研究炉(HTTR)使用前試験合格証を取得

川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 大久保 実; 馬場 治

日本原子力学会誌, 44(4), P. 310, 2002/04

日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は、2002年3月6日に使用前試験合格証を取得した。HTTRの運転形態には、中間熱交換器を使用しない「単独運転」と使用する「並列運転」の2種類があるが、昨年の「単独運転」での試験(2001年10月23日から12月14日まで)に引き続いて行った、最大熱出力30MWの「並列運転」(2002年1月25日から3月6日まで)で、冷却系統が所定の除熱性能を有することなどが確認できたことから、3月6日に文部科学省より使用前検査合格証が交付されたものである。

論文

原研高温工学試験研究炉(HTTR)最大熱出力30MWを達成

川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 大久保 実; 馬場 治

日本原子力学会誌, 44(1), P. 2, 2002/01

日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は、10月より出力上昇試験を実施し、平成13年12月7日に最大熱出力30MW(定格出力)を達成した。HTTRは我が国最初の被覆粒子燃料・黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の試験研究炉で、今回世界で初めて約850$$^{circ}C$$の高温ヘリウムガスを原子炉から取り出すことに成功した。

報告書

Design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 新藤 雅美; 塩沢 周策; 茂木 春義; 大久保 実; 伊藤 昇; 新藤 隆一; et al.

JAERI 1332, 247 Pages, 1994/09

JAERI-1332.pdf:11.53MB

現在原研は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温における先端的基礎研究の実施を主な目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設を進めている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850$$^{circ}$$C、高温試験運転時950$$^{circ}$$Cであり、燃料・材料の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。本報は、平成2年11月にHTTRの安全審査が終了し、設置許可を受けたことから、主要機器の設計の概要をまとめるとともに、関連するR&D、安全評価等について報告するものである。

論文

JRR-3改造炉の建設と臨界試験

大西 信秋; 高橋 秀武; 高柳 政二; 市川 博喜; 川崎 稔

日本原子力学会誌, 32(10), p.962 - 969, 1990/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:47.14(Nuclear Science & Technology)

JRR-3改造炉は、約5年の歳月をかけて改造工事を行い、さる平成2年3月22日に初臨界を達成した。本稿は、改造炉の設計、製作、据付等において苦労した事項、新しい技術の導入等について紹介するとともに、現在進行中の特性試験の結果について速報的に報告したものである。

報告書

JT-60用その場コーティング装置

小原 建治郎; 川崎 幸三; 平塚 一; 黒田 猛*; 太田 和也*; 三代 康彦; 大久保 実; 太田 充

JAERI-M 88-117, 77 Pages, 1988/07

JAERI-M-88-117.pdf:2.72MB

1987年2月に完成したJT-60用その場コーティング装置は、JT-60第1壁上の損耗した炭化チタン膜を、その場、即ちJT-60真空容器内で補修することも主目的とする他、チタンフラッシュ機能、及び観察機能をあわせ持つ。装置は、4軸を有するマニプレータを主体に構成され、高温(~300$$^{circ}$$C)、高真空(~10$$^{-6}$$Pa)下で運転される。真空中で物体を駆動する例は、半導体製造工程や、宇宙用機器にも見られるが、その場装置のように、高温、高真空下で駆動する例は他では見られない。本報告では、装置の概要について述べるとともに、本装置を使用して実施したチタンフラッシュの結果についても簡単に述べる。

論文

Decommissioning program of Japan Power Demonstration Reactor

星 蔦雄; 田中 貢; 川崎 稔

Proc. 2nd Int. RILEM Symp. on Demolition Methods and Practice, p.463 - 472, 1988/00

JPDRの解体計画は、将来の商業用発電炉の廃止措置に役立てるため、原子炉の解体に必要な技術の開発を行うとともにこれらの成果を活用して実際にJPDRを解体撤去して、解体の知見、経験を得ることを目的とした計画である。技術開発は1981年に、実地解体は1986年にそれぞれ着手され、解体撤去の完了は1992年に予定されている。

論文

The Japan Power Demonstration Reactor decommissioning programme

田中 貢; 柳原 敏; 石川 迪夫; 川崎 稔

Proc. Int. Conf. on Decommissioning of Major Radioactive Facilities, p.25 - 31, 1988/00

原研では、将来の商用発電炉の廃止措置を考慮して、JPDR解体計画を1981年より実施している。本計画の第1段階では、原子炉解体に必要な技術として、遠隔切断技術の開発も行った。これらは、鋼構造物の解体に適用する、水中プラズマアーク切断技術、水中アークソー切断技術、ディスクカッター切断技術、成型爆薬切断技術であり、また、コンクリート解体に適用する、機械的切断技術、水ジェット切断技術、制御爆破技術である。これらは、1986年から実施されている、JPDR解体実地試験に適用され、その有用性が実施されるとともに、原子炉の解体に関する多くのデータが収集されるものと期待される。

報告書

JT-60メタングロー放電装置の開発

川崎 幸三; 平塚 一; 三代 康彦; 黒田 猛*; 太田 和也*; 前野 勝樹; 大久保 実

JAERI-M 87-183, 16 Pages, 1987/11

JAERI-M-87-183.pdf:0.6MB

メタングロー放電装置は、放電ガスにメタンと水素の混合ガスを用いたグロー放電によって発表面のカーボナイゼーション及びグラファイト表面の洗浄を目的に昭和62年1月その建設を行なったものである。

論文

JPDRの解体計画

石川 迪夫; 川崎 稔

エネルギーレビュー, 7(6), p.2 - 6, 1987/00

先ず、原子炉の廃止措置の方法について密閉管理、遮蔽隔離、解体撤去の3方式の概要を説明し、わが国では解体撤去方式を原則とするなどの国の基本的な考え方を示す。原研は、この考え方のもとに原子炉解体技術の開発に着手したが、この計画は大きく2段階にわかれ、前半約5年間で原子炉解体に必要な種々の技術を開発し、後半約5年間においてそれらの技術を適用してJPDRの解体実地試験をおこなう。

口頭

FBRサイクルの多面的評価,3; 重み付けの手法と多面的評価結果

川崎 弘嗣; 塩谷 洋樹; 小野 清; 園山 実*; 鈴木 敦士*

no journal, , 

FBRサイクルシステムの開発目標の各視点に対して得られた効用値に、一般国民のアンケートに基づいて抽出した将来社会の価値観に基づく各種の重み付けを行い、総合的な目標適合度の高いFBRサイクル候補概念を評価した。

口頭

ITER CSインサート導体の分流開始温度特性

名原 啓博; 諏訪 友音; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 梶谷 秀樹; 井口 将秀; 辺見 努; 下野 貢; 海老澤 昇; 佐藤 稔; et al.

no journal, , 

ITER中心ソレノイド(CS)用の導体を用いて、長さ約80mのソレノイド状のサンプル(ITER CSインサート導体)を製作し、那珂核融合研究所にあるCSモデル・コイルによってその導体性能を評価した。CSはITERにおいてパルス運転を行うことから、本試験では16000回の繰返し通電と3回の昇温・再冷却を行い、適宜、性能評価試験を実施した。その結果、分流開始温度は設計値(13T, 40kAにおいて5.2K)に対して1.5K以上の大きな裕度があることを明らかにした。また、2014年にスイスにあるSULTAN試験装置を用いて実施した、長さ約3mの直状サンプルの評価結果と比較し、両者が論理的に整合した結果であることを示した。

口頭

ITER CSインサートの試験結果; 試験方法

礒野 高明; 河野 勝己; 尾関 秀将; 齊藤 徹; 名原 啓博; 諏訪 友音; 下野 貢; 海老澤 昇; 佐藤 稔; 宇野 康弘; et al.

no journal, , 

原子力機構ではITER中心ソレノイド(CS)用導体の調達を進めており、今回、その超伝導性能をCSモデル・コイル試験装置を用いて評価した。試験において、16000回の繰り返し通電、3回の室温までの熱履歴を行い、分流開始温度(Tcs)の変化を測定した。また、試験コイルがフープ力により歪むことのTcsへの影響及びクエンチ試験を実施した。本稿では、これらの試験方法について報告する。

口頭

化石海水分布の把握を目的としたMT法による三次元比抵抗分布

佐藤 菜央美; 早野 明; 手島 稔*; 根木 健之*; 山根 照真*; 川崎 慎治*

no journal, , 

幌延地域を対象として化石海水の三次元分布を調査・評価する技術の高度化を目的とした電磁探査を実施した。本発表では、電磁探査の結果を速報として示す。電磁探査は、幌延深地層研究センターを中心とした3km四方を調査範囲とし、調査範囲内に60点の測定点を設定した。各測定点においてMT(Magnetotelluric)法データを取得し、三次元インバージョン解析により比抵抗分布を推定した。その結果、主に泥岩・頁岩などの岩石が分布する調査範囲は、全体的に低比抵抗であり、地質構造と調和した比抵抗分布が認められた。本研究は、経済産業省資源エネルギー庁委託事業「令和2年度高レベル放射性廃棄物等の地層処分に関する技術開発事業(岩盤中地下水流動評価技術高度化開発)」の一環として実施したものである。

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