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論文

In-beam $$gamma$$-ray spectroscopy of $$^{35}$$Mg via knockout reactions at intermediate energies

籾山 悟至*; Doornenbal, P.*; Scheit, H.*; 武内 聡*; 新倉 潤*; 青井 考*; Li, K.*; 松下 昌史*; Steppenbeck, D.*; Wang, H.*; et al.

Physical Review C, 96(3), p.034328_1 - 034328_8, 2017/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.32(Physics, Nuclear)

理化学研究所の不安定核実験施設RIBFにて、中性子過剰核$$^{35}$$Mgの励起状態を$$^{36}$$Mgおよび$$^{37}$$Alからのノックアウト反応によって生成し、そこからの脱励起$$gamma$$線を観測した。$$^{35}$$Mgは中性子数20魔法数が消滅するとされる「逆転の島」と呼ばれる領域に含まれると考えられており、また、奇核であることから、一粒子状態と集団的状態が結合した興味深い核構造が出現すると期待されている。この実験によって、206keV, 443keV, 616keV, 670keVの4本の$$gamma$$線を観測し、これらを全て基底状態へ脱励起する$$gamma$$線であると仮定して励起準位を構成した。この準位構造、ノックアウト反応の断面積、移行運動量分布を殻模型計算および反対称化分子動力学計算と比較した。二つの計算は、基底状態近傍の高い準位密度などいくつかの特徴的な核構造を再現することに成功し、$$^{35}$$Mgは「逆転の島」に含まれるという描像と無矛盾であることがわかった。

論文

Asymmetry dependence of reduction factors from single-nucleon knockout of $$^{30}$$Ne at $$sim$$ 230 MeV/nucleon

Lee, J.*; Liu, H.*; Doornenbal, P.*; 木村 真明*; 蓑茂 工将*; 緒方 一介*; 宇都野 穣; 青井 考*; Li, K.*; 松下 昌史*; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2016(8), p.083D01_1 - 083D01_7, 2016/08

AA2016-0230.pdf:0.16MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:52.65(Physics, Multidisciplinary)

高速不安定核ビームのノックアウト反応は、不安定核の一粒子状態を調べるのによく用いられている反応である。しかし、ノックアウト反応から反応理論を通じて得られた分光学的因子は、殻模型などの核構造模型から得られるものに比べて一様に減少しており、その減少因子は核子の分離エネルギーに強く依存するという不思議な性質があることが知られている。そのメカニズムはまだ完全には理解されていない。従来の研究では、核子あたり約120MeV程度のビームを使って減少因子が測定されてきた。本研究では、理化学研究所にて、核子あたり200MeV以上のより高速なビームを用いて、$$^{30}$$Neからの一中性子および一陽子ノックアウト反応を調べた。そこで得られた減少因子を殻模型や反対性分子動力学による核構造計算を用いて導いたところ、従来研究と同様の減少因子があることがわかった。

報告書

HTTRにおけるガス圧縮機のシールオイル漏れに係る改善,2

根本 隆弘; 金城 紀幸*; 関田 健司; 古澤 孝之; 黒羽 操; 川上 悟; 近藤 雅明

JAEA-Technology 2015-006, 36 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-006.pdf:16.77MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉補助施設に設置しているガス圧縮機は、冷却材ヘリウムの漏えい防止等の観点から複雑なロッドシール機構を有している。一方、これまでの運転経験において当該シール機構からのシールオイル漏れが頻発していたため、シール材の変更等による洩れ対策を行ってきたが、期待した効果が得られなかった。そこで、シールオイル漏れが頻発しているガス圧縮機のシール材を、仕様の異なるものに交換したところ、シールオイル漏れの発生が大幅に低減した。検討の結果、個々のガス圧縮機の特性に応じた適切なシール材を選定することが、シールオイル漏れ対策に有効であることが確認できた。また、これまでの運用経験を踏まえて、HTTRのガス圧縮機により適切なシールオイル漏れに関する判断基準と運用方法を立案した。本報は、HTTRで使用しているガス圧縮機のシールオイル漏れに係る改善方法について検討した結果をまとめたものである。

論文

Operation and maintenance experience from the HTTR database

清水 厚志; 古澤 孝之; 本間 史隆; 猪井 宏幸; 梅田 政幸; 近藤 雅明; 磯崎 実; 藤本 望; 伊与久 達夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1444 - 1451, 2014/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

HTTRでは、運転・保守経験において得られた情報を共有しそこから得られた知見や教訓を高温ガス炉の設計、建設、運転管理に反映させることで安全性や信頼性の向上に役立てることを目的として、運転・保守経験情報のデータベースシステムを構築している。本データベースには、これまで1997年から2012年の期間において1000件以上の不具合事象データが登録されている。本報では、データベースの登録情報に基づき、これまでのHTTRの不具合事象の発生状況について述べるとともに、次期高温ガス炉の設計、建設、運転管理への適用が期待できる重要な知見として、(1)ヘリウム圧縮機の性能低下、(2)反応度制御設備における後備停止系不具合、(3)非常用ガスタービン発電機の経験、(4)東日本大震災の経験、以上4件の経験を抽出し、改善策を提言する。

論文

Development of the maintenance technologies for the future high-temperature gas cooled reactor (HTGR) using operating experiences acquired in high-temperature engineering test reactor (HTTR)

島崎 洋祐; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 古澤 孝之; 近藤 雅明

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1413 - 1426, 2014/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

This paper describes the lessons learned of the maintenance technologies, which has been and will be developed by using the high temperature engineering test reactor (HTTR), which should be expected to apply to the future HTGRs. The maintenance technologies for the reactor system, which have been developed by using HTTR, are categorized as followings; (1) Establishment of the maintenance technologies specific to the HTGRs. (2) Development of the maintenance technologies for the future HTGRs. (3) Efficient maintenance works for the general equipment.

論文

Liquid-sheet jets for terahertz spectroscopy

近藤 正人*; 坪内 雅明

Optics Express (Internet), 22(12), p.14135 - 14147, 2014/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.09(Optics)

テラヘルツ分光への応用のために膜厚可変の液膜ジェットノズルを開発した。スリット型と衝突型のノズルを使って光学的平坦さを持った液膜ジェットを生成した。液膜の膜厚は分光干渉法とテラヘルツ時間依存分光法とで評価した。衝突型ノズルの衝突角度を変化させることで、膜厚を50から120ミクロンの間で変化させることができた。

論文

Unsteady flow characteristics in a 90 degree elbow affected by developed, undeveloped and swirling inflow conditions

岩本 幸治*; 近藤 学*; 南浦 弘尚*; 田中 正暁; 山野 秀将

Journal of Fluid Science and Technology (Internet), 7(3), p.315 - 328, 2012/08

長い配管、短い配管及び旋回流生成器から流入される場合において、曲率半径が配管内径と一致する90度エルボに対してLDVによる計測が行われた。配管内径とバルク速度に基づいたレイノルズ数320000における全体の平均流速分布により、上流の配管の長さを10Dから4.9Dにするとエルボ下流における流動剥離が起こることが示された。

論文

ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管1/10縮尺試験装置を用いた偏流流入条件下のLDV流速測定

岩本 幸治*; 近藤 学*; 小川 翔太*; 田中 正暁; 山野 秀将

日本機械学会論文集,B, 78(792), p.1383 - 1387, 2012/08

本研究の主目的は、現在計画中のナトリウム高速炉(JSFR)1次系ホットレグ配管の安全設計に資するべく、縮尺試験装置を用いてさまざまな流入条件での流動状態を把握することである。ホットレグ配管のような曲率の強いエルボには強い流体力が作用する。その流体力が周期的に作用する場合、配管構造との共振を避けるべく流体の振動そのものを抑える、ないしはその固有振動数を配管構造のそれと合致させない工夫が必要である。一般に管軸曲率半径が管内径に近いエルボでは、エルボ下流において周期的な流体振動が発生することが明らかにされている。これらの振動は無次元周波数(ストロハル数)にして0.5程度になる。このことから、エルボを含む配管構造においてはランダム振動に対する堅牢性だけでなく、ストロハル数0.5に相当する共振にも気を配らなければならない。この振動に対して、著者らはLDVによる流速測定及び流れの可視化を行い、エルボ内側で発達した境界層の両端から放出される交互渦によってこの振動が生じることを明らかにした。

論文

Study on flow induced vibration evaluation for a large scale JSFR piping, 4; Unsteady flow characteristics in 1/10 scale hot-leg piping experiments under undeveloped and swirl inflow conditions

岩本 幸治*; 近藤 学*; 保田 和則*; 十河 基介*; 田中 正暁; 山野 秀将

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/05

LDV measurements in a 90$$^{circ}$$ elbow were examined on inflow from a long/short pipe and swirl generator, modeling a 1/10 scale hot-leg piping of a Japanese sodium-cooled fast breeder reactor. Flow distribution when ${it Re}$ = 320000 shows short upstream pipe induces a flow separation downstream and weakens the Prandtl's secondary flow of the first kind. This suppresses the kinetic energy transport within the pipe wall of the elbow. The swirl generator generates swirling inflow with the non-dimensional angular momentum of 0.12. The circumferential velocity distribution formed a shape like Rankin's combined vortex in the elbow inlet. Also observed is an accelerated axial velocity at the vortex center, whose distribution is like that of non-swirl inflow. Frequency analyses show the Strouhal number by vortex from the boundary layer at the inner side became 0.5, except for 0.6 in the long pipe case. This might be related with the boundary layer width and the local flow velocity.

報告書

HTTR長期連続運転の結果の概要; 高温・並列50日運転

栃尾 大輔; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 島崎 洋祐; 関田 健司; 近藤 雅明; 七種 明雄; 亀山 恭彦; 齋藤 賢司; 江森 恒一; et al.

JAEA-Technology 2010-038, 57 Pages, 2010/12

JAEA-Technology-2010-038.pdf:2.36MB

HTTRは平成10年の初臨界達成後、定格運転及び高温試験運転の出力上昇試験を経て、現在、供用運転を行っている。高温ガス炉を実用化するにあたり、高温ガス炉システムが長期にわたって熱利用系に安定な熱供給ができることを実証しなければならない。そこで、HTTRでは、平成22年1月より高温・並列運転で50日連続運転を行い、HTTRは長期にわたって熱利用系に安定な熱供給ができることを確認した。また、高温試験運転での長期連続運転に伴うデータを取得することができた。本報は、運転より得られたHTTRの高温試験運転での長期連続運転に関する特性をまとめたものである。

報告書

HTTR長期連続運転の結果の概要; 定格・並列30日運転

栃尾 大輔; 野尻 直喜; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 関田 健司; 近藤 雅明; 七種 明雄; 亀山 恭彦; 齋藤 賢司; 藤本 望

JAEA-Technology 2009-005, 47 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-005.pdf:4.01MB

HTTRは1998年の初臨界達成後、定格運転及び高温試験運転の出力上昇試験を経て、現在、供用運転を行っている。今回、HTTRでは長期にわたって熱利用系に安定な熱供給ができることを実証するために、定格・並列運転で30日連続運転を行った。本報はその運転で得られたHTTRの長期連続運転の特性をまとめたものである。

報告書

HTTR原子炉格納容器漏えい率試験計画の改善; 実績を考慮したA種,B種及びC種試験の組合せプログラムの導入

近藤 雅明; 君島 悟*; 江森 恒一; 関田 健司; 古澤 孝之; 早川 雅人; 小澤 太教; 青野 哲也; 黒羽 操; 大内 弘

JAEA-Technology 2008-062, 46 Pages, 2008/10

JAEA-Technology-2008-062.pdf:11.62MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、原子炉格納容器(CV)の気密性を確認するために漏えい率検査を実施している。本検査は、原子炉格納容器漏えい率試験規程(JEAC4203)のA種試験(全体漏えい率試験)で行ってきたが、準備から復旧に至るまで相当の費用と時間を要する。そこで、HTTRの保守の効率化の観点から、A種試験とB種及びC種試験(局部漏えい率試験)を組合せたスケジュールに移行できるよう漏えい率検査実施方針を見直した。JEAC4203-2004では、試験スケジュール移行要件として、全体漏えい率に経年的増加が認められないこと、全体及び総合漏えい率(局部漏えい率の総和)が各々判定基準を満足すること、全体及び総合漏えい率に相関が認められることが規定されるとともに、総合漏えい率の判定基準が見直された。著者らは、これまでの試験実績に基づき、移行要件への対応方針及び検査実施方針を定め、これらが規制当局に了承された。本報では、HTTRのCV漏えい率試験について概説し、従来方法の問題点及びJEAC4203-2004における試験スケジュール移行上の要件を整理するとともに、各要件への対応方針及びCV漏えい率検査実施方針をまとめている。

報告書

HTTRヘリウムサンプリング設備の改善

関田 健司; 黒羽 操; 江森 恒一; 近藤 雅明; 大内 弘; 篠崎 正幸

JAEA-Technology 2008-002, 49 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-002.pdf:9.21MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、炉内構造物に耐熱性に優れた黒鉛構造物を用いているが、黒鉛構造物は、酸化による材料強度の劣化を招く恐れがあるため、冷却材であるヘリウムガス中の不純物濃度を厳しく管理している。この不純物濃度を高精度で測定するためにヘリウムサンプリング設備が設置されている。HTTRのヘリウムサンプリング設備に設置する圧縮機は、ロッドシール機構からシールオイル漏れが発生していたが、シール材であるバリシールの材質変更、及びグランドパッキンの摩耗粉混入を低減することにより、長期連続運転を行える見通しを得た。また、ガスクロマトグラフ質量分析計のデータ収録制御用計算機システムの更新、及び液体窒素トラップの改良を行うことで、測定値の信頼性向上及び効率的な不純物管理が行えるようになった。本報は、これまで課題となっていた、ヘリウムサンプリング設備の改善事項についてまとめたものである。

報告書

SIMMER-III/IVのための多ノード集合体管壁モデルの開発

山野 秀将; 近藤 哲平*; 菅谷 正昭*; 神山 健司

JAEA-Research 2007-054, 89 Pages, 2007/06

JAEA-Research-2007-054.pdf:2.57MB

SIMMER-IIIコード及びその3次元版SIMMER-IVは、液体金属冷却高速炉の炉心損傷事故の影響を評価するために開発されてきた。本研究では、同コードを構成する構造材場モデルの集合体管壁モデルの管壁内部を従来の2ノードから多ノード化に拡張した。開発したモデルは手動でノード数を与えることもできるが、自動的にノード数を割り当てるようにモデル化された。本モデルは核加熱や軸方向熱伝達に対しても対応できる。本モデルは基礎的な検証問題でモデルの妥当性を確認した。本モデルによって、従来モデルの限界が解消され、高速炉の安全解析の信頼性及び精度が向上するともに、再臨界排除概念設計研究に対する寄与が期待される。

報告書

HTTR原子炉格納容器の全体漏えい率試験

近藤 雅明; 関田 健司; 江森 恒一; 坂場 成昭; 君島 悟; 黒羽 操; 野地 喜吉; 青野 哲也; 早川 雅人

JAEA-Testing 2006-002, 55 Pages, 2006/07

JAEA-Testing-2006-002.pdf:6.36MB

原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉格納容器(CV)バウンダリの気密性の確認を目的として、JEAC4203-2004「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に準拠し、CV全体漏えい率試験(A種試験)を実施している。A種試験は、一般に、原子炉冷却材圧力バウンダリをCV内雰囲気に開放して実施する。しかしヘリウムガスを原子炉冷却材とするHTTRでは、圧力バウンダリを開放できないため、これを閉鎖したままA種試験を実施するという方法を確立し、採用している。また、HTTRでは、CV漏えい率試験データ収録処理装置を開発したが、近年、より高精度,高信頼度の計測$$cdot$$処理能力をもたせ、試験状態の監視機能の強化を図るなどの改良を加えて、本試験をより確実に実施できるようにした。この他、平成16年にJEAC4203が改定されたことを受けて、試験時に適用するCVバウンダリ構成の見直しを行い、さらには、CV内温度測定用検出器の校正方法を改善するなど、試験方法の改善に努めている。本報では、HTTRのCV全体漏えい率試験について、漏えい率の評価方法,試験の実施体系及び実施手順等を中心に記述するとともに、これまでの試験経験を踏まえて、今後、さらに効率的に試験を実施していくうえで有効と考えられる課題についてまとめている。

報告書

HTTR非常用空気浄化設備の保守管理

青野 哲也; 近藤 雅明; 関田 健司; 江森 恒一; 黒羽 操; 大内 弘

JAEA-Testing 2006-004, 39 Pages, 2006/06

JAEA-Testing-2006-004.pdf:9.88MB

高温工学試験研究炉(HTTR)には、事故時にサービスエリア内の負圧を維持して放射性物質の拡散を防止するとともに、サービスエリアの空気を浄化して排気管より環境に放出することにより、公衆の被ばくの低減をはかる、非常用空気浄化設備が設置されている。本設備は、サービスエリア内の放射能濃度が上昇するおそれがある場合、あるいは放射能濃度が実際に上昇した場合に、自動起動するように設計されている工学的安全施設である。本設備は、HTTRで想定される最も厳しい条件においても、被ばく上の解析条件が満足されることを、系統機能試験により確認することが求められている。そこで、想定した事象ごとに試験を実施し、一連の試験を通して機能を確認する手順を確立した結果、効率的で確実な試験の実施が可能となった。また、排気フィルタユニットの漏えい検査方法の改善等を実施したことにより、設備の安定した運用が可能となった。本報は、非常用空気浄化設備の維持管理を目的に実施してきた保守項目,改善等についてまとめたものである。

論文

Leak-tightness characteristics concerning the containment structures of the HTTR

坂場 成昭; 飯垣 和彦; 近藤 雅明; 江森 恒一

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.135 - 145, 2004/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.37(Nuclear Science & Technology)

HTTRの原子炉格納施設は、原子炉格納容器,サービスエリア及び非常用空気浄化設備で構成され、減圧事故等におけるFPの原子炉外への放出を抑制させるものである。原子炉格納容器は、減圧事故時の圧力及び温度挙動に耐え、漏えい率が規定されている。また、サービスエリアは、非常用空気浄化設備により負圧に保たれる。本論文では、原子炉格納施設の気密性能について、系統別総合機能試験等により評価した結果を示す。試験の結果、原子炉格納容器の漏えい率は、規定値0.1%/dを十分満たし、サービスエリアは、非常用空気浄化設備により規定の負圧が保たれること等が確認された。

報告書

SIMMER-IV: A Three-Dimensional Computer Program for LMFR Core Disruptive Accident Analysis; Version 2.A Model Summary and Program Description

山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 近藤 悟; 守田 幸路*; 菅谷 正昭*; 水野 正弘*; 細野 正剛*; 近藤 哲平*

JNC-TN9400 2003-070, 333 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-070.pdf:1.35MB

核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉における仮想的な炉心損傷事故をより合理的に評価するために、新たな安全解析コードSIMMER-III開発・検証を進めてきた。この開発成果に基づき、SIMMER-IIIの2次元流体力学モデルを3次元に拡張したSIMMER-IVコードの開発を行った。本報告書に述べる第2版(Version 2)では、核計算部は3次元中性子輸送モデルを採用している。SIMMER-IVの完成により、SIMMERコードの適用範囲はさらに拡大し、これまでのSIMMER-IIIの2次元コードであるが故の限界が解消される。本報告書にも記載したサンプル計算を通じて、SIMMER-IVの基本的性能と妥当性が確認されている。本報告書は、SIMMER-IV Version 2.Aの利用者のために必要な情報を記載している。詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル、数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。

報告書

地震時システム信頼性解析コードSECOM2の使用手引

内山 智曜; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 渡辺 裕一*; 田村 一雄*

JAERI-Data/Code 2002-011, 205 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-011.pdf:8.52MB

本報告書は、地震に対する原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)におけるタスクの1つであるシステム信頼性解析を目的として原研で開発してきた地震時システム信頼性解析コードSECOM2の使用手引としてまとめたものである。SECOM2コードには、炉心損傷または任意の頂上事象の発生条件を表すフォールトツリーとそれを構成する機器等の耐力や応答に関する情報、地震危険度曲線等を入力として、応答係数法に基づいた地震動レベルごとの機器損傷確率やシステム機能喪失確率の計算,当該サイトでの地震危険度曲線を組み合わせた事故シーケンスの発生頻度や炉心損傷頻度の計算,さまざまな指標を用いた重要度評価,不確実さ解析,応答及び耐力の相関性を考慮した炉心損傷頻度の評価等を行う機能がある。本報告書では、これらSECOM2の機能について計算方法を示し、各機能を用いる際の具体的な使用方法について説明する。

報告書

BWRの外部電源喪失起因の重要炉心損傷シーケンスの発生頻度へのヒューマンエラーの影響

横林 正雄; 近藤 雅明*

JAERI-Tech 2001-007, 90 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-007.pdf:4.02MB

原子力発電所における運転員のヒューマンエラーは、プラントの安全性に大きな影響を及ぼす可能性があることから、確率論的安全評価(PSA)においてヒューマンエラーを考慮することは重要である。原子炉の安全系に関して想定される手動操作を抽出し、HRA手法としてよく知られているASEP法により、それらのヒューマンエラー確率(HEP)を定量化した。この定量化にはHRAを効率的に行うために主要なHRA手法を取り入れて開発した。HRA解析支援システムJASPAHRを用いた。これらのHEPを原研で実施されたBWRの外部電源喪失(LOSP)起因の事故シーケンスへ適用するとともに、感度解析を行った。その結果から、それぞれの手動操作の炉心損傷頻度(CDF)や重要シーケンスの発生頻度に対する重要性を確認した。本解析で作成された人間の介入のモデルや評価結果は今後のPSA適用研究を進めるうえでの基盤となり得るものであり、原研で進めてきたPSA研究の精度向上に役立てることができる。

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