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報告書

2019年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討,2

石塚 悦男; 中島 弘貴*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 松浦 秀明*; et al.

JAEA-Technology 2020-008, 16 Pages, 2020/08

JAEA-Technology-2020-008.pdf:2.98MB

2019年度の夏期休暇実習において、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施し、MVP-BURNを用いて熱出力5MWで30年の連続運転が可能となる燃料の$$^{235}$$U濃縮度と可燃性毒物に関して検討した。この結果、$$^{235}$$U濃縮度が12%、可燃性毒物の半径及び天然ホウ素濃度が1.5cm及び2wt%の燃料が必要になることが明らかとなった。今後は、炉心の小型化について検討する予定である。

論文

Effects of irradiation induced Cu clustering on vickers hardness and electrical resistivity of Fe-Cu model alloys

飛田 徹; 中川 将*; 武内 伴照; 鈴木 雅秀; 石川 法人; 知見 康弘; 齋藤 勇一; 曽根田 直樹*; 西田 憲二*; 石野 栞*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.241 - 247, 2014/09

 被引用回数:12 パーセンタイル:21.02(Materials Science, Multidisciplinary)

圧力容器鋼に含まれる不純物Cuの析出は、材料の照射脆化(照射硬化)の要因の一つである。本研究では、Fe-Cuモデル合金を用いて電子線照射試験を行い、機械的特性の指標となるビッカース硬さの増加と、材料内部の状態変化に敏感な電気抵抗率の低下を測定し、両者に良い相関があることを明らかにした。また、3DAPによる析出物の観察を行った結果、硬さの増加及び電気抵抗率の低下のメカニズムを析出物の体積分率を用いることで説明できることがわかった。これらのことから、電気抵抗率の測定により照射硬化を評価できる可能性が示唆された。

論文

Contribution to improvement of HTGR technology by using HTTR operation data

中川 繁昭; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 野尻 直喜; 西原 哲夫; 後藤 実; 高松 邦吉

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9476_1 - 9476_6, 2009/05

As for the research and development concerning of the reactor technologies to develop the commercial HTGR system, the research to establish and upgrade basic technologies for the HTGRs has been progressing by using the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR). The HTTR is a graphite moderated and thermal neutron reactor with thermal power of 30 MW and reactor outlet coolant temperature of 950 $$^{circ}$$C in maximum. The 30 day long-term operation test with outlet coolant temperature of 850 $$^{circ}$$C was carried out. Through those operations, basic performance data of the prismatic block typed HTGR concerning the burn-up performance, primary helium purity management, high temperature component performance, integrity of core component, etc., have been accumulating. In this paper, the major result of the HTTR 30 day long-term operation test with outlet coolant temperature of 850 $$^{circ}$$C, will be shown and its contribution to future HTGR project will be discussed.

論文

シグマ委員会の2003, 2004年度における核データ研究活動

井頭 政之*; 渡辺 幸信*; 深堀 智生; 奥村 啓介; 片倉 純一; 千葉 敏; 柴田 恵一; 山野 直樹*; 中川 庸雄; 小田野 直光*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 6(1), p.85 - 96, 2007/03

本技術資料は、2003$$sim$$2004年度におけるシグマ委員会の活動報告をまとめたものである。当該年度に、特殊目的ファイルとして公開したJENDL-HE-2004とJENDL-PD-2004について、その概要を示した。また、その他の活動として、核燃料照射後試験の解析,核図表の作成,天体物理のための核データ評価についても述べた。

論文

Crystal and magnetic structures and their temperature dependence of Co$$_{2}$$Z-type hexaferrite (Ba, Sr)$$_{3}$$Co$$_{2}$$Fe$$_{24}$$O$$_{41}$$ by high-temperature neutron diffraction

高田 幸生*; 中川 貴*; 徳永 仁寿*; 福田 泰成*; 田中 貴佳*; 山本 孝夫*; 橘 武司*; 川野 眞治*; 石井 慶信; 井川 直樹

Journal of Applied Physics, 100(4), p.043904_1 - 043904_7, 2006/08

 被引用回数:61 パーセンタイル:11.14(Physics, Applied)

Co$$_{2}$$Z型六方晶フェライト(Ba, Sr)$$_{3}$$Co$$_{2}$$Fe$$_{24}$$O$$_{41}$$の高温中性子粉末回折を行い、回折パターンのRietveld解析から結晶構造及び磁気構造の温度依存性を調べた。Ba$$_{3}$$Co$$_{2}$$Fe$$_{24}$$O$$_{41}$$及びBa$$_{1.5}$$Sr$$_{1.5}$$Co$$_{2}$$Fe$$_{24}$$O$$_{41}$$では、磁気モーメントが523-573Kにおいてc面方向からc軸方向へと変化することがわかった。また、Sr$$_{3}$$Co$$_{2}$$Fe$$_{24}$$O$$_{41}$$ではその磁化容易方向の変化温度が50K低下することを見いだした。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)の核特性の概要

後藤 実; 野尻 直喜; 中川 繁昭; 藤本 望

高温学会誌, 32(1), p.11 - 15, 2006/01

高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor:HTTR)は、高温ガス炉の技術基盤の確立を目的として、日本原子力研究所に設置された、原子炉熱出力30MW,ヘリウムガス冷却-黒鉛減速型の我が国初の高温ガス炉である。これまでに、核特性にかかわる試験として、最小臨界測定,過剰反応度測定,中性子束分布測定等が行われた。試験結果と計算コードを用いた解析結果は、おおむね良い一致を得ており、用いた計算コードの妥当性を検証することができた。これにより、これらの計算コードが将来の高温ガス炉の核設計に有用であることが示された。

論文

Temperature dependence of magnetic moment orientation in Co$$_{2}$$Z-type hexaferrite estimated by high-temperature neutron diffraction

高田 幸生*; 中川 貴*; 福田 泰成*; 徳永 仁寿*; 山本 孝夫*; 橘 武司*; 川野 眞治*; 井川 直樹; 石井 慶信

Japanese Journal of Applied Physics, 44(5A), p.3151 - 3156, 2005/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:94.9(Physics, Applied)

Co$$_{2}$$Z型六方晶フェライト、Ba$$_{3}$$Co$$_{1.8}$$Fe$$_{24.2}$$O$$_{41}$$の透磁率の温度変化を測定した結果、540Kと680Kに磁気低下が観察された。原研・JRR-3に設置した高分解能中性子粉末回折装置(HRPD)を用いた高温中性子回折実験を行い、さらにRietveld解析した結果、523$$sim$$573Kで磁気構造が変化し、磁気容易方向がc面方向からc軸方向へ変化していることがわかった。この変化はコバルトの磁気構造に対する寄与の消失によるものであることを明らかにした。

報告書

高温工学試験研究炉の出力上昇試験,高温試験運転; 試験方法及び結果の概要

高松 邦吉; 中川 繁昭; 坂場 成昭; 高田 英治*; 栃尾 大輔; 島川 聡司; 野尻 直喜; 後藤 実; 柴田 大受; 植田 祥平; et al.

JAERI-Tech 2004-063, 61 Pages, 2004/10

JAERI-Tech-2004-063.pdf:3.14MB

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)は原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850$$^{circ}$$C/高温試験運転950$$^{circ}$$C)の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉である。HTTRでは高温試験運転として単独運転を2004年3月31日に開始し、4月19日に最大熱出力30MWの状態で1次冷却材原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cを達成した後、4月23日に使用前検査として冷却材飽和値確認検査を受検した。その後、徐々に出力を降下し、5月1日に原子炉を停止した。単独運転終了後、2次側の除熱性能の改善等を目的として炉容器冷却系熱交換器の洗浄等の作業を経て、並列運転を6月2日に開始し、6月24日に使用前検査として冷却材飽和値確認検査,放射性物質濃度の測定検査等を受検した。これにより、高温試験運転にかかわる原子炉の性能試験はすべて終了し、使用前検査合格証を受領した。高温ガス炉による原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cの達成は、今回HTTRが世界で初めて成功したものである。これにより、高温ガスタービンによる高効率発電が可能となるとともに、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、原子力の非発電分野での利用の可能性が広がったことになる。本報は、高温試験運転の方法及び結果の概要を示したものである。

報告書

HTTR制御棒引抜き試験の動特性解析(受託研究)

高田 英治*; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 島川 聡司; 野尻 直喜; 藤本 望

JAERI-Tech 2004-048, 60 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-048.pdf:4.18MB

高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するため、高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)において、反応度投入及び炉心除熱量減少を試験として実機の原子炉で生じさせる安全性実証試験を実施している。安全性実証試験の1つである制御棒引抜き試験について、1点炉近似モデルにより試験時の動特性解析を実施した。実測値と解析値の比較から、1点炉近似モデルが試験の結果を再現できることを確認した。また、添加反応度,温度係数,物性値等の各パラメータについて、制御棒引抜き事象に対する原子炉動特性への感度を明らかにした。

論文

シグマ委員会の2001, 2002年度における核データ研究活動

井頭 政之*; 柴田 恵一; 高野 秀機*; 山野 直樹*; 松延 廣幸*; 喜多尾 憲助*; 片倉 純一; 中川 庸雄; 長谷川 明; 岩崎 智彦*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.128 - 139, 2004/03

2001, 2002年度におけるシグマ委員会(原子力学会シグマ特別専門委員会及び原研シグマ研究委員会)の核データ研究活動についての報告を行う。この期間中、汎用核データライブラリーJENDL-3.3が完成し、精力的なベンチマークテストが行われた後にリリースされた。さらに特殊目的ファイルや核分裂収率データ,核構造データについての活動の記述がされている。また、シグマ委員会の40年にわたる核データ研究活動のまとめを行った。

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。

論文

Japanese evaluated nuclear data library version 3 revision-3; JENDL-3.3

柴田 恵一; 河野 俊彦*; 中川 庸雄; 岩本 修; 片倉 純一; 深堀 智生; 千葉 敏; 長谷川 明; 村田 徹*; 松延 廣幸*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1125 - 1136, 2002/11

 被引用回数:632 パーセンタイル:6.06(Nuclear Science & Technology)

前版JENDL-3.2のフィードバック情報及び各種ベンチマークテストの結果をもとに、新版JENDL-3.3のための評価が行われた。JENDL-3.2での大きな問題点は新版により解決された。即ち、熱中性子炉体系での臨界性過大評価は$$^{235}$$Uの核分裂断面積及び核分裂中性子スペクトルの改訂により解消された。また、重要な重核での不適切な2次中性子エネルギー分布は統計模型計算に置き換えられた。さらに、中重核での天然元素及び同位体評価値間の矛盾も無くなった。一方、20核種について共分散データを収納した。JENDL-3.3の信頼度は原子炉及び遮蔽に関するベンチマークテストにより検証された。ベンチマークテストの結果は、JENDL-3.3の予測精度がJENDL-3.2を上回ることを証明した。

報告書

高温工学試験研究炉の出力上昇試験; 試験経過及び結果の概要

中川 繁昭; 藤本 望; 島川 聡司; 野尻 直喜; 竹田 武司; 七種 明雄; 植田 祥平; 小嶋 崇夫; 高田 英治*; 齋藤 賢司; et al.

JAERI-Tech 2002-069, 87 Pages, 2002/08

JAERI-Tech-2002-069.pdf:10.12MB

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor : HTTR)の出力上昇試験は、30MW運転時に原子炉出口冷却材温度が850$$^{circ}C$$となる「定格運転」モードでの試験として、平成12年4月23日から原子炉出力10MWまでの出力上昇試験(1)を行い、その後、原子炉出力20MWまでの出力上昇試験(2),30MW運転時に原子炉出口冷却材温度が950$$^{circ}C$$となる「高温試験運転」モードにおいて原子炉出力20MWまでの出力上昇試験(3)を行った。定格出力30MW運転達成のための試験として平成13年10月23日から出力上昇試験(4)を開始し、平成13年12月7日に定格出力30MWの到達及び原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}C$$の達成を確認した。出力上昇試験(4)については、平成14年3月6日まで実施し、定格出力30MWからの商用電源喪失試験をもって全ての試験検査を終了して使用前検査合格証を取得した。「定格運転」モードにおける原子炉出力30MWまでの試験結果から、原子炉、冷却系統施設等の性能を確認することができ、原子炉を安定に運転できることを確認した。また、試験で明らかとなった課題を適切に処置することで、原子炉出力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

高温工学試験研究炉の燃料体からの$$gamma$$線測定; 方法と結果

藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 山下 清信; 菊地 孝行; 中川 繁昭; 小嶋 崇夫; 梅田 政幸; 星野 修; 金田 誠*; et al.

JAERI-Tech 2001-002, 64 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2001-002.pdf:3.64MB

HTTRの炉心内の情報を得ることを目的として、炉心から燃料体を取り出し再装荷する過程での燃料体からの$$gamma$$線の測定を行った。測定は、燃料体が通過する床上ドアバルブに設置したGM管及びCZT半導体検出器と、スタンドパイプ室に設置したエリアモニタで行い、炉内のウラン濃縮度配分の対称性を考慮して4カラムの燃料体計20体について行った。測定の結果GM管及びCZT検出器による測定では、各カラムでの軸方向の相対分布は解析とほぼ一致したが、炉心上部では解析値が高く、炉心下部では低くなった。エリアモニタによる測定でも軸方向の分布を測定することができた。さらにカラム間の比較も行った。今後は測定結果について詳細な解析・評価を行い、炉内出力密度分布等の評価精度の向上に役立てる予定である。

口頭

HTTRの燃料温度評価モデルの高度化

栃尾 大輔; 藤本 望; 野尻 直喜; 中川 繁昭

no journal, , 

日本原子力研究開発機構の高温工学試験研究炉(HTTR)では、2004年4月に原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成した。HTTRで従来用いられている核特性計算及び燃料温度評価では、燃料ブロック等を領域ごとにメッシュ分割したモデルを用いており、メッシュ効果を表わす工学的安全因子を考慮して領域内の燃料最高温度を計算している。この方法は設計時に用いられた手法であり、保守的な結果を得ることを目的としている。一方、FPの放出挙動の評価の観点から、より現実的な燃料温度評価が求められている。本研究では従来用いられている燃料温度評価モデルを高度化し、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$C運転時の燃料温度評価を行った。

口頭

電磁波吸収体としての(Ba$$_{x}$$Sr$$_{1-x}$$)$$_{3}$$Co$$_{2}$$Z型フェライトの磁気特性評価

中川 貴*; 多田 大*; 阿部 正紀*; 高田 幸生*; 山本 孝夫*; 石井 慶信; 井川 直樹

no journal, , 

Ba$$_{3}$$Co$$_{2}$$Z型フェライトの透磁率の向上や限界周波数の制御を目的として、Z型フェライト中の非磁性原子の置換の透磁率に及ぼす影響を、高温中性子回折法、回転磁場配向法などで評価した。中性子回折のRietveld解析結果から、Ba$$_{3}$$Me$$_{2}$$Fe$$_{24}$$O$$_{41}$$フェライトのMeがCoの場合のみc面が磁化容易面となり、それ以外の遷移金属ではc軸が磁化容易軸となる。磁場配向させた試料の回転磁界に平行方向に磁場をかけた場合は、飽和磁化値はほとんど変わらないがSr$$_{3}$$Co$$_{2}$$Z型フェライトのc面内の異方性磁界は他の試料に比べてかなり大きいことがわかった。この結果は中性子回折より求めた磁気モーメントの傾きからうまく説明できた。

口頭

Co$$_{2}$$Z型フェライトの磁気構造と透磁率

中川 貴*; 多田 大*; 阿部 正紀*; 高田 幸生*; 徳永 仁寿*; 山本 孝夫*; 石井 慶信*; 井川 直樹; 橘 武司*

no journal, , 

Co$$_{2}$$Z型フェライトBa$$_{3}$$Co$$_{2}$$Fe$$_{24}$$O$$_{41}$$は850MHz近傍での電磁波吸収材料として期待されている。本研究では、透磁率の向上や限界周波数の制御を目的として、Co$$_{2}$$Z型フェライト中のCoのFeへの変換や、BaのSrへの変換を試み、その透磁率を測定し、これら置換が透磁率に与える磁気構造の影響を高温粉末中性子回折法によって評価した。BaをSrに置換していくと限界周波数を高温周波数側にシフトすること、また、Coの入り得るサイトが増えるができることがわかった。また、CoをFeに置換することで透磁率が向上した。結晶中の磁気モーメントの傾きがc面に近いほど回転磁気配向の効果が大きくなることが明らかになり、高透磁率材料を合成するためには、無配向試料の透磁率が高いことに加えて、磁気モーメントがc面に完全に横たわっていることが重要な要素である。

口頭

Contribution to KHTR project by using HTTR design and operation experiences

中川 繁昭; 篠原 正憲; 野尻 直喜; 後藤 実; 高松 邦吉

no journal, , 

カザフスタン国立原子力センターは、カザフスタン共和国における新技術の導入を目的として水素製造と発電を行う、炉出力50MW,原子炉出口冷却材温度900$$^{circ}$$Cの熱電併給小型高温ガス炉の検討を進めている。一方、原子力機構は高温ガス炉による水素製造技術の実用化を目指して研究開発を進めており、そのための試験研究炉としてHTTRを運転している。HTTRは日本初のブロック型高温ガス炉であり、世界で初めて950$$^{circ}$$Cの高温の熱を原子炉外に取り出すことに成功する等、高温ガス炉技術に関し世界のトップランナーとして位置付けられている。本講演では、カザフスタン高温ガス炉プロジェクトを推進するうえで、HTTRの設計・運転経験が大きく貢献できることを示す。

口頭

東京電力(株)福島第一原子力発電所事故に係る個人線量の特性に関する調査,4; 現地試験,2; 空間線量率, $$gamma$$線エネルギースペクトルの測定結果とファントム上の個人線量計の応答

山崎 巧; 高田 千恵; 中村 圭佑; 佐川 直貴; 星 勝也; 中川 貴博; 滝本 美咲; 谷村 嘉彦*; 高橋 史明; 百瀬 琢麿; et al.

no journal, , 

飯舘村,田村市,川内村において校正用PMMAファントム上に国内外の5種類の電子式個人線量計を設置し、線量計の読み取り値と$$gamma$$線サーベイメータを用いてファントム設置場所の空間線量率の測定値を得た。個人線量計の指示値Dpとファントム上に個人線量計を設置した時間から算定される空間線量Daの間には個人線量計の種類毎に一定の相関があり、Dp/Da=0.6-0.7の範囲であった。また、ファントムを設置した各地点において原子力機構が開発した$$gamma$$線エネルギースペクトロメータを用いて$$gamma$$線エネルギースペクトルを測定し、H*(10), 実効線量E(ROT)の推定値,個人線量計の指示値の関係について考察した。

口頭

モンテカルロコードを用いた黒鉛減速体系における詳細熱中性子束分布評価

中川 直樹*; 藤本 望*; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

no journal, , 

臨界集合体であるVHTRCを対象炉として、モンテカルロコードMVPを用いて詳細な熱中性子束分布 の解析精度の検証を行った。この結果、特に燃料領域については実測値と解析値の差異は平均で約0.75%に収まり、燃料温度, 燃料濃縮度に依らず高精度な予測が可能であることが明らかになった。

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