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論文

J-PARC3MeVリニアックを用いたビームスクレーパの開発

平野 耕一郎; 浅野 博之; 石山 達也; 伊藤 崇; 大越 清紀; 小栗 英知; 近藤 恭弘; 川根 祐輔; 菊澤 信宏; 佐藤 福克; et al.

Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.310 - 313, 2016/11

単位面積当たりの熱負荷を減らすため、67$$^{circ}$$のビーム入射角を有するビームスクレーパをJ-PARCリニアックのRFQとDTLの間のMEBTで使用している。67$$^{circ}$$ビームスクレーパは粒子数1.47E22個のH$$^{-}$$ビームによって照射された。レーザ顕微鏡を用いてスクレーパのビーム照射による損傷部を観察すると、高さ数百$$mu$$mの突起物が無数にあった。ビームスクレーパの耐電力を調べるため、3MeVリニアックを新たに構築した。2016年末にスクレーパ照射試験を実施する予定である。今回は、J-PARCリニアックのビームスクレーパの現状、及び、ビームスクレーパの照射試験に用いる3MeVリニアックについて報告する。

論文

Development of design evaluation tools for the JSFR fuel transfer pot

近澤 佳隆; 平田 慎吾; 小幡 宏幸*

Nuclear Engineering and Design, 273, p.1 - 9, 2014/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JSFRは革新技術の一つとして簡素化燃料取扱いシステムを採用している。この中で2集合体輸送ポットは燃料交換時間の短縮による稼働率向上のための技術として開発されている。本研究では2集合体輸送ポットの除熱性能評価のための数値解析手法の開発を行った。

報告書

放射性試料対応型電子プローブマイクロアナライザの遮へい評価

松井 寛樹; 鈴木 美穂; 小畑 裕希; 金沢 浩之

JAEA-Technology 2014-017, 57 Pages, 2014/06

JAEA-Technology-2014-017.pdf:20.43MB

日本原子力研究開発機構の燃料試験施設では、発電炉で照射された燃料の健全性や安全性評価のための照射後試験を実施している。この照射後試験において、燃料ペレット内の核分裂生成物の分析や被覆管の内外面酸化膜の詳細観察等に電子プローブマイクロアナライザ(EPMA)が利用されている。このEPMAは、放射性試料に対応できるよう、市販型の装置をベースに、その内部の検出器に試料から放出される$$gamma$$線が入射するのを防ぐ遮へい体を設ける改造を行ったものである。遮へい設計を適切に行うことは、分析精度を維持する上で重要であり、設計・評価を確実に実施する必要がある。本報では、現在燃料試験施設に設置されているEPMAの遮へい評価を粒子・重イオン輸送総合コードシステムPHITSにより再検討した結果、及び実際に放射性試料を用いて標準試料測定データへの$$gamma$$線の影響を調べた結果について報告する。

論文

Heat transfer experiments on fuel subassembly transfer pot for JSFR

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 平田 慎吾*; 小幡 宏幸*

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(6), p.798 - 808, 2014/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JSFRでは簡素化燃料取扱系を採用している。2集合体ポットは燃料交換時間の短縮及び稼働率向上の観点から採用している。移送系の故障の際にはポットは移送中の使用済燃料の冷却を行う必要がある。移送ポットの冷却性能を確認するために模擬ポットを製作し除熱性能を試験により確認した。

論文

JSFR key technology evaluation on fuel handling system

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 小幡 宏幸*; 鵜澤 将行*; 古賀 和浩*; 千代 亮*

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(4), p.437 - 447, 2014/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.88(Nuclear Science & Technology)

JSFRでは簡素化燃料取扱設備を提案している。革新技術であるパンタグラフ燃料交換機, 2集合体ポット,乾式洗浄, MA含有新燃料の輸送キャスク等の採否判断の評価についてまとめた。パンタグラフ燃料交換機については実物大のモックアップを製作し気中試験を行った。2集合体ポットについては冷却性促進のためのフィン構造及びコーティングにかかわる製作性の確認及び模擬ポットによる伝熱性能の確認試験が行われた。乾式洗浄については模擬燃料集合体による洗浄性能の確認試験を実施した。新燃料輸送キャスクについてはヘリウムガスキャスクの設計及びMA含有燃料の冷却性の評価ツールの整備が行われた。これらの検討によりJSFRの簡素化燃料取扱設備は実証炉に採用可能であることが確認された。

論文

Development of argon gas cleaning for sodium-cooled reactor spent fuel

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 小幡 宏幸*

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(10), p.988 - 997, 2013/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:67.55(Nuclear Science & Technology)

JSFRは革新技術として簡素化燃料取扱システムを採用している。その中の一つの技術として使用済燃料洗浄には従来の水洗浄に代えてアルゴンガスによる乾式洗浄を採用している。本報告では模擬燃料集合体による乾式洗浄試験の結果をまとめた。また、試験の結果から不確かさ等を考慮し実機における洗浄後のナトリウム付着量を評価した。

論文

Thermal analysis on shipping cask for JSFR fresh fuel

加藤 篤志; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 平田 慎吾; 小幡 宏幸*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00

熱解析によりヘリウム冷却の新燃料輸送キャスクの実現性を評価した。評価は、全体解析及び燃料集合体内の詳細解析を実施した。詳細解析の結果、集合体内の熱分布は、おもに熱伝導及びヘリウムの自然対流により支配されており、2.2kW/体の発熱量を対象とした5体輸送キャスクの熱解析の結果、燃料集合体中心部の最高温度は361$$^{circ}$$Cとなり、制限値である395$$^{circ}$$C以下となることを確認した。これにより、ヘリウムキャスクの基本的成立性を見通せた。

論文

Development of transfer pot for JSFR ex-vessel fuel handling

平田 慎吾; 近澤 佳隆; 加藤 篤志; 宇都 成昭; 小幡 宏幸*; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)では、システム簡素化のための燃料取扱系の開発を進めている。炉外燃料取扱については、燃料交換時間を短縮し稼働率を向上するために、コンパクト化原子炉容器に適合した燃料集合体を2体同時に移送できる2集合体移送ポットを開発している。燃料集合体2体同時移送において、移送系の故障等に対しても収納した燃料を制限温度内に抑え除熱成立性を確認するための試験及び解析研究について示す。

論文

Conceptual design study for the demonstration reactor of JSFR, 6; Fuel handling system design

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 小幡 宏幸*; 西山 昇; 鵜澤 将行*; 戸澤 克弘*; 千代 亮*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/05

JSFR実証炉の予備概念設計を提案した。FaCTフェーズIにおける安全性,パンタグラフ型燃料交換機,2集合体ポット,乾式洗浄,MA含有新燃料輸送キャスクについての採否判断結果を紹介した。

論文

Development of advanced fuel handling machine for JSFR

加藤 篤志; 近澤 佳隆; 小幡 宏幸*; 小竹 庄司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(7), p.642 - 651, 2010/07

 被引用回数:12 パーセンタイル:30.15(Nuclear Science & Technology)

ループ型ナトリウム冷却大型炉の炉容器のコンパクト化を実現するために、狭隘な炉上部機構のスリット内を移動して燃料交換をする燃料交換機の実規模試験装置を製作し、要求される位置精度などが得られることを確認した。また、実機設計に資するためのモデルの改良を実施し、位置精度及び挙動解析が可能である見込みを得た。

論文

Development of the JSFR fuel handling system and mockup experiments of fuel handling machine in abnormal conditions

加藤 篤志; 平田 慎吾; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 小幡 宏幸*; 小竹 庄司*; 鵜澤 将行*

Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.692 - 699, 2010/06

JSFRに採用する燃料交換機の異常時の対応性を把握するため、実規模モックアップを用いた試験を実施した。

論文

Conceptual design for Japan sodium-cooled fast reactor, 3; Development of advanced fuel handling system for JSFR

加藤 篤志; 平田 慎吾; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 小幡 宏幸; 小竹 庄司

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9281_1 - 9281_6, 2009/05

高速炉実用化の課題である経済性の向上を志向し、日本の先進ループ型Na高速炉では、革新技術採用によるシステム簡素化が図られている。燃料交換においては、炉上部機構に切り込みを入れ、その中での水平移動及び回転プラグでの回転移動により、炉上部機構を取り外すことなく燃料交換を実現できる燃料交換システムを開発しており、これにより炉容器のコンパクト化と燃料交換期間の短縮化を図っている。今回、実規模燃料交換機試験体を製作し、動作試験を実施している。今後、本概念の実用化にかかわる見通しを評価していくとともに、課題を把握していく。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan, 4; An Advanced design of the fuel handling system for the enhanced economic competitiveness

臼井 伸一; 三原 隆嗣; 小幡 宏幸; 小竹 庄司

Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.512 - 518, 2008/06

Na高速炉の燃料交換は、冷却材であるNaの化学的に活性で不透明であるという性質から大きな技術的課題の1つとなっている。JSFRの設計では、既存のFBRプラントでの安全で信頼性のある燃料交換運転経験に基づいてさらに合理的で信頼性のある燃料取扱い系の開発を進めている。開発は、燃料取扱い設備物量を削減し、燃料交換時間の短縮を図ることで経済的競争力を増すことを目的に幾つかの革新的な概念を研究しており、今後構成要素の試験やモックアップ試験によりその成立性を確認することとしている。

論文

Preliminary test results for post irradiation examination on the HTTR fuel

植田 祥平; 梅田 政幸; 沢 和弘; 相沢 静男; 清水 道雄; 石垣 嘉信; 小幡 宏幸*

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(8), p.1081 - 1088, 2007/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.18(Nuclear Science & Technology)

HTTR燃料及び炉心の照射特性データ取得を目的として、将来のHTTR初装荷燃料の照射後試験を材料試験炉(JMTR)ホットラボにおいて計画している。本報告はHTTR燃料の照射後試験の予備試験結果について述べたものである。本予備試験においては、寸法測定,重量測定,燃料破損率測定,燃焼度測定,X線ラジオグラフ,SEM及びEPMA観察を実施した。最終的に、HTTR初装荷燃料は照射条件下において高い品質を示すことを確認した。

報告書

高性能燃料被覆管材質の研究; 平成13$$sim$$17年度(フェーズ2)報告書(共同研究)

木内 清; 井岡 郁夫; 田邉 誠*; 南条 吉保*; 小河 浩晃; 石島 暖大; 塚谷 一郎; 落合 孝正; 木崎 實; 加藤 佳明; et al.

JAEA-Research 2006-023, 173 Pages, 2006/03

JAEA-Research-2006-023.pdf:20.51MB

本報告は、将来の核燃料サイクル技術として、BWRでのMOX燃料の有効利用,経済性向上と廃棄物の低減を同時に達成するための100GWd/t級の超高燃焼度BWR用の高性能燃料被覆管材質の研究フェーズ2として、平成13$$sim$$17年度の5年間に実施した共同研究の成果である。本研究のフェーズ2では、フェーズ1で選定した超高純度UHPとSAR加工熱処理の仕様を持つ25Cr-35Ni-0.2Ti系改良ステンレス鋼製の被覆管と、Nb-Mo系合金製の耐PCIライナを用いた燃料要素の実用製造技術として、被覆管の製管工程,ライナの動的拡散接合技術及び端栓のレーザ溶接法等を開発した。それらの実環境適用性の基礎評価では、加速器TIARAや研究炉JRR-3を利用した照射試験等を行い、現行BWR炉心用の低炭素ステンレス鋼の重要課題である応力腐食割れに対する抵抗性を含む耐照射性を確認するとともに、長期耐久性にかかわるクリープや疲労の特性データを取得した。併せて、候補材の100GWd/t級の燃料被覆管としての成立性に関して、燃料安全性の観点からBWR燃料ふるまいコードを用いた数値解析を行い、燃料設計や基礎工学試験に必要な基盤データベースを整備した。

報告書

高温ガス冷却炉・格子燃焼特性解析コード「DELIGHT-8」(共同研究)

野尻 直喜; 藤本 望; 毛利 智聡; 小幡 宏幸*

JAERI-Data/Code 2004-012, 65 Pages, 2004/10

JAERI-Data-Code-2004-012.pdf:7.77MB

「DELIGHT」は、炉心計算等に必要な群定数を作成する高温ガス冷却炉用格子燃焼特性解析コードである。円環状または球状の高温ガス炉燃料を対象に衝突確率法による格子計算を行う。高温ガス炉燃料特有の被覆燃料粒子による燃料格子の二重非均質性を考慮した燃焼計算が可能なことが特徴として挙げられる。今回、従来のDELIGHTコードをより燃焼度の高い炉心の解析に対応させることを目的に、核データライブラリのJENDL-3.3への更新,燃焼チェーンを詳細化する等の改良を行った。また、可燃性毒物(BP)格子計算モデルにおいて、BP棒周辺の物質領域を多領域化し、BP格子計算の計算精度の向上を図った。本報は、改良DELIGHTコード(DELIGHT-8)の改良点と使用方法について説明するものである。

論文

Roll wave effects on annular condensing heat transfer in horizontal PCCS condenser tube

近藤 昌也; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 最首 貞典*; 小幡 宏幸*; 島田 ルミ*; 川村 慎一*

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/00

横型熱交換器を用いた静的格納容器冷却系(PCCS)が検討されている。横型熱交換器の伝熱特性評価のため、水平単一U字伝熱管を用いた実験を行った。実験の結果、伝熱管入口端付近の環状流の局所熱伝達率を既存のモデルが過小評価する傾向があることがわかった。また、同時に行った可視化実験(伝熱管の一部区間に可視窓を取り付け、高速度ビデオを用いて行った)から、環状流の液膜表面に多数の巻波が存在することを確認した。そこで、巻波が液膜を撹拌、伝熱を促進するとの仮定の下に、局所熱伝達率を巻波の時間あたりの通過頻度に対して整理したところ、両者の間には強い相関関係があることを見出し、仮定を裏付けた。さらに、この相関関係を基に、液膜の通過頻度を考慮した、水平管内環状流凝縮熱伝達率を与えるモデルを提案した。

論文

Multi-dimensional thermal-hydraulic analysis for horizontal type PCCS

新井 健司*; 栗田 智久*; 中丸 幹英*; 藤木 保伸*; 中村 秀夫; 近藤 昌也; 小幡 宏幸*; 島田 ルミ*; 山口 献*

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/00

次世代型BWR格納容器の過圧破損を防ぐ静的格納容器冷却系(PCCS)横型熱交換器の総合性能の確認を目的として、13年度から大型モデル試験を行っている。この大型モデル試験の開始に先立ち、TRACコードの3次元炉心モジュールに改造を施した多次元二相流コードを用いてPCCS熱交換器2次側のボイド率分布及び1次側の熱交換器伝熱管間の流量配分を求めた。この結果、除熱性能と圧力損失の双方で要求性能を満たすこと、膜沸騰が生じないこと、上部管束と下部管束との間からかなりの2次側冷却水の流入があること,除熱管間の流量配分が各管の除熱量に依存することなどを予測した。

報告書

Basic characteristics examination of DIS(Direct Ion Storage) dosimeter

Dung, N. P.; 村山 卓; 尾辻 勝洋*; 小畑 一一; 村上 博幸

JAERI-Tech 2001-047, 28 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-047.pdf:10.97MB

RADOS Technology社により製造されたDIS線量計の特性試験を行った。試験は、DIS線量計の均一性、フェーディング特性、線量直線性及び種々の光子エネルギーに対するエネルギー特性、方向特性について行った。照射には、国家標準とのトレーサビリティが確保されている放射線標準施設棟のX線発生装置、$$gamma$$線照射装置を用いた。測定した線量は、個人線量当量、Hp(10),Hp(0.07)である。特性試験の結果は、個人及び環境モニタリングのためのTLD国際規格(CEI/IEC 1066)を満足しており、DIS線量計は、正式な個人線量測定システムとして適用できることがわかった。

論文

ACE-3D code analyses of multi-dimensional boiling flow in horizontal PCCS water pool

大貫 晃; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 小幡 宏幸*; 最首 貞典*

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 10 Pages, 2001/00

BWRの静的格納容器冷却系(PCCS)として横型熱交換器を用いることが検討されている。横型PCCSの除熱性能を規定するものの一つに2次側水プール内での熱伝達特性がある。熱流束の高い領域では沸騰と凝縮が混在し、二相自然循環による流量の増加や流れの変動による熱伝達の増大が想定できる反面、伝熱管のある領域が蒸気のみで覆われ、熱流束が低下する蒸気ブランケット効果の懸念もある。本報では、多次元二流体モデルコードACE-3Dにより2次側水プール内の熱流動特性を評価した。解析の結果、定常的に蒸気で覆われる領域はなく、核沸騰の効果や局所流量の増加により熱伝達は増大することがわかった。

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