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論文

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950$$^{circ}$$Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

論文

Gamma-ray glow preceding downward terrestrial gamma-ray flash

和田 有希*; 榎戸 輝揚*; 中村 佳敬*; 古田 禄大; 湯浅 孝行*; 中澤 知洋*; 森本 健志*; 佐藤 光輝*; 松元 崇弘*; 米徳 大輔*; et al.

Communications Physics (Internet), 2(1), p.67_1 - 67_9, 2019/06

 被引用回数:18 パーセンタイル:89.5(Physics, Multidisciplinary)

Two types of high-energy events have been detected from thunderstorms. One is "terrestrial gamma-ray flashes" (TGFs), sub-millisecond emissions coinciding with lightning discharges. The other is minute-lasting "gamma-ray glows". Although both phenomena are thought to originate from relativistic runaway electron avalanches in strong electric fields, the connection between them is not well understood. Here we report unequivocal simultaneous detection of a gamma-ray glow termination and a downward TGF, observed from the ground. During a winter thunderstorm in Japan on 9 January 2018, our detectors caught a gamma-ray glow, which moved for $$/sim$$ 100 s with ambient wind, and then abruptly ceased with a lightning discharge. Simultaneously, the detectors observed photonuclear reactions triggered by a downward TGF, whose radio pulse was located within $$sim$$ 1 km from where the glow ceased. It is suggested that the highly-electrified region producing the glow was related to the initiation of the downward TGF.

論文

Occupation sites and valence states of Co dopants in (La, Co)-codoped M-type Sr ferrite; $$^{57}$$Fe and $$^{59}$$Co nuclear magnetic resonance studies

酒井 宏典; 服部 泰佑; 徳永 陽; 神戸 振作; 植田 浩明*; 谷奥 泰明*; 道岡 千城*; 吉村 一良*; 高尾 健太*; 下田 愛子*; et al.

Physical Review B, 98(6), p.064403_1 - 064403_10, 2018/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:45.58(Materials Science, Multidisciplinary)

La, Coを共置換した六方晶SrフェライトにおけるCo置換子の占有サイトと価数、スピン状態を$$^{57}$$Feと$$^{59}$$Co核磁気共鳴(NMR)法によって調べた。単結晶、多結晶試料のゼロ磁場、外部磁場NMRを測定した。フェリ磁性体M型Srフェライトには、上向きスピンをもつ$$12k$$, $$2a$$, $$2b$$,の3つのFeサイトと 下向きスピンの$$4f_1$$, $$4f_2$$の2つのFeサイトがある。NMRスペクトルの比較の結果、La$$^{3+}$$とCo$$^{2+}$$の電荷補償が効いて、大部分のCo$$^{2+}$$$$4f_1$$サイトに入っていて、未消失の小さな軌道磁気モーメントを有している一方、残りの少量Co$${2+}$$イオンは、大きな起動磁気モーメントを有し、$$12k$$, $$2a$$, $$4f_2$$の八面体サイトに分布していると考えられる。

論文

Materials and Life Science Experimental Facility at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 3; Neutron devices and computational and sample environments

坂佐井 馨; 佐藤 節夫*; 瀬谷 智洋*; 中村 龍也; 藤 健太郎; 山岸 秀志*; 曽山 和彦; 山崎 大; 丸山 龍治; 奥 隆之; et al.

Quantum Beam Science (Internet), 1(2), p.10_1 - 10_35, 2017/09

J-PARC物質・生命科学実験施設では、中性子検出器、スーパーミラーや$$^{3}$$Heスピンフィルターなどの光学機器、及びチョッパー等の中性子デバイスが開発され、据え付けられている。また、計算環境として機器制御、データ取得、データ解析、及びデータベースの4つのコンポーネントが整備されている。また、物質・生命科学実験施設では実験に使用される様々な試料環境が利用可能である。本論文では、これらの現状について報告する。

論文

Fast heating of cylindrically imploded plasmas by petawatt laser light

中村 浩隆*; 千徳 靖彦*; 松岡 健史*; 近藤 公伯; 中堤 基彰*; 乗松 孝好*; 白神 宏之*; 田中 和夫*; 兒玉 了祐*

Physical Review Letters, 100(16), p.165001_1 - 165001_4, 2008/04

 被引用回数:15 パーセンタイル:66.08(Physics, Multidisciplinary)

シリンドリカルに爆縮するプラズマの過熱についてレポートする。シリンダー状に爆縮したプラズマは長尺であることから$$rho$$R値を大きく稼ぐことができ、高速点火実験において効率のよい加熱のデモンストレーションになる。実験で評価された結合効率は14-21%であった。

報告書

河川水と接触したベントナイト鉱床の化学特性変化; 試料採取と分析結果

佐治 慎一*; 伊藤 雅和*; 柴田 雅博; 神徳 敬*; 磯貝 武司*

JNC TN8400 2005-017, 86 Pages, 2005/09

JNC-TN8400-2005-017.pdf:7.5MB

緩衝材間隙水組成は、高レベル放射性廃棄物処分場のオーバーパックの腐食挙動評価および緩衝材中の核種の溶解度・収着挙動等を決定する最も重要な基礎情報である。第2次取りまとめでは、この間隙水組成をバッチ試験の結果に基づくモデル計算により導出している。しかしながら、実際の間隙水組成は、処分場埋設後、拡散場を確保しつつ時間および空間変化を伴いながら変化すると考えられる。第2次取りまとめ以降、緩衝材間隙水水質の長期の時空間変化の評価を行うため、実験による変化の把握とそれに基づくモデル化を進めている。しかしながら、長期の評価は実験室による短期の試験結果に基づき得られた結果の外挿となるため、一般に天然類似現象の観察結果の比較によるモデルの信頼性確認が必要となる。本研究では、時空間変化モデルの検証データの取得を目的とし、天然類似条件下のベントナイト層からの試料の採取およびその化学特性変化の確認を行った。ベントナイト試料は、河川付け替え工事により、1987年以降ベントナイト層が河川水と接触している地点で深度(河川水との距離)をパラメータとして採取した。化学特性変化の確認は、ベントナイト中の鉱物組成、化学組成、層間陽イオン組成等について実施した。その結果、系統的な変化として河川水との接触による流出の可能性、pHの低下、硫酸イオン濃度の低下が確認されたが、ベントナイト含有率が低い層であったこと、および天然のベントナイト生成時点の不均一性から、明確な傾向の把握までにはいたらなかった。

論文

核種移行データベースの利用環境整備の現状

笹本 広; 吉田 泰*; 磯貝 武司*; 陶山 忠宏*; 神徳 敬*; 柴田 雅博; 油井 三和

サイクル機構技報, (28), p.27 - 33, 2005/09

サイクル機構では,高レベル放射性廃棄物地層処分の安全評価に必要となる核種移行データベースを開発し,わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性を示す第2次取りまとめに反映した。本データベースの技術レベルや有用性は国内だけでなく,海外からも高く評価された。そこで,サイクル機構が開発した核種移行データベースを国内外に幅広く普及し,その利用促進を図るため,1)地球化学コードPHREEQEからPHREEQC,GWBおよびEQ3/6用にデータベースフォーマットを変換させるためのツール開発,2)核種移行データベースに関わる外部公開ホームページ(http://migrationdb.jnc.go.jp)の作成・運用を行った。これにより,核種移行データベースの利用者層が拡大され,国内外の幅広い方々に利用して頂く環境が整備されると共に,ユーザーからの有益なコメントを適宜反映できる体制も整った。

報告書

圧縮ベントナイト中の間隙水組成の測定 -蒸留水・人工海水・低アルカリ性セメント浸漬液系試験の結果-

磯貝 武司*; 神徳 敬; 笹本 広

JNC TN8400 2003-050, 74 Pages, 2004/03

JNC-TN8400-2003-050.pdf:5.85MB

圧縮ベントナイト中の間隙水pHおよび間隙水組成の時間的・空間的変化を測定した。圧縮ベントナイト(Kunigel-V1R=100[%]、乾燥密度=1.6[g/cm$$^{3}$$])中の間隙水pHおよび間隙水組成の測定は、低脱色性のpH試験紙および高吸収性パットを用いて行なった。また、試験後にベントナイト固相および浸出陽イオンの測定も行った。試験は雰囲気制御グローブボックス内(O2$$leqq$$1[ppm])で行い、蒸留水,人工海水および低アルカリ性セメント(HFSC)浸漬液を用いた。蒸留水,人工海水についてはNaOHを添加してpH=9に調整し、HFSC浸漬液に関しては平衡に達したHFSC浸漬液pH≒11を用いた。本試験の結果を以下にまとめる。・蒸留水系; 間隙水pHは、ベントナイト内側はほぼ一定(pH=8.0$$sim$$9.0)であったが、溶液との接触面近傍において時間の経過とともに低下(pH=7.5$$sim$$8.5 $$rightarrow$$ pH=7.0$$sim$$8.0)する傾向が認められた。固相では、溶液との接触面近傍においてCaとSO42-量が減少する傾向が認められた。浸出陽イオン量の測定では、Ca2+の増加,Na+およびK+の減少傾向が認められた。・人工海水系; 間隙水pHは、溶液との接触面近傍ではほぼ一定(pH=6.5$$sim$$7.0)であったが、ベントナイト内側は時間の経過とともに低下(pH=6.5$$sim$$7.0 $$rightarrow$$ pH=6.0$$sim$$6.5)する傾向が認められた。試験期間中、ベント内固相中の元素濃度に時間的・空間的な変化の傾向は認めらなかった。浸出陽イオン量の測定では、Mg2+の増加とNa+の減少が認められた。・HFSC浸漬液系; 間隙水pHは、蒸留水系と同様にベントナイト内側はほぼ一定の値(pH=8.5$$sim$$10.0)を示し、溶液との接触面近傍では時間の経過とともに低下(pH=9.5 $$rightarrow$$ pH=7.5$$sim$$8.5)する傾向が認められた。固相では、蒸留水系と同様に、溶液との接触面近傍においてCaとSO42-量が減少する傾向が認められた。浸出陽イオン量では、Ca2+が増加する傾向が認められたが、Na+よりもCa2+に富むようなCa型化は認められなかった。なお、間隙水組成の測定も行ったが、人工海水系以外の試験系では間隙水組成の変化に関して定量的データを取得することは困難であった。

論文

Plan for first phase of safety demonstration tests of the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

橘 幸男; 中川 繁昭; 竹田 武司; 七種 明雄; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 沢 和弘; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 224(2), p.179 - 197, 2003/09

 被引用回数:13 パーセンタイル:66.42(Nuclear Science & Technology)

HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験は、高温ガス炉固有の安全性を実証するとともに、高温ガス炉用安全解析コードの検証に必要な炉心及びプラントの過渡挙動データを取得するために実施される。第1段階の試験として、制御棒引抜き試験及び1次系流量低下試験を行う。制御棒引抜き試験では、16対の制御棒のうち中央の一対を引き抜くことで反応度投入事象を模擬する。1次系流量低下試験は、循環機停止試験と流量部分喪失試験からなり、それぞれ、循環機の停止(循環機3台中1台又は2台の停止)あるいは自動制御系により流量低下事象を模擬する。制御棒引抜き試験及び循環機停止試験は、予想される過渡現象でスクラムできない事故、いわゆるATWSを模擬したものである。

論文

Heat removal performance of auxiliary cooling system for the High Temperature Engineering Test Reactor during scrams

竹田 武司; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 武仲 五月*

Annals of Nuclear Energy, 30(7), p.811 - 830, 2003/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.39(Nuclear Science & Technology)

HTTR(高温工学試験研究炉)の補助冷却設備は、強制循環による炉心の冷却が可能な事故時での原子炉スクラム時に工学的安全施設として除熱する。HTTRは日本初の高温ガス炉であり、原子炉出口ガス温度は950$$^{circ}C$$,熱出力は30MWである。炉心黒鉛構造物に対する過度な熱衝撃及び水の沸騰を防止しながら、補助冷却設備により炉心を継続的に冷却する。HTTRの20MWまでの出力上昇試験の中で、9MWからの手動トリップ模擬試験,15MWからの商用電源喪失模擬試験を実施した。補助冷却設備の除熱性能をこれらの試験により確認し、試験に基づく補助冷却設備のヘリウム/水熱交換器と空気冷却器の熱通過率が得られた。原子炉出口冷却材温度が950$$^{circ}C$$,30MW運転からのスクラム時における補助冷却設備の流体温度を予測し、この条件における炉心黒鉛構造物(燃料ブロック)の健全性を応力解析により検討した。評価の結果、空気冷却器のルーバーが全開の条件で補助冷却設備の水が沸騰せず、かつ、炉心黒鉛構造物の過冷却を防止できる見通しを得た。

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(HTTR)の安全性実証試験計画

橘 幸男; 中川 繁昭; 竹田 武司; 七種 明雄; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 西原 哲夫; 沢 和弘; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 2002-059, 42 Pages, 2002/08

JAERI-Tech-2002-059.pdf:1.63MB

本報告は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験計画について、特に、早期に実施する試験項目に重点を置いてまとめたものである。早期に実施する試験は、異常な過渡変化に相当する試験として実施する制御棒引抜試験及び1次冷却材流量低下試験である。制御棒引抜試験では、炉心中央位置の制御棒1対を引き抜くことにより、反応度投入事象を模擬する。また、1次冷却材流量低下試験では、循環機の停止(循環機3台中1台または2台の停止)あるいは自動制御系により流量低下事象を模擬する。これらの試験の結果を踏まえ、さらに、冷却材喪失事故等を模擬した試験を計画しており、現在、検討をすすめている。試験で得られた実測データは、炉心動特性コード,プラント動特性コード等の安全評価コードの高精度化と検証に利用でき、国内外の将来高温ガス炉の安全設計・評価技術の確立に活用することができる。

報告書

Data on loss of off-site electric power simulation tests of the High Temperature Engineering Test Reactor

竹田 武司; 中川 繁昭; 藤本 望; 橘 幸男; 伊与久 達夫

JAERI-Data/Code 2002-015, 39 Pages, 2002/07

JAERI-Data-Code-2002-015.pdf:1.53MB

HTTR(高温工学試験研究炉)は日本で初めての高温ガス炉(HTGR)であり、2001年12月7日に初めて全出力(30MW)を達成した。HTTRの出力上昇試験の中で、15MW,30MW運転から商用電源の手動遮断により商用電源喪失模擬試験を実施した。商用電源喪失直後、ヘリウム循環機及び加圧水ポンプはコーストダウンし、ヘリウム及び加圧水の流量はスクラム設定値まで減少した。原子炉を安全に停止するためには、制御棒の挿入により未臨界状態を維持するとともに炉心黒鉛構造物の過度なコールドショックを防止しながら、補助冷却設備により炉心を継続的に冷却する。商用電源喪失から約50秒後、非常用発電機からの給電により補助冷却設備は起動した。補助冷却設備の起動後、炉内黒鉛構造物である高温プレナムブロックの温度は継続的に低下した。本報は、15MW,30MW運転からの商用電源喪失模擬試験時の動的機器のシーケンス,原子炉及び原子炉冷却設備の過渡挙動について報告するものである。

論文

Procedure to prevent temperature rise of primary upper shielding in high temperature engineering test reactor (HTTR)

橘 幸男; 本谷 浩二*; 竹田 武司; 七種 明雄; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫; 國富 一彦

Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.227 - 238, 2000/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:27.47(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)では、平成9年2月に非核加熱で1次冷却材を昇温する試験を実施したが、その際、原子炉容器上部のスタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が想定以上に上昇した。HTTRの定格運転時に、これらの温度が設定値を超えることが予測されたため、昇温を防止するための対策について検討し、対策を施した。2段階の昇温防止対策を施工後、対策の効果を実証するための確認試験を実施した。確認試験結果及び温度解析結果から、昇温防止対策が適切であり、定格運転時に設計温度を満足する見通しを得た。

報告書

高温工学試験研究炉の1次上部遮へい体の昇温防止対策; 実機炉心における確認試験結果について

橘 幸男; 本谷 浩二*; 小嶋 崇夫; 竹田 武司; 江森 恒一; 猿田 徹; 伊与久 達夫; 國富 一彦

JAERI-Tech 2000-026, p.61 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-026.pdf:2.18MB

高温工学試験研究炉において、非核加熱で1次ヘリウムガスを昇温する試験を実施中にスタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が想定以上に上昇した。スタンドパイプ内構造物の一部構造変更後、温度は大幅に低下したが十分ではなかった。そこで、追加の昇温防止対策について検討し、確認試験により決定した。昇温防止対策を所定のスタンドパイプに設置した後、確認試験を再度実施し、昇温防止対策の効果について最終的に確認した。本報告は、再度実施した確認試験の結果及び昇温防止対策の効果についてまとめたものである。有限要素法解析の結果、定格条件での1次上部遮へい体最高温度は、確認試験と同条件で67$$^{circ}C$$、実機パージガス流量配分条件で75$$^{circ}C$$となり、1次上部遮へい体の設計温度88$$^{circ}C$$を満足できる見通しを得た。

論文

ITER物理R&D専門家会議報告

細金 延幸; 朝倉 伸幸; 杉江 達夫; 芳野 隆治; 福田 武司; 草間 義紀; 飛田 健次; 井手 俊介; 嶋田 道也; 仙石 盛夫; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 75(2), p.156 - 161, 1999/02

平成10年9月から10月にかけて開催された7件のITER物理R&D専門家会議の主な内容を取りまとめた会議報告である。

論文

HTTR(高温工学試験研究炉)系統別・総合機能試験

田中 利幸; 大久保 実; 伊与久 達夫; 國富 一彦; 竹田 武司; 坂場 成昭; 齋藤 賢司

日本原子力学会誌, 41(6), p.686 - 698, 1999/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:36.04(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所では、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温工学に関する先端的基礎研究の実施を主目的として、HTTR(高温工学試験研究炉)の建設が進められている。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の黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉で、燃料・材料等の各種照射試験、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。HTTRでは、プラントを構成する全設備が燃料を装荷できる状態に仕上がっていることを確認するため系統別・総合機能試験を実施した。試験項目の選定に当たっては、本試験が計測制御系統施設を本格的に使用し、正規の操作手順で実施する最初の起動・運転であること、将来高温ガス炉開発のためのデータ取得を行うこと等を考慮した。試験は、1996年10月から1998年4月に渡り、この期間に4回に分けて実施した。試験期間は延べ8ヶ月である。本報では、系統別・総合機能試験における主な試験項目とその結果について述べる。

論文

ITER物理R&D専門家会合の報告

福田 武司; 若谷 誠宏*; 東井 和夫*; 滝塚 知典; 三浦 幸俊; 小川 雄一*; 高村 秀一*; 大藪 修義*; 細金 延幸; 仙石 盛夫; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 74(8), p.885 - 887, 1998/08

ITER物理R&Dの一環として開催された3件の専門家会議、「閉込めと輸送に関する専門家グループと閉込めのデータベースとモデリングに関する専門家グループのワークショップ」(4/20~25)、「ディスラプション・MHD不安定性・プラズマ制御に関する物理R&D専門家グループのワークショップ」(5/11~14)、「ダイバータ物理専門家グループとダイバータ・モデリング及びデータベース専門家グループの合同ワークショップ」(5/25~27)についての会合報告である。

報告書

高温工学試験研究炉の1次上部遮へい体の昇温防止対策; 追加昇温防止対策及び確認試験結果について

橘 幸男; 國富 一彦; 本谷 浩二*; 沢 和弘; 竹田 武司; 七種 明雄; 川路 さとし; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 98-027, 74 Pages, 1998/07

JAERI-Tech-98-027.pdf:2.23MB

高温工学試験研究炉において、非核加熱で1次ヘリウムガスを昇温する試験を実施中に、スタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が想定以上に上昇した。スタンドパイプ内構造物の一部構造変更を行い再度昇温したところ、温度は大幅に低下したが十分ではなかった。そこで追加の昇温防止対策について検討し、仮設の対策を施し確認試験を実施した。本報告は、追加昇温防止対策、確認試験結果、確認試験に関する解析結果等についてまとめたものである。定格条件での1次上部遮へい体最高温度は、試験結果の直線外挿では約100$$^{circ}$$C、有限要素法解析では約85$$^{circ}$$Cとなり、別途実施している遮へい体の含水量の測定結果とあわせて、定格運転時の遮へい性能を確保できる見通しを得た。

報告書

高温工学試験研究炉のスタンドパイプ及び1次上部遮蔽体の昇温防止対策

國富 一彦; 橘 幸男; 本谷 浩二*; 中野 正明*; 七種 明雄; 竹田 武司; 伊与久 達夫; 石仙 繁; 澤畑 洋明; 大久保 実; et al.

JAERI-Tech 97-040, 91 Pages, 1997/09

JAERI-Tech-97-040.pdf:2.51MB

高温工学試験研究炉において、非核加熱で1次ヘリウムガスを約110$$^{circ}$$Cまで昇温させる試験を実施中に、スタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が測定以上に上昇した。そこで、その原因を解析及び試験により特性するとともに、スタンドパイプ内構造物の一部構造変更により、温度上昇を防止する対策を定めた。また、対策に伴う構造変化により、炉内の流量配分に悪影響が無いこと、制御棒ワイヤーと改造後の構造物の接触が無いことを確認した。本報は、昇温の原因、構造変更の内容、構造変更による影響評価の結果を示したものである。

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