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論文

Electrochemical impedance analysis on solid electrolyte oxygen sensor with gas and liquid reference electrodes for liquid LBE

Adhi, P. M.*; 大久保 成彰; 小松 篤史; 近藤 正聡*; 高橋 実*

Energy Procedia, 131, p.420 - 427, 2017/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.03

固体電解質のイオン伝導度が不十分であると、酸素センサの出力信号が低温側で理論値からずれると考えられるため、Ag/空気および液体Bi/Bi/Bi$$_{2}$$O$$_{3}$$をそれぞれ基準電極(RE)に用いた酸素センサについて、300$$sim$$450$$^{circ}$$Cの低温LBEにおいて電気化学インピーダンス分析(EIS)を行い、電極-電解質界面における電荷移動反応インピーダンスを調べた。その結果、いずれのセンサーも良好に動作し、300$$sim$$450$$^{circ}$$Cで使用できることがわかった。Bi/Bi/Bi$$_{2}$$O$$_{3}$$ REは、Ag/空気REよりも低いインピーダンスを有する。したがって、低温領域では、Bi/Bi/Bi$$_{2}$$O$$_{3}$$ REを用いた酸素センサーの応答時間は、Ag/空気REの酸素センサーよりも速いことがわかった。

論文

Re-evaluation of assay data of spent nuclear fuel obtained at Japan Atomic Energy Research Institute for validation of burnup calculation code systems

須山 賢也; 村崎 穣*; 大久保 清志; 中原 嘉則*; 内山 軍蔵

Annals of Nuclear Energy, 38(5), p.930 - 941, 2011/05

 被引用回数:13 パーセンタイル:74.14(Nuclear Science & Technology)

核燃料サイクルや原子炉物理の研究にとって使用済燃料同位体組成データは不可欠である。日本原子力研究開発機構(JAEA)はPWRやBWR燃料のそれらのデータの取得を行っており、幾つかのそれらのデータは既に公刊され、使用済燃料同位体組成データベースSFCOMPOに登録され、計算コードやライブラリの国際的なベンチマークに使用されてきた。本論文では、日本のPWRである大飯1号及び大飯2号で照射された燃料に対する照射後試験データが示される。大飯2号のデータは既に公開されていたが、幾つかの重要な仕様データが未公開であったため、コードやライブラリのベンチマークには適していなかった。この論文では、大飯1号及び大飯2号のPIEデータの詳細をまとめるとともに、同位体組成の評価に必要なデータが詳細に述べられる。詳細な燃焼解析のためにPIEサンプルの燃焼度が再評価された。これらのPIEデータはSWAT2.1コードで解析され、その結果は実験値と良い一致を見せた。このことは、大飯1号及び大飯2号からのPIEデータは高い品質を有しており、燃焼計算コードシステムのベンチマークに適していることを示している。

報告書

連続エネルギモンテカルロコードMVP及びMCNPを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT3.1

須山 賢也; 望月 弘樹*; 高田 友幸*; 龍福 進*; 奥野 浩; 村崎 穣; 大久保 清志

JAEA-Data/Code 2009-002, 124 Pages, 2009/05

JAEA-Data-Code-2009-002.pdf:14.09MB

統合化燃焼計算コードシステムSWATは 我が国で広く利用される核計算コードSRACと、一点炉燃焼計算コードORIGEN2を組合せたシステムであり、使用済燃料中のウラン,プルトニウム,マイナーアクチニド,核分裂生成物の組成を評価するために利用されてきた。任意の幾何形状の燃料の燃焼を取り扱うことができ、実効断面積の作成にさまざまな近似を行う必要がない連続エネルギモンテカルロコードを燃焼計算に使用することには大きな利点がある。従来のSWATシステムの基本構想に基づいて、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と我が国で広く利用されている連続エネルギモンテカルロコードMVPとMCNPを組合せた統合化燃焼計算コードシステムSWAT3.1を開発した。本レポートはSWAT3.1の概要と入力データの説明及び利用例を示す。

論文

Active reduction of the end effect by local installation of neutron absorbers

須山 賢也; 村崎 穣; 大久保 清志; 奥野 浩

Annals of Nuclear Energy, 35(9), p.1628 - 1635, 2008/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

燃焼度クレジットの解析においては、軸方向燃焼度分布を考慮した場合に平均燃焼度を考慮した場合よりも中性子増倍率が大きくなることが指摘されてきた。この現象は端部効果と呼ばれ、燃焼度クレジット研究の主要な課題の一つであった。本研究では、なぜ端部効果が発生するのかを中性子束分布の解析を固有値計算モード及び固定中性子源問題モードによって解析することで議論する。これらの計算により端部効果が固有値問題として中性子バランス方程式を解くことで得られており、実際の中性子束の増大は中性子増倍率が1に近い時に発生することがわかる。この議論に基づき、燃料集合体の端部周辺に局所的に中性子吸収体を設置すること(LINA)で能動的に端部効果を低減することを提案し、その効果を臨界計算によって確認した。

報告書

受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発(受託研究)

岩村 公道; 大久保 努; 秋江 拓志; 久語 輝彦; 与能本 泰介; 呉田 昌俊; 石川 信行; 長家 康展; 新谷 文将; 岡嶋 成晃; et al.

JAERI-Research 2004-008, 383 Pages, 2004/06

JAERI-Research-2004-008.pdf:21.49MB

本報告書は、日本原子力研究所,日本原子力発電,日立製作所,東京工業大学が財団法人エネルギー総合工学研究所からの委託を受けて平成12$$sim$$14年度に実施した革新的実用原子力技術開発提案公募事業「受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発」の成果をまとめたものである。本提案公募事業では、エネルギーの長期安定供給を確保するとともに、コスト競争力の強化,プルトニウムの有効利用,使用済燃料蓄積量の低減など、原子力発電及び核燃料サイクルが直面する課題の解決、及び安全性・経済性にかかわる技術の一層の向上を図るため、既に実用化している軽水炉技術を最大限に活用し、中性子の減速を抑制して転換比を上げることにより燃料の増殖,高燃焼度・長期サイクル運転,プルトニウムリサイクルが可能となる低減速軽水炉の開発を実施した。 炉心設計,プラントシステム設計とともに、熱流動成立性,炉物理的成立性,燃料の安全性,燃料サイクルの検討を実施し、実用化へ向けた成立性の見通しを得た。

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

Design of small Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) with natural circulation cooling

大久保 努; 鈴木 元衛; 岩村 公道; 竹田 練三*; 守屋 公三明*; 菅野 実*

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/10

出力300MWe程度の小型低減速スペクトル炉(RMWR)概念の検討を進めている。炉心の設計としては、1を超える高転換比達成のために、高い炉心平均ボイド率のBWR型炉概念に基づいた稠密格子燃料棒配列を導入した。同時に、負のボイド反応度係数の達成も要求され、非常に扁平な短尺炉心概念採用した。この炉心の設計は、炉心の自然循環冷却を可能とするうえでも不可欠なものである。この炉心の設計で、60GWd/tの燃焼度と24ヶ月の運転サイクルも達成可能である。システムの設計としては、自然循環冷却に加え、受動的安全機能を採用してシステムの単純化を図ることを、プラントコストを低減させる基本的な方策とした。その例として、ポンプを使用する高圧注水系を受動的な蓄圧注水系に変更して、非常用ジーゼル発電機を削減することができ効果的にコスト低減を行った。これにより関連機器のコストを20%低減出来た。また、RMWRのMOX燃料のプルトニウム富化度は約30wt%で高燃焼度となるため、燃料安全評価を実施し、先ず熱的な成立性の観点から許容範囲内であるとの結果が得られた。

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。

論文

Core and system design of Reduced-Moderation Water Reactor with passive safety features

岩村 公道; 大久保 努; 与能本 泰介; 竹田 練三*; 守屋 公三明*; 菅野 実*

Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00

日本における持続的なエネルギー供給を確保するため、低減速スペクトル炉(RMWR) に関する研究開発を進めている。RMWRは、成熟した軽水炉技術に基づいて、高燃焼度,長期サイクル,プルトニウムの多重リサイクル,ウラン資源の有効利用等の有用な特性を実現可能である。中性子の減速を抑えて転換比を向上させるために、稠密に配列されたMOX燃料棒の集合体が用いられる。燃焼度60GWd/tでサイクル長24ヶ月の自然循環冷却の330MWe小型RMWR炉心の概念設計が完了した。本炉心設計では、1.01の増殖比と負のボイド反応度係数が同時に達成されている。プラントシステムの設計では、経済性を向上させるために受動的安全機能が採用されている。現時点では、能動的及び受動的機器を組み合わせたハイブリッド型と完全受動安全型を候補として検討している。既に前者に関しては、原子炉機器のコストを下げるとの評価が得られている。

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

Air vent in water chamber and surface coating on liner slides concerning auxiliary cooling system for the high temperature engineering test reactor

竹田 武司; 國富 一彦; 大久保 実; 斉藤 利二*

Nucl. Eng. Des., 185(2-3), p.229 - 240, 1998/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:70.06(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の補助冷却設備に新たに考察した設計の妥当性を確認するため、モデル試験を行った。まず、HTTRの補助冷却器(AHX)の出口側水室の滞留空気を抜くため、ポンプを用いた強制水循環により生じる、AHX出口側水室内の曲がり管両端の差圧を利用して空気を抜くことを提案した。流れ試験の結果、ポンプの最大容量分水を循環させることにより、曲がり管を介して空気を抜くことが可能であることを確認した。つぎに、HTTRの補助冷却設備二重管(ACHGD)のライナ摺動部の使用温度950$$^{circ}$$Cにおける焼付きおよび過度の摩擦を防止するため、ニッケル基超合金であるハステロイXRから成るACHGDライナ摺動部の表面に熱化学蒸着法を用いて窒化チタン(TiN)をコーティングすることを提案した。焼付き及び摩耗試験の結果、ハステロイXR表面のTiNのコーティング厚3$$mu$$mは、十分な厚さであることを確認した。

論文

Present status of the High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

田中 利幸; 大久保 実; 藤川 正剛; 茂木 春義; 鈴木 紘

Proc. of PBNC'98, 2, p.1203 - 1210, 1998/00

地球環境保護及びエネルギ供給の多様化の観点から高温ガス炉技術の研究開発施設として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設が進められている。建設の進捗状況、系統別・総合機能試験の状況、臨界・出力上昇試験計画について述べる。

論文

Present status of the High Temperature engineering Test Reactor(HTTR)

田中 利幸; 塩沢 周策; 大久保 実; 藤川 正剛; 茂木 春義; 鈴木 紘

Proceedings of European Nuclear Conference (ENC'98), 4, 5 Pages, 1998/00

高温ガス炉開発は、温室効果ガスの放出がほとんどない高信頼性かつ安定なエネルギー源確保の観点から非常に重要である。また、関連する高温分野の基礎研究は、将来の革新的基礎研究への貢献が期待されている。その目的達成のため、原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cの高温ガス炉であるHTTRの建設が原研により進められている。建設はほぼ完了し、系統機能試験が1996年及び1997年に実施された。HTTRは1998年11月に初臨界達成の予定である。環状炉心構成での核特性試験を実施するほか、全炉心構成後は核特性試験及び熱流動特性試験を実施し、性能確認及び解析コードの検証を実施する予定である。また、高温ガス炉の固有安全性を示す安全性実証試験も予定されている。HTTRは、高温ガス炉開発において安全設計及び経済性評価の国際協力を推し進めるための中心的役割を担うとして大いに期待されている。

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。

論文

Construction of the HTTR and its testing program

田中 利幸; 馬場 治; 上林 有一郎; 塩沢 周策; 大久保 実

10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.811 - 818, 1996/10

高温工学試験研究炉(HTTR)の建設の進捗状況及び完成後の利用試験計画の概要について述べる。建設の進捗状況については、前回会議以降の主要機器の製作・据え付け、炉心工事、高温配管工事、機能試験の概要を述べる。また、試験計画については、核熱利用系の試験計画、ガスタービン発電技術の評価、安全性実証試験、燃料・材料照射試験、高温工学に関する先端的基礎研究について述べる。

論文

Construction of the HTTR and its testing program

田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実; 上林 有一郎

JAERI-Conf 96-010, 0, p.97 - 104, 1996/07

高温工学試験研究炉(HTTR)の建設の現状、試験計画について述べる。建設の現状として、炉心工事、反応度制御設備の据え付け、高温配管工事、機能試験の概要等について述べる。また試験計画として、核熱利用試験、安全性実証試験、高温ガス炉技術高度化の観点からの材料・燃料照射試験、先端的基礎研究のための高温照射試験の検討内容について述べる。

論文

高温工学試験研究炉の制御棒用スタンドパイプに対する空気冷却設計

竹田 武司; 國富 一彦; 大久保 実

日本原子力学会誌, 38(4), p.307 - 314, 1996/00

高温工学試験研究炉の設計上解決すべき課題の1つとして制御棒用スタンドパイプ(SP)の空気冷却設計があった。制御棒用SPの内部には、制御棒駆動装置(CRDM)があり、CRDMの温度が180$$^{circ}$$Cを超える場合には、電気絶縁性が低下し、CRDMが正常に機能しない恐れがある。それ故に、3次元の熱流動解析により、制御棒用SPに対する適切な空気冷却方法を明らかにした。解析モデルの妥当性を確認するために、解析結果と縮尺1/2のモデルを用いた流れ実験の結果を比較した。解析において、円筒形のSPを簡略化した体積等価の直方体でモデル化し、かつ、SP群による運動量の形状損失を与えた結果、SP廻りの流れ実験の結果と良好な一致が得られた。また、空気の吹出し口の適切な設計条件は、吹出しノズルをSP群の周囲のリング状ダクトに30°間隔で5ヵ所設けることであり、本条件下ではCRDMの温度が制限温度を超えないことを解析により確認できた。

論文

高温用加圧水冷却器の管外熱伝達相関式の高精度化

國富 一彦; 竹田 武司; 今西 克臣*; 大久保 実; 溝上 頼賢*; 原 輝夫*; 菊池 洋*

日本原子力学会誌, 38(8), p.665 - 672, 1996/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の1次加圧水冷却器(PPWC)は、原子炉から流入する950$$^{circ}$$Cの1次ヘリウムガスを約400$$^{circ}$$Cまで冷却する逆U字型伝熱管を有する熱交換器である。PPWCの通常運転時の設計除熱量は30MWであるが、除熱量が30MW$$pm$$7%の範囲に入らないと、HTTRに要求されている原子炉出口ガス温度950$$^{circ}$$C、熱出力30MWの同時達成が不可能になる。しかし、原子炉の1次系の機器として、このような高温用PPWCが使用された実績はなく、詳細な伝熱性能は明らかではなかった。そこで、1/2スケールの試験装置を用いた伝熱性能試験により、管外熱伝達式を明らかにした。また、伝熱性能の改良のために設置した受衝板、シール機構の影響等を調べ、PPWCの伝熱設計に反映した。

論文

Design and present status of high-temperature engineering test reactor

馬場 治; 國富 一彦; 川路 さとし; 田中 利幸; 塩沢 周策; 大久保 実

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 2, p.281 - 287, 1996/00

大洗研究所では、1997年の初臨界を目指してHTTRの建設が進められている。HTTRの原子炉圧力容器、中間熱交換器等の主要機器は、既に現地に搬入され、1996年には単体機器試験、1997年前半には機能試験が予定されている。HTTRは、原子炉出口冷却材温度が、850$$^{circ}$$Cと950$$^{circ}$$Cの2種類と中間熱交換器の運転・休止の組み合わせによる計4種類の出力運転モードと高温ガス炉特有の固有の安全性を実証するための試験運転モードを有している。計測制御系及び安全保護系は、これらのすべての運転モードにおいて安全で安定な運転が可能で、万一の異常時には安全に炉停止が可能なよう設計されている。HTTRの冷却系、計測制御系、安全保護系の設計と、建設の現状について述べる。

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