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日野 竜太郎; 横溝 英明; 山崎 良成; 長谷川 和男; 鈴木 寛光; 曽山 和彦; 林 眞琴*; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 数土 幸夫*; et al.
日本機械学会誌, 107(1032), p.851 - 882, 2004/11
中性子は物質科学,生命科学等の先端的科学研究を推進するうえで不可欠であり、より大強度の中性子源が強く要望されている。この要望に応えるため、日米欧においてMW級陽子ビームによる核破砕反応を利用した新しい中性子源の開発・建設が進められている。我が国では、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同で核破砕中性子源の建設を中核とした大強度陽子加速器計画を進めている。本計画における核破砕中性子源は既存の研究炉(JRR-3)よりも中性子強度が2桁以上高い性能を有しており、先端的科学研究を推進するとともに、中性子利用による新産業創出に貢献することを目的としている。本小特集号では、大強度陽子加速器計画の核破砕中性子源において、何ができるのか,何に使えるのか,何がわかるのか,何に役立つのかを具体的に示し、核破砕中性子源の設計・開発・製作状況を液体重金属技術等の基盤技術とともに紹介する。併せて、世界最高強度・性能の陽子加速器システム及び大強度中性子の利用系における新技術・知見を紹介する。
北村 敏勝; 外川 織彦; 荒巻 能史; 鈴木 崇史; 水谷 義彦*; 甲 昭二*; 須藤 一彦*
JNC TN7200 2001-001, p.31 - 34, 2002/01
平成9年4月に海洋環境における放射性核種の移行挙動に係わる研究を目的としてタンデトロン加速器質量分析装置(HVEE社製 Model 4130-AMS)を導入した。その後炭素ラインの調整を進め、平成10年6月に測定精度0.5%を達成し、平成11年12月からC-14測定を開始した。一方、ヨウ素ラインの調整も並行して行い、平成12年7月、TOF検出器によるI-129アクセプタンステストを行い、その繰返し測定精度が1.1%であることを確認した。テスト終了後、加速器の内部点検、真空ポンプの解放点検等の保守点検を行いC-14測定を再開したが、イオン源に起因すると思われる幾つかのトラブルが発生したため測定を一時中断し、トラブルの原因を究明するとともにその対策を講じ、測定に向けた調整を進めた。本講演では、平成12年度の運転状況、整備状況、I-129測定精度の結果等及び今後の予定について紹介する。
北村 敏勝; 荒巻 能史; 水谷 義彦*; 外川 織彦; 水島 俊彦; 甲 昭二*; 須藤 一彦*
JAERI-Conf 2000-019, p.26 - 29, 2001/02
原研は、1997年4月むつ事業所にタンデトロン加速器質量分析装置を導入した。本装置は、炭素及びヨウ素同位体比測定ラインから構成される。炭素ラインは、1998年10月測定精度確認後、昨年12月から本格的な運転を開始し、本年4月までに海水試料等約620個を測定した。一方、ヨウ素ラインは、1999年10月に重イオン検出器を用いて測定精度確認試験を行い、相対標準偏差が1.0%以内であることを確認した。現在は飛行時間型検出器による繰返し精度確認のための調整を行っている。今後はヨウ素同位体比の精度確認を行った後、測定条件を検討するとともに炭素同位体比測定を行う予定である。本講演では、炭素同位体比測定の現状、重イオン検出器を用いたヨウ素同位体比測定精度確認試験結果等について紹介する。
Gottdang, A.*; Klein, M.*; Mous, D. J. W.*; 北村 敏勝; 水谷 義彦*; 鈴木 崇史; 荒巻 能史; 外川 織彦; 甲 昭二*; 須藤 一彦*
AIP Conference Proceedings 576, p.403 - 406, 2001/00
3MVタンデトロンを用いた重元素測定用AMSシステムは、原研むつにおいて運用を開始している。本システムは、イオン入射システムに逐次入射法を採用している。高エネルギー質量分析部には、エネルギー弁別機能を持った独立する二つのフォイルにより対象となる同位体を測定する独特なTOFシステムを採用している。この方法は
Clや
Ca測定のように同重体の影響を受ける元素分析に適しており、フォイルに起因する散乱ビームを処理するため大きな散乱ビームにも対応できるように設計されている。本講演では、システムの構成及び特徴について議論するとともに、テストの結果得られたI-129の測定精度及び装置のバックグラウドについて報告する。
羽賀 勝洋; 日野 竜太郎; 稲垣 嘉之; 羽田 一彦; 会田 秀樹; 関田 健司; 西原 哲夫; 山田 誠也*; 数土 幸夫
JAERI-Tech 96-053, 71 Pages, 1996/11
HTTRの目的の一つは高温核熱利用の有効性を実証することにある。HTTRという実炉に世界で初めて高温核熱利用系を接続して実証試験を実施するのに先立ち、機器の高性能化、運転・制御及び安全技術の実証、設計・安全評価解析コードの検証のための炉外技術開発試験が不可欠である。そこで、HTTRの最初の熱利用系として設計検討が進められている水蒸気改質水素製造システムについて、炉外技術開発試験計画を策定し、炉外技術開発試験のための試験装置の設計検討を行った。本報告は、試験装置の中核となる水蒸気改質器の設計検討の成果をまとめたものである。設計に当たっては、反応管が3本の場合と、コストダウンのために反応管を1本にした場合について、それぞれ反応特性、構造強度を解析評価し、その仕様と構造を定めた。
斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 新藤 雅美; 塩沢 周策; 茂木 春義; 大久保 実; 伊藤 昇; 新藤 隆一; et al.
JAERI 1332, 247 Pages, 1994/09
現在原研は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温における先端的基礎研究の実施を主な目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設を進めている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850
C、高温試験運転時950Cであり、燃料・材料の各種照射試験、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。本報は、平成2年11月にHTTRの安全審査が終了し、設置許可を受けたことから、主要機器の設計の概要をまとめるとともに、関連するR&D、安全評価等について報告するものである。
羽田 一彦; 藤本 望; 数土 幸夫; 和田 穂積*
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.291 - 298, 1991/00
高温工学試験研究炉(HTTR)は、我が国最初の黒鉛減速ヘリウム冷却型原子炉であり、原子炉出口での冷却材温度は950Cと非常に高温である。このような高温炉の構造健全性を評価した経験はこれまであまりなく、このため、その過渡応答、特に熱的な過渡応答を解析するための信頼できる手法を確立することが急務であった。この手法としては、想定される過渡事象をいくつかの負荷カテゴリーに分類し、各カテゴリーごとに代表事象を選定するための考え方、解析条件及び解析モデルの定め方、並びに解析コードを確立する必要がある。本論文では、この手法を開発するとともに、代表的な熱過渡解析結果を示す。解析結果から、HTTRのユニークな特徴が解明されるとともに、HTTRは固有の安全性が高い原子炉であることが明らかになった。
國富 一彦; 中川 繁昭; 藤本 望; 新藤 雅美; 数土 幸夫
The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.281 - 286, 1990/10
本報は、HTTRの減圧事故の解析についてまとめたものである。解析の結果、減圧事故時に炉容器冷却設備に単一故障を仮定した場合でも、燃料及び原子炉圧力容器の健全性は保たれることが確認された。また、炉容器冷却設備が不作動の場合でも、燃料及び原子炉圧力容器の健全性は保たれることが確認された。これは事故後の崩壊熱等に比較して高温ガス炉の特徴である炉心及び生体遮へいコンクリートの熱容量が大きいことによるものである。
國富 一彦; 丸山 創; 新藤 雅美; 数土 幸夫
JAERI-M 90-070, 46 Pages, 1990/04
高温ガス炉の固有の安全性を実証するために、高温工学試験研究炉(HTTR:High Temperature Engineering test Reactor)を用いた安全性実証試験を行う。安全性実証試験は、1次冷却材流量の低下を模擬した試験及び制御棒の引き抜き試験からなり、試験に対する挙動解析と実測データとの比較検討により、十分信頼性のある安全設計・評価技術を確立する。本報は、HTTRの安全性実証試験の試験内容、試験条件等について示すとともに、試験時の安全評価の考え方及び評価結果について示す。
椎名 保顕; 國富 一彦; 丸山 創; 藤田 茂樹; 中川 繁昭; 平野 雅司; 伊与久 達夫; 新藤 雅美; 数土 幸夫
JAERI-M 90-034, 104 Pages, 1990/03
本報告書は、高温工学試験研究炉(HTTR)の異常事象の解析を行うコードとその検証についてまとめたものである。異常事象の解析に使用したコードは、1.BLOOST-J2コード、2.THYDE-HTGRコード、3.TAC-NCコード、4.RATSAM6コード、5.COMPARE-MOD1コード、6.GRACEコード、7.OXIDE-3Fコード、8.FLOWNET/TRUMPコードである。上記コードのうち、1、3、4、5、6、7は、マルチホール型炉心のガス炉用コードとして開発されたものをHTTR用に改良したものであり、2は軽水炉のLOCA時の熱過渡流力解析コードをHTTRの熱過渡流力解析用に改良したものである。それぞれのコードに対して、検証実験及び検証済み計算コードとの比較を行い、その妥当性を検証した。
