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報告書

原子力エネルギーシステム開発の歴史的発展と原研の取り組み; 核分裂,核融合,加速器利用

東稔 達三

JAERI-Review 2001-002, 568 Pages, 2001/03

JAERI-Review-2001-002.pdf:31.63MB

原子力エネルギーシステムの研究開発の歴史的発展と、原研のこれまでの取り組みについて概説した。本報告書では、軽水炉、高速増殖炉、高温ガス炉、核融合炉及び加速器中性子利用に関する研究開発について述べている。

報告書

第2回「中性子科学研究計画」に関するワークショップ論文集

安田 秀志; 東稔 達三

JAERI-Conf 97-010, 212 Pages, 1997/11

JAERI-Conf-97-010.pdf:10.5MB

原研では、高エネルギー陽子ビームを用いた大強度核破砕中性子源を開発し、これを利用して、広範囲の基礎研究と高レベル放射性廃棄物の消滅処理等の原子力技術の研究開発の展開を図るために、大強度陽子加速器(中性子科学用加速器)の開発を進めている。さらに、付属して設置する各種研究施設の概念検討を行っている。昨年3月に引き続き第2回目である本ワークショップは、その後の検討の現状について報告し研究所内外の専門家を交えた議論を行うため、平成9年3月13,14日の両日に日本原子力研究所東海研究所で開催した。プログラムは特別講演を含む9つのセクションから構成され、34件の講演があった。参加者は310名で、このうち原研114名、外部166名であった。本報告書はワークショップにおいて発表された論文を編集したものである。

報告書

第1回「中性子科学研究計画」に関するワークショップ論文集; 1996年3月12日~3月13日,東海研究所,東海村

安田 秀志; 東稔 達三; 水本 元治

JAERI-Conf 96-014, 234 Pages, 1996/09

JAERI-Conf-96-014.pdf:9.7MB

原研では、陽子ビームから生成される強力な中性子源を利用して広範囲の基礎研究と消滅処理等の原子力技術開発の展開を図るために、大強度陽子加速器の開発を進めており、さらに、ビーム利用の各種研究施設についても構想の検討を始めている。この検討の現状について原研内外の専門家を交えた議論を行うため、標記のワークショップを平成8年3月に東海研究所で開催した。プログラムは8分野のセッションで、1)加速器、2)中性子散乱、3)ターゲット、4)材料照射、5)ミューオン・中間子、7)中性子核物理、8)消滅処理に分かれ、26件の講演から構成され、昨年以降の検討結果を中心に議論が持たれた。本論文集は、このワークショップでの発表内容に沿って提出された論文を編集したものである。

論文

Proposal of neutron science research program

鈴木 康夫*; 安田 秀志; 東稔 達三; 水本 元治

10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 2, p.1425 - 1431, 1996/00

原研の中性子科学研究計画では、基礎科学と原子力研究を加速エネルギー1.5GeV、平均電流10mAの大強度陽子加速器を利用して実施する。研究施設としては、中性子散乱研究のための熱・冷中性子施設、材料科学のための中性子照射施設、核データ測定のための中性子核物理施設、消滅処理等のためのオメガ・核エネルギー施設、核物理研究のための核破砕RIビーム施設、加速器技術開発や医療応用研究のための中間エネルギービーム施設及び中間子・ミューオン施設である。線形陽子加速器の研究開発はすでにイオン源、RFQ加速部及びDTL加速部の一部について実施している。中性子科学研究計画に係る概念設計と研究開発は1996年に開始した。建設は2期に分けて行う。第1期の完成は2003年であり、基本的には現状技術を活用して1.5GeV、1mAの陽子ビームを発生させる。

論文

Neutron science research project in JAERI

鈴木 康夫*; 大山 幸夫; 佐々 敏信; 安田 秀志; 滝塚 貴和; 水本 元治; 渡辺 昇*; 向山 武彦; 鈴木 邦彦; 東稔 達三

Application of Accelerators in Research and Industry, 0, p.1115 - 1118, 1996/00

原研では、中性子科学研究計画を将来の大型研究プロジェクトとして提案している。このプロジェクトは新しい基礎科学と原子力研究を大強度陽子加速器によって開拓しようとするものである。中性子科学研究計画は、超伝導陽子加速器、ターゲットシステム、利用研究施設からなる。大強度陽子加速器は1.5GeV、10mA程度が想定されている。利用研究計画としては、基礎研究としては、構造生物学、物質科学の中性子散乱、中性子核物理、スポレーションRI核物理、原子力研究では、核廃棄物消滅処理施設のための研究開発、照射実験などが検討されている。すでに、大強度陽子加速器の入射部についてのR&Dに着手され、10年後の完成をめざして計画を進めている。

報告書

TRUリサイクル研究のためのバックエンド試験施設概念の検討

藤根 幸雄; 臼田 重和; 森田 泰治; 吉田 善行; 鈴木 康文; 古田 照夫; 東稔 達三; 太田 和明*; 西村 健二*; 長谷川 伸一*

JAERI-M 93-211, 87 Pages, 1993/11

JAERI-M-93-211.pdf:2.42MB

将来の核燃料サイクルにおいては、Puリサイクル利用を進めてエネルギー資源を確保する必要があるが、これを推進するためには、発電炉で発生するTRU核種を分離回収して放射性廃棄物の長期毒性を低減させることが重要となる。本報告では、「軽水炉将来技術総合試験施設」においてTRUを含む超高燃焼Pu試験燃料を処理してTRUをリサイクル利用することを目的としたバックエンド技術の開発研究を行う試験施設概念について検討した。

報告書

軽水炉時代の長期化を想定した将来型燃料サイクルシステム概念の検討

藤根 幸雄; 高野 秀機; 佐藤 治; 東稔 達三; 山田 隆*; 黒沢 勝利*

JAERI-M 93-157, 157 Pages, 1993/08

JAERI-M-93-157.pdf:2.45MB

再処理とMOX燃料加工を統合した集約型の大規模燃料サイクルシステムにおいて、ウラン燃料とMOX燃料を集中的に混合再処理することを想定した。このシステムを構成する再処理群分離統合プロセス概念及びスフェアカルMOX燃料加工プロセス概念を作成した。また、2020年以降に必要になると予測される1,400t/y規模の再処理工場を中心とした燃料サイクルシステムを想定してPuリサイクルの予備解析を行った。Puリサイクルの経済性を追求する上では、Pu燃焼炉を高燃焼度化することが効果的であるため、全炉心MOX燃料の超高燃焼軽水炉を導入することとした。Puは混合再処理により燃料価値の劣化が抑制されて20%以下のPu富化度でマルチリサイクルが可能であることが分かった。

論文

軽水炉将来技術

東稔 達三

原子力工業, 38(11), p.63 - 70, 1992/00

軽水炉将来技術を展望した、軽水炉の長期化に対応する基本的考えと軽水炉将来技術についての原研における取り組みを中心に述べた。その取り組みの具体例として、超高燃焼炉、高転換炉、TRU消滅炉、Pu・TRUリサイクルに対応した将来型燃料サイクル、及び中小型受動的安全炉を取り上げ、その特徴と意義を概説した。

論文

21世紀を展望した軽水炉将来技術

東稔 達三; 岩村 公道; 大杉 俊隆; 高野 秀機; 鈴木 康文; 藤根 幸雄

原子力工業, 37(6), p.19 - 58, 1991/06

原子炉将来技術について展望した。その具体例について現在原研で検討を行っている受動的安全炉、高転換炉、超高燃焼炉、TRU消滅炉、及び燃料サイクル技術の高度化について概説するとともに、それぞれの研究開発課題を明らかにした。最後に軽水炉特別チームで検討を進めている軽水炉将来技術の基礎基盤研究に供する総合試験施設の概要を紹介した。

報告書

Development of tokamak reactor system analysis code NEW-TORSAC

笠井 雅夫*; 井田 俊雄*; 西川 正名*; 亀有 昭久*; 西尾 敏; 東稔 達三

JAERI-M 87-103, 34 Pages, 1987/07

JAERI-M-87-103.pdf:0.81MB

原研と三菱原子力工業(株)との共同研究としてトカマクシステムコード(NEW-TORSAC)が開発された。

報告書

Development of tokamak reactor automated design code TRADE

西尾 敏; 東稔 達三; 常松 俊秀; 笠井 雅夫*; 西川 正名*

JAERI-M 87-102, 41 Pages, 1987/07

JAERI-M-87-102.pdf:0.8MB

原研と三菱原子力工業(株)との共同研究としてトカマク炉の自動設計コード(TRADE)が開発された。

報告書

核融合動力炉ブランケット・システムの技術的検討

東稔 達三; 関 昌弘; 湊 章男; 堀江 知義; 山本 孝*; 田中 義久*; 阿部 忠*; 渡部 隆*; 小林 武司; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 87-017, 737 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-017.pdf:16.73MB

本報告では、トカマク型DT炉の発電用増殖ブランケットシステム概念の代表的候補の比較評価の為に行なった技術検討結果について述べる。ブランケットには、(1)トリチウム燃料の自己供給,(2)In-Situのトリチウム連続回収と低いインベントリ、(3)高い発電効率を与える高温除熱、(4)高稼働率を与える信頼性の高い構造等が要求される。これらを満たすブランケットの性能は、構造材/増殖材/冷却材/中性子増倍材の選択によって支配される。これらの材料の組合わせの主要候補としてPCA/Li$$_{2}$$O/H$$_{2}$$O/Be,Mo-alloy/Li$$_{2}$$O/He/Be,Mo-alloy/LiAlO$$_{2}$$/He/Be,V-alloy/Li/Li/none,及びMo-alloy/Li/He/none を選んだ。ブランケット概念の相互比較評価は、トリチウム回収システム、冷却/発電系統、及び遠隔操作による分解組立てを考慮したト-ラス分割構成法も含めて総合的に検討を行なった。

報告書

トカマク炉システムの解析・評価コードTORSACの開発

西尾 敏; 東稔 達三; 笠井 雅夫*; 西川 正名*

JAERI-M 87-021, 272 Pages, 1987/02

JAERI-M-87-021.pdf:4.66MB

本報告書はトカマク型核融合炉を対象に整合性のある炉ステムの総合特性の解析、コスト評価等によって設計の最適化の方向付け、設計作業の合理化・即応性の向上を目的に開発されたトカマク炉システムの解析・評価コ-ド"TORSAC"について述べたものである。本コードの機能は別途、外部で完成された設計データを入力し、本コードにおいてそれが参照設計として位置付けられ、指定されたパラメータの変動が炉システム全体に与える影響を整合性を持って定量的に評価する、いわゆる感度解析の機能と感度解析の結果、参照設計の近傍に得られた新しい炉システムのコスト算出の機能を有する。

報告書

プラズマ周辺構造物の健全性及び寿命評価に関する研究

東稔 達三; 関 昌弘; 湊 章男*; 堀江 知義; 河村 洋; 小川 益郎; 藤村 薫; 武田 哲明; 深谷 清; 飯田 浩正; et al.

JAERI-M 86-176, 299 Pages, 1987/01

JAERI-M-86-176.pdf:8.79MB

核融合炉においてプラズマに面して設置される構造物(主として第1壁、ダイバ-タ板、リミタ板)の健全性及び寿命評価に関する総合的な解析的及び実験的研究を行なった。以下の項目について成果が得られた。(1)寿命制限の主用因子の検討、(2)2次元弾塑性解析による塑性変形効果、(3)再付着効果によるダイバ-タ板/リミタ板の正味エロ-ジョン量の緩和、(4)片面熱負荷条件化における、非一様熱伝達率分布を求める機能を有する2次元有限要素法熱構造解析コ-ドの開発(5)プラズマ・ディスラプションを模擬した、電子ビ-ムによる金属材料の溶融厚みと蒸発量の測定及び解析、(6)溶融層の安定性解析モデルの開発、(7)ろう付け及び鋳込によるW/Cu接合構造のアルゴン・プラズマジェットによる熱サイクル疲労実験、(8)ろう付けによるW/Cu接合構造のせん断疲労実験、(9)非磁性体厚肉構造の過電流と動的電磁力及び磁性体の磁化による電磁力の解析手法の開発、(10)非磁性体(304SS)と磁性体(HT-9、軟鉄)の電磁力による変形実験

論文

Improvement of an electron beam facility as a heat source for disruption simulation experiments

関 昌弘; 山崎 誠一郎*; 湊 章男*; 堀江 知義; 田中 義久*; 東稔 達三

Fusion Engineering and Design, 5, p.215 - 220, 1987/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:80.13(Nuclear Science & Technology)

ディスラプション模擬試験を行うためには、立ち上がりの早い、熱流束を与えることのできる熱源が必要である。この目的で既存の電子ビーム溶接機に高速ビーム偏向システムを組み込み、ディスラプション模擬実験用熱源としての性能向上を試みた。

論文

Lifetime analysis for fusion reactor first walls and divertor plates

堀江 知義; 辻村 誠一*; 湊 章男; 東稔 達三

Nucl.Eng.Des./Fusion, 5, p.221 - 231, 1987/00

核融合炉の第一壁およびダイバータ板は、厳しい条件下に置かれるため、設計上、寿命評価が重要である。この寿命を制限するメカニズムを検討するために、1次元の板モデル,2次元の弾塑性有限要素法を用いて寿命解析を行なった。実験炉第一壁はディスラプション時に大きな圧縮応力が生じ塑性変形が生じるが、温度が下がると引張り応力になる。照射クリープで応力緩和すると、ディスラプションのたびにひずみが蓄積される。通常運転時は6MW・y/m$$^{2}$$以下の低フルエンスでは照射の影響は無く、エロージョンと疲労損傷で寿命が決まる。実験炉ダイバータ板は接合構造であり、2次元的な変形及び銅のシェークダウンの影響があり、2次元弾塑性解析が重要である。動力炉第一壁の最大板厚は熱応力よりもスウェリング差で、最小板厚は冷却材内圧による膜応力で決まるなどの成果が得られた。

論文

A Thermal cycling durability test of tungsten copper duplex structures for use as a divertor plate

関 昌弘; 小川 益郎; 湊 章男; 深谷 清; 東稔 達三; 三木 信晴

Nucl.Eng.Des./Fusion, 5, p.205 - 213, 1987/00

本研究は、現在原研で設計を進めている核融合実験炉のダイバータ板の一例として提案されているタングステン-銅(W-Cu)接合構造の熱疲労に対する健全性を調べたものである。すなわち、タングステンと銅をロー付けした接合試験片を製作し、アルゴンプラズマジェットを用いてタングステン表面に周期的に熱負荷をかけ、試験前後に走査型電子顕微鏡による微細構造の検査とヌープ硬さの測定を行った。ロー付け以外にも直接鋳込み方式によるW-Cu接合材を製作し、同様の試験を行った。試験の結果、いずれの試験片も破断することはなく、タングステンと銅のロー付け、および直接鋳込みによる接合方式が有効であり、W-Cu接合構造は熱疲労に対して十分健全であることがわかった。

論文

Tokamak reactor operation scenario based on plasma heating and current drive by negative ion based neutral beam injector

山本 新; 岡野 邦彦*; 西尾 敏; 杉原 正芳; 斉藤 龍太*; 上出 泰生*; 小林 武司*; 藤沢 登; 東稔 達三; 小原 祥裕; et al.

Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research, Vol. 3, 1 Pages, 1987/00

現在の技術データベースから判断した場合、次期装置(例えば日本ではFER)の完全段階に実現可能と考えられる負イオン・ビームを用いた中性粒子入射装置(NBI)によるプラズマ加熱および電流駆動に基づいたトカマク炉での運転シナリオを述べる。このシステムは、高い効率でプラズマ加熱及び電流駆動ができる。電流分布制御も容易に行なうことができる。

論文

ダイバータ板用タングステン-銅接合構造の熱疲労に対する健全性試験

小川 益郎; 関 昌弘; 湊 章男; 深谷 清; 東稔 達三

日本原子力学会誌, 28(11), p.1038 - 1044, 1986/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

本研究は、現在原研で設計を進めている核融合実験炉のダイバータ板の一例として提案されているタングステン-銅(W-Cu)接合構造の熱疲労に対する健全性を調べたものである。すなわち、タングステンと銅をロー付けした接合試験片を製作し、アルゴンプラズマジェットを用いてタングステン表面に周期的に熱負荷をかけ、試験前後に走査型電子顕微鏡による微細構造の検査とヌープ硬さの測定を行った。試験の結果、いずれの試験片も破断することはなく、タングステンと銅のロー付けによる接合方法が有効であり、W-Cu接合構造は熱疲労に対して十分健全であることがわかった。

論文

A Simulated plasma disruption experiment using an electron beam as a heat source

関 昌弘; 山崎 誠一郎*; 湊 章男; 堀江 知義; 田中 義久*; 東稔 達三

Journal of Fusion Energy, 5(3), p.181 - 189, 1986/03

プラズマディスラプション時に予想されるような非定常高熱負荷を受ける固体壁の挙動を調べるため実験を行った。高熱負荷用熱源として電子ビームを用いた。ビームの焦点をぼかし、試験片表面での熱流量を一様とした。試験体は直径5mmの304SS,Al、Zn製で、熱流束10-110MW/m$$^{2}$$、加熱時間90-180msの範囲で実験を行った。溶融、蒸発解析コードDAT-Kを開発し、実験値と比較した。溶融量については、実験と解析とは良く一致したが、蒸発量についてはさほど良くなかった。

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