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論文

Conceptual study of a plutonium burner high temperature gas-cooled reactor with high nuclear proliferation resistance

後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09

高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。

報告書

財務・契約系情報システム改修に関する技術報告

木村 英雄; 青柳 哲雄; 佐藤 泰一; 酒井 学; 日笠 直樹*; 鈴木 仁; 辻 実

JAEA-Technology 2011-027, 31 Pages, 2011/09

JAEA-Technology-2011-027.pdf:2.16MB

原子力機構の基幹業務システムである財務・契約系情報システム(平成17年10月運用開始)は、運用開始当初より機構独自機能の肥大化と構造上の問題に起因するライフサイクルコスト高や、応答性,拡張性の問題等が顕在化した。これらの問題を解決するため、システムの更新にあたり、(1)業務の見直しによる機構独自機能の最小限化、市販パッケージの改造の完全排除、(2)システムのサブシステムの疎結合集合体化、サブシステム間のインタフェースの明確化、(3)分離調達、を実施した。これらの実施により、コスト削減とシステムの性能改善・拡張性向上を達成した。以上の手法は、オープンプラットフォーム、市販パッケージ、分離調達に潜む共通課題の解決に資するものであり、機構以外のさまざまな組織における業務システムの開発,整備に対しても有用である。

報告書

次期財務・契約系情報システムの概念設計

木村 英雄; 青柳 哲雄; 酒井 学; 佐藤 泰一; 辻 実

JAEA-Technology 2008-075, 32 Pages, 2008/11

JAEA-Technology-2008-075.pdf:8.29MB

原子力機構では2005年の独立行政法人化に際して、財務会計や契約管理等の基幹業務を支援するために財務・契約系情報システムを開発し、運用を行ってきた。本報告では、最新の情報通信技術を適用した次期財務・契約系情報システムの概念設計を検討し、その有効性を検証するためのプロトタイプシステムを開発した。また同時に、システムの容易・迅速な機能追加の実現を目的とした簡易機能拡張ツールの設計・開発を実施した。本設計の結果、次期システムの構成としてXML技術によるデータ交換・連携を中核に据えることで、システムの拡張性・柔軟性の向上,他システムとの接合性の確保,サブシステムの独立性の向上に関する達成の見通しを得た。また、簡易機能拡張ツールに関しても、所期の目的を達成可能であることを実証した。

論文

Evaluation of in-pile and out-of-pile stress relaxation in 316L stainless steel under uniaxial loading

加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 菊地 正彦; 北 智士; 米川 実; 中野 純一; 辻 宏和; 中島 甫

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.331 - 334, 2002/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.46(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射と高温水環境の同時作用効果によって生じる照射誘起応力腐食割れ(IASCC)が、軽水炉のみならず水冷却核融合炉の炉内構造材料の主要な関心事の1つとして指摘されている。応力がIASCCのキーファクターの一つであることから、照射条件下で詳細に応力を評価する必要がある。316Lステンレス鋼の引張型試験片を用いた応力緩和試験を288$$^{circ}C$$でJMTRにおいて行ってきている。この論文は、316Lステンレス鋼の引張型試験片の炉内及び炉外応力緩和試験結果についてのべ、おもに曲げ試験片を用いて得られたFosterらの文献データとの比較を行った結果についても述べる。さらに実験結果と永川モデルによる解析結果との比較も行った。

論文

Study on creep-fatigue life of irradiated austenitic stainless steel

井岡 郁夫; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 米川 実; 高田 文樹; 星屋 泰二

JSME International Journal, Series A, 45(1), p.51 - 56, 2002/01

FBRの構造材に対する代表的な破損モードの1つに、繰り返し熱応力に起因するクリープ疲労がある。しかし、照射材のクリープ疲労特性についてはほとんど報告されていない。ここでは、SUS304鋼照射材の低サイクル疲労試験を行い、最大引張側での保持時間が疲労寿命に及ぼす影響を調べた。供試材は熱間圧延したSUS304鋼である。歪波形は完全両振り対称三角波,試験は真空中,550$$^{circ}C$$,歪速度0.1%/sで行った。最大引張側での保持時間は、360s,3600sとした。中性子照射は、550$$^{circ}C$$で1.4-3.4x10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$0.1MeV)まで行い、弾き出し損傷量及びHe生成量は、それぞれ約1~2dpa及び約1~11appmであった。保持時間のない場合、照射により疲労寿命は低下した。照射材の疲労寿命は、保持時間の増加とともに低下した。疲労寿命の低下は、非照射材の場合と同程度であった。クリープ疲労寿命予測法(時間消費則,延性消耗則)により照射材の疲労寿命は、ファクター2の範囲で予測できた。

論文

Effect of helium to dpa ratio on fatigue behavior of austenitic stainless steel irradiated to 2 dpa

井岡 郁夫; 米川 実; 三輪 幸夫; 三村 英明; 辻 宏和; 星屋 泰二

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.440 - 445, 2000/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.29(Materials Science, Multidisciplinary)

種々の中性子スペクトル条件でのJMTR照射を可能とする照射キャプセルを新たに開発した。この新たに開発したキャプセルを用いて、オーステナイトステンレス鋼の試料を弾き出し損傷量は約2dpaで一定で核変換生成ヘリウム量が異なる3水準(1.5,3,15appm)となるように(He/dpa比が3水準となるように)550$$^{circ}C$$で中性子照射を行い、照射後の試料の550$$^{circ}C$$における低サイクル疲労挙動を調べ、照射前の挙動と比較した。非照射材では、固溶化熱処理材と熱時効材(中性子照射材と同じ熱履歴材)の間に550$$^{circ}C$$における低サイクル疲労挙動に有意な差はなかった。中性子照射材の低サイクル疲労強度は非照射材よりもやや低下していたが、He/dpa比の影響は顕著ではなかった。今後、最大引張歪での保持を伴う場合の疲労挙動(クリープ・疲労挙動)を調べることを予定しており、He-dpa比の影響を定量化できるものと考えている。

論文

原子力開発の技術基盤としての材料R&D

近藤 達男; 菱沼 章道; 野田 健治; 衛藤 基邦; 辻 宏和; 中島 甫; 木内 清; 大野 英雄; 小川 徹; 大道 英樹; et al.

原子力工業, 39(8), p.1 - 80, 1993/08

来世紀に向けた新しい原子力システムには、材料はその実現の鍵の一つと考えている。本論文は原研の材料研究のうち、基盤技術研究のカテゴリーの活動成果及び今後の方向をまとめたものである。I.原子力材料基盤強化のための材料研究。II.新型原子炉材料研究の最前線(1)核融合,(2)高温ガス炉。III.原子力プラント材料耐久性挙動の予測とデータベース。IV.新しい素材設計と物質探索。V.エネルギービームを利用した機能性材料の開発。VI.原子力システム環境対応耐久性新素材の開発。VII.新しい材料照射試験施設と材料試験技術開発。(1)照射試験施設,(2)材料試験技術開発

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