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論文

Development of a fast reactor for minor actinides transmutation, 1; Overview and method development

竹田 敏一*; 宇佐美 晋; 藤村 幸治*; 高桑 正行*

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.560 - 566, 2015/09

本研究は、環境負荷低減のための研究開発国家プロジェクトの一環として2013年に開始されたものである。Na冷却型高速炉における効率的かつ安全なMA核変換技術の確立を目指しており、核変換効率と安全性を両立させる炉心概念の構築を、関連核特性の予測精度改善と合わせて実施している。具体的には、安全性や核変換効率の予測精度を改善するために、MA核変換における核種ごとの寄与を抽出評価する手法を考案し、核変換特性の予測精度を詳細分析してきている。また、予測精度の改善には核変換特性関連の実験データに対する解析精度を解析システムに反映することが効果的であり、そのために「常陽」、PFR等で取得された種々の実験データを収集整理し、整合性を確認することによって信頼性の高いMA実験データベースの構築を進めている。本発表では、当該プロジェクトの概要とともに、高速炉によるMA核変換に係る手法の開発と数値解析結果等について説明する。

報告書

ナトリウムによる漏えい速度、漏えい形態の確認実験 実験データ集

下山 一仁; 宇佐美 正行; 三宅 収; 西村 正弘; 宮原 信哉; 田辺 裕美

PNC-TN9450 97-007, 81 Pages, 1997/03

PNC-TN9450-97-007.pdf:1.72MB

「もんじゅ」2次冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の目的で、第1回目を平成8年2月15日に、第2回目を平成8年3月28日に、大洗工学センターのナトリウム漏洩火災基礎試験装置(SOFT-1)を用い、温度計を模擬してナトリウム漏えい速度、漏えい形態の確認実験を行った。なお本実験データ集については、情報公開の一環として平成9年3月21日付けで、本社インフォメーションルーム、大洗工学センター展示館、敦賀事務所アトムプラザの3カ所で公開を開始した。

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明; ナトリウムによる漏えい速度、漏えい形態の確認実験

下山 一仁; 西村 正弘; 宇佐美 正行; 宮原 信哉; 三宅 収; 田辺 裕美

PNC-TN9410 97-085, 163 Pages, 1996/11

PNC-TN9410-97-085.pdf:6.17MB

「もんじゅ」2次主冷却系でのナトリウム漏えい事故の原因究明の一環として、動燃大洗工学センターのナトリウム漏洩火災基礎試験装置SOFT-1を用いた燃焼実験を2回実施した。本実験の目的は、破損した温度計からのナトリウムの漏えい速度と漏えい形態の確認、温度計周辺の配管保温構造とフレキシブルチューブへの影響の確認、及び温度計の温度履歴の「もんじゅ」との比較である。漏えい速度は、実験に用いた模擬温度検出器の流路が確保された条件で56($$pm$$2)g/secが得られた。この漏えい速度を「もんじゅ」事故当該部に補正し53g/secの値を得た。ただし、熱電対ウェル先端アニュラス部の流路断面積は公称寸法を、また漏えいナトリウムの加圧圧力は漏えい期間中の最高圧力値1.65kg/cm$$^{2}$$Gとした。漏えい形態について、特に初期の挙動は温度検出器コネクタとフレキシブルチューブの接続状態が漏えいナトリウムの落下の様子に影響を与える。第1回実験では、「もんじゅ」事故後に現場で確認された状況に合わせて、チューブを始めから外して実験を開始したのに対し、第2回実験では接続した状態で実験を開始した。第2回実験では、漏えい開始から17秒後にチューブをコネクタのエルボ部に固定するふくろナットによる接続が外れて、第1回実験の初期状態と同じになった。接続が外れるまでの漏えい形態は、エルボ部継ぎ目からの液滴の飛散やチューブの被覆を貫いて流線状の流れが特徴的であったのに対し、接続が外れてからの漏えい形態は、チューブの内外を伝って最下端部から連続的に滴下する流れが主流であり、時折散発的にエルボ部付近からの飛散が見られた。配管保温構造(外装板等)への影響については、第1回実験においてコネクタのエルボ部に近い部分の外装板に腐食による穴が開いたが、第2回では特に穴等の損傷は見られず、その差はナトリウム漏えい時間の違いによると考えられる。温度検出器の熱電対信号は、「もんじゅ」の当該温度と極めて良く似た挙動が得られ、ナトリウムの流出と熱電対信号履歴の関係を十分説明できることが確認できた。

報告書

高クロム系SG伝熱管材の破損伝播特性

下山 一仁; 浜田 広次; 田辺 裕美; 宇佐美 正行

PNC-TN9410 93-212, 141 Pages, 1993/09

PNC-TN9410-93-212.pdf:5.99MB

高速増殖炉の実証炉において、蒸気発生器(SG)を原型炉の分離型から一体貫流型に合理化することに伴い、新しい伝熱管材であるMod.9Cr-1Mo鋼の破損伝播特性を把握するため、大リーク・ナトリウム-水反応試験装置(SWAT-1)を用いて、中リーク領域(10g/s$$sim$$数100g/s)でのナトリウム-水反応試験を実施した。試験によって以下に示すことが明らかになった。(1)Mod.9Cr-1Mo鋼の中リーク領域での耐ウェステージ性は、2・1/4Cr-1Mo鋼とオーステナイト系ステンレス鋼SUS321の中間に位置しており、ウェステージ率は2・1/4Cr-1Mo鋼の約1/2倍である。また、2・1/4Cr-1Mo鋼のウェステージ率とL/D(L:ノズル・ターゲット間距離,D:注水ノズル孔径)の関係式を基準にして、Mod.9Cr-1Mo鋼の比例定数を求めることによって実験整理式を得た。(2)ターゲット伝熱管のウェステージ形状はトロイダル型が多く、2次破損孔径の最大値は同条件の2・1/4Cr-1Mo鋼に比べて1/2倍以下である。同じように、Mod.9Cr-1Mo鋼の注水ノズル孔径と2次破損孔径の関係式の定数を得た。これらの実験整理式とその定数を破損伝番解析コードLEAPに反映することにより、同コードをMod.9Cr-1Mo鋼製一体貫流型SGのナトリウム-水反応事象評価に適用できるよう整備を図る。

報告書

高クロム系SG伝熱管財溶接部のウェステージ特性 微小リーク,小リーク,ウェステージ試験

下山 一仁; 小林 十思美; 宇佐美 正行; 田辺 裕美; 吉田 英一; 萩 茂樹*

PNC-TN9410 91-288, 72 Pages, 1991/07

PNC-TN9410-91-288.pdf:2.3MB

高速増殖炉の設計を合理化する手段として、蒸気発生器を一体貫流型にする案が検討されている。それを採用するためには、耐応力腐食割れ性とい高温強度の両方の特性を満足する伝熱管材が必要で、現在高クロム系鋼が候補材として挙がっている。これまでその代表3鋼種(Mod.9Cr-1Mo鋼、9Cr-2Mo鋼、9Cr-1Mo-Nb-V鋼)の伝熱管母材部について、ナトリウム-水反応時の耐ウェステージ試験を実施し、上記の特性を十分満足することを既報で確認した。しかし、蒸気発生器としての総合的な評価を行うためには、母材部のみでなく伝熱管の中で初期次陥発生の可能性が最も高い溶接部についての耐ウェステージ性を把握しておく必要がある。そこで上記3鋼種を代表としてMod.9Cr-1Mo鋼を選定し、その溶接部に関する微小リーク領域と小リーク領域のナトリウム-水反応時のウェステージ試験を実施した。試験によって、以下に示すことが明らかになった。1)微小リーク領域において、伝熱管溶接部自身の耐ウェステージ性は、溶接部の初期リーク孔位置(溶接金属部、ボンド部、溶接熱影響部)に依存せず、母材部との間に有意な差はない。2)小リーク領域において、ターゲットとなる伝熱管溶接部の耐ウェステージ性は、母材部との間に有意な差はない。これらの結果から、一体貫流型蒸気発生器で9Cr系鋼の伝熱管材を採用する場合の微小$$sim$$小リーク・ナトリウム-水反応事象の評価には、9Cr系鋼母材部の試験で導いた実験式を溶接部も含めた全伝熱管部に適用できることが確認できた。

報告書

JT-60NBI加熱装置の低エネルギー領域における高出力化

水野 誠; 大楽 正幸; 堀池 寛; 北村 繁; 小又 将夫; 栗山 正明; 松田 慎三郎; 松岡 守; 大賀 徳道; 小原 祥裕; et al.

JAERI-M 88-088, 14 Pages, 1988/05

JAERI-M-88-088.pdf:0.44MB

JT-60NBI加熱装置は70~100keVのビームエネルギーで最大20MWの入射パワーが得られるよう設計されているが、40keV程度の低ビームエネルギー領域では入射パワーは8MW程度にまで低下する。一方、低密度プラズマでの加熱実験領域の拡大および周辺プラズマ加熱によるHモード達成のため、低エネルギー領域での入射パワー増大が必要とされた。この目的で一段加速によるビーム引き出しが原形ユニットにおいて試験され、JT-60NBIにおいて17HWの入射パワーが得られることが明らかになった。昭和62年6月から7月にかけて、JT-60NBIに一段加速が適用され、最高17.6MWの入射パワーが得られ、JT-60においてHモード遷移現象が観測された。

報告書

可変プロトン比イオン源の開発

渡邊 和弘; 大楽 正幸; 海老沢 昇; 堀池 寛; 井上 多加志; 北村 繁; 小又 将夫; 倉島 徹*; 水野 誠; 大賀 徳道; et al.

JAERI-M 88-022, 26 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-022.pdf:0.79MB

JT-60の実験において、低密度プラズマ領域での中性子入射(NBI)による加熱実験範囲を拡大しHモード生成を容易にするための実験を効果的に行なう必要が生じた。そのためには、中性粒子ビームのプワーを維持しつつエネルギーを下げて突抜量を減らす必要がある。一つの方法としてイオン源のプロトン比を下げ低エネルギーのビームとなる分子イオンの比率を高めてやる方法がある。これは同時に入射パワーを増大させる方法である。そこで、JT-60NBI予備イオン源を改造してプロトン比の可変範囲を拡張する実験をおこなった。

論文

TRANSPORT OF FRESH MOX FUEL ASSEMBLIES FOR MONJU INITIAL CORE (「もんじゅ」初装荷新燃料の輸送)

大内 祐一朗; 倉上 順一; 大内 祐一朗; 宇佐美 正行

PATRAM '95 (PACKAGING AND TRANSPORTATION OF RADIOACTIVE MATERIALS), , 

「もんじゅ」用初装荷炉心燃料の輸送は、平成4年7月から9回に分けて実施され、平成6年3月に終了した。輸送した新燃料は、MOX燃料ペレット等を充填した炉心燃料集合体205体(内側炉心109体、外側炉心91体および試験用燃料5体)であった。使用した輸送容器は、9mの落下試験や800$$^{circ}C$$・30分間の耐火性試験等に合格したB(U)型で、国の基準を満足する。また本輸送容器は、高性能中性子遮蔽材の使用、燃料集合体自動保持機構の採用等の特徴を有する。輸送に当たっては、輸送実施本部体制の導入、放射線管理の専門家同行等細心の注意を払うとともに、輸送経路上の各関係機関の協力のもとに、安全には万全を期した。実際の輸送においては、輸送事故等もなく計画通り輸送を完遂することができた。

論文

Fablication of FBR Fuel Shipping Cask for Post-Irradiation Examination(高速増殖原型炉"もんじゅ"照射後試験用輸送容器(PIE-SA型)の製作

宇留鷲 真一; 岩永 繁; 宇佐美 正行; 北井 善隆

PATRAM'95, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」において照射された燃料集合体を大洗工学センターの大型照射後試験施設に輸送するための輸送容器の開発を進めている。 このため、本開発作業の一環として、多種類の収納物輸送が可能な輸送容器の安全解析を行い、国の承認可作業を経て輸送容器(2基)の製作に着手しこの度完成した。 本件は、安全解析及び輸送容器の製作状況に関するものである。 (1)安全解析 収納物の仕様は以下の通りである。 1.燃料集合体以外に制御棒やサーベランス集合体などの核燃料物質では ない照射後炉心構成要素も収納物に含める。 2.異なる種類の集合体の混載を可能とする。

口頭

JAEAにおける全社核物質管理システムの構築

竹田 秀之; 宇佐美 正行; 広沢 尚教; 藤田 喜久; 小谷 美樹; 小又 和洋*

no journal, , 

独立行政法人日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、「核原料物質,核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」及び「国際規制物資の使用等に関する規則」に基づき文部科学省へ、保有する国際規制物資の計量管理報告を行っている。原子力機構核不拡散科学技術センターでは、各施設から文部科学省へ報告する国際規制物資に関する計量管理報告データを一元的に管理するために、全社核物質管理システムを構築し、データベース化を図っている。本システムは、操作及びメンテナンスが容易なパソコンを利用して構築したものであり、社内回線を利用し全社にネットワーク化を図っている。また、本システムは、計量管理にかかわる報告用データの処理機能やデータ間の整合性のチェック機能の強化はもとより、プルトニウム管理状況等にかかわる公開データの抽出,集計の処理を可能とする機能も有している。本報告では、本システムのこれらの機能等について紹介する。

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