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沢 和弘; 植田 祥平
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.163 - 172, 2004/10
被引用回数：59 パーセンタイル：95.42(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉では高温の原子炉出口冷却材を取出すために耐熱性の被覆燃料粒子を用いている。高温工学試験研究炉(HTTR)は六角柱状の燃料体にTRISO型被覆燃料粒子を用いている。HTTR用燃料の製造技術及び燃料性能等についての研究開発は30年以上にわたり行われてきた。さらに原研では、高温ガス炉技術の高度化のために高燃焼度化TRISO型被覆燃料粒子や、より高温での強度を確保するための革新的なZrC被覆燃料粒子を開発した。本論文ではHTTRプロジェクトにおける高温ガス炉燃料の研究開発の経験及び現状について述べる。本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。
榎枝 幹男
JAERI-Conf 2004-012, 237 Pages, 2004/07
JAERI-Conf-2004-012.pdf:44.1MB
本報文集は、「IEA核融合炉工学に関する実施取り決め」に基づくセラミック増殖材ワークショップ及び日米核融合共同研究の一環として開催された「第11回セラミック増殖材ブランケット相互作用国際ワークショップ」の報文をまとめたものである。本ワークショップでは、欧州連合,ロシア,日本のセラミック増殖ブランケットの設計,HICU, EXOTIC-8, IVV-2Mによる照射試験の最新の成果,Li
TiO
等のトリチウム放出挙動のモデリング,LiTiOとLi
SiO微小球の製造技術開発と物性値研究,LiTiOとLiSiO微小球充填層の熱機械挙動測定とモデリングに関する研究,境界テーマとして、ブランケット筐体製作技術開発,核融合中性子によるブランケットモックアップの中性子工学実験,トリチウム回収システム開発、などについての研究開発の現状と今後の課題についての情報交換が行われた。
中田 哲夫*; 片西 昌司; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.478 - 489, 2003/12
GTHTR300は、熱出力600MWtの安全性の高いブロック型高温ガス炉と約46%の高い熱効率を持つガスタービンシステムを組み合わせた簡素で経済性に優れた発電システムである。本報告では、核熱流動設計の特長と最新の成果を報告する。GTHTR300の炉心は、高性能燃料の適用とサンドイッチシャッフリング燃料交換方式の採用を通じて、わずか1種類の燃料のみで、(1)取り出し平均燃焼度12万MWd/t,(2)燃料炉内滞在時間1460日で稼働率90%以上、など厳しい所期の目標をすべて満足できた。これにより高性能で経済性の高い炉心を構成できることが確認できた。さらに制御棒操作方法を改善して、同一スタンドパイプ内にある制御棒1対の引き抜き価値を0.2%
k以下に抑え、最高出力密度をほぼ13W/cm
以下、燃料最高温度1400
C以下として安全裕度の増加に寄与できることを確認した。
竹田 武司; 中川 繁昭; 國富 一彦
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
高温工学試験研究炉(HTTR)は、黒鉛減速、ヘリウムガス冷却型の原子炉であり、高温ガス炉の一つである。ヘリウム循環機は遠心式の動圧ガス軸受型であり、ヘリウム流量は、周波数コンバータを用いた可変式モータで制御している。低温、低圧条件における特性試験により得たヘリウム循環機の昇圧、出力値は、設計値と比較した。設計特性曲線は、流体機械に対する相似則に基づき、ヘリウム循環機の出入口圧力比と換算出力を無次元量(換算回転数と換算流量)で表す。ヘリウム循環機の換算回転数はヘリウム循環機の入口温度の関数で示し、換算流量は入口温度と入口圧力の関数で示す。同一換算回転数と同一換算流量条件下で、試験で得られたすべてのヘリウム循環機の出入口圧力比は設計値を上回り、換算出力は設計値と同等であることを確認した。さらに、すべてのヘリウム循環機の出入口圧力比と換算出力は、換算回転数と換算流量を用いた数式で近似した。それゆえ、HTTRのヘリウム循環機の高温、高圧条件における昇圧、出力特性が提案した数式により推定可能となった。
A.Saltelli*; T.H.Andres*; 本間 俊充
Computational Statistics & Data Analysis, 20, p.387 - 407, 1995/00
被引用回数：42 パーセンタイル：89.68(Computer Science, Interdisciplinary Applications)本報告では、感度解析における正確さと再現性の観点から反復部分因子法(IFFD)の性能評価を行った。その結果、IFFDは十分大きなサンプル数では高い再現性を示した。また、モデル出力と入力間の2次の効果を検出できる点で線形手法より優れているが、それ以上のオーダーの効果を扱う点では問題がある事が明らかとなった。
京谷 正彦; 落合 政昭; 楠 剛; 植松 春樹*; 高橋 照雄*
JAERI-M 94-079, 116 Pages, 1994/06
原子力船「むつ」での実験航海等のデータを使用し、原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの性能を総合評価した。本目的は、原子力船「むつ」の実験航海等において実施された各試験結果とシミュレーション結果とを比較し、試験結果に対するシミュレーション結果の相違点の抽出、シミュレータを対象とした相違点発生の原因解明及びシミュレーションモデル適用範囲を明確化することである。総合評価の結果、試験結果とシミュレーション結果は概ね一致し、原子力船「むつ」モデルについて、その性能を確認することができた。また、今後の原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの整備をすすめるにあたり、本システムの基本計算モデルが有効に活用できることを確認した。
馬場 治; 西口 磯春; 藤倉 明*; 笠羽 道博*; 森 治嗣*; 溝上 頼賢*; 猪狩 敏秀*; 小宮山 忠仁*
JAERI-M 85-182, 304 Pages, 1985/11
本報告書は、多目的高温ガス実験炉の中間熱交換器について、これまでの設計の変遷、熟流力設計および構造設計の方法と詳細設計(II)における実例、製作・検査・補修等に関する現状と課題、中間熱交換器開発における関連試験のこれまでの成果と今後の課題等について、総合的にまとめたものである。
泉 文男; 中村 仁一
JAERI-M 82-132, 481 Pages, 1982/10
日本国内の原子力発電プラントの性能・装置・機器について、1981年12月までのデータを整理・収録している。このデータ集は、先の報告書1979年版(JAERI-M8947)と、1980年版(JAERI-M9629)の両報告書を基礎に、データの変更のあったものは修正し、また新たに入手したデータは追加されている。収録のデータは、すべて専用のデータ処理プログラム"FREP"によって処理され、表形式にまとめられている。今年度版には、端末からTSS(Time Sharig System)サービス網を利用してデータ検索する方法をAppendixに加えた。
泉 文男; 原山 泰雄
JAERI-M 9629, 274 Pages, 1981/08
日本国内の加圧水型原子力発電プラントの性能、装置、機器について、1980年12月までに入手したデータを整理、収録している。これらのデータは、1979年版(JAERI-M8947)のデータに変更が生じたものは修正され、新たに建設されたプラントに関するデータは追加して1980年版を編集した。収録のデータは、すべて専用のデータ処理プログラムFREPによって処理され、表形式にまとめられている。
泉 文男; 森島 淳好; 鈴木 元衛; 原山 泰雄
JAERI-M 8947, 420 Pages, 1980/07
日本国内の原子力発電プラントの性能、装置、機器について1979年12月までのデータを整理、収録している。これらのデータは、1978年版(JAERI-M8083)以後の変更については修正され、また新たなプラントについては追加されている。収録のデータは、専用のデータ処理プログラムFREPによって処理され、表形式にまとめられている。
安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 荒井 長利; 平野 光将; 鈴木 邦彦
JAERI-M 8400, 222 Pages, 1979/09
この報告は、多目的高温ガス実験炉を照射用炉心として使用する場合の炉心構成、炉心性能ならびに原子炉構造、運転法への要求について検討したものである。実験炉炉心の中央冷却材流量調節領域の7燃料カラムを試験領域とし、そのまわりをドライバー領域として照射用炉心を構成した。この試験領域に置かれた試験燃料体は、大型高温ガス炉に類似した条件で照射できるようになっている。多目的利用システム実証試験と併用した照射用炉心では、試験燃料の燃焼度は約1200日で照射目標の80GWd/tに達するが、出力密度は目標値の約半分である。しかし、原子炉出口冷却材温度を下げた運転、または、ドライバー領域にセミピン型燃料体を使用することによって照射性能が高められ、実験炉を照射ベッドとして有効に利用できることが明らかになった。
金原 節朗
原子力工業, 23(2), p.35 - 41, 1977/02
波高分析器用ADCの高速化問題を一般的に述べ、ウィルキンソン型は100~200MHzのクロック周波数を境に、高速化に対し1つの限界が生じており、その原因が内部回路の干渉作用によることを説明している。 その対策として、スムージング対策を検討し、新しい計数方式の内代表的なものを2つ紹介している。そして、特に実用性の高い方式について特性測定を行って改善効果を実証し、顕著な効果があることを述べ、その一般的評価も行っている。
金原 節朗
Nuclear Instruments and Methods, 143(2), p.267 - 271, 1977/02
ウィルキンソン型ADCの微分直線性は、遇奇不平衡に代表される、偶数周期の不平衡が大きく、それは、チャネル・スケーラの動作による干渉作用によって生じていることを説明している。 その改善方法として、干渉作用を分散させる新しい方式を開発し、その改善効果を確認すると共に、それらの特性測定を分りしめしている。その結果、微分非直線性は、300MHZクロック・レートにおいて、統計偏差を含めて、
0.19%を得ている。この結果300MHZ ADCは勿論のこと、それ以上の高速ADCも容易に作ることができるようになり、その場合の、微分非直線性は、0.2%以下を保証できるようになったことを報告している。
青地 哲男; 下川 純一; 安川 茂; 宮本 喜晟; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 江崎 正弘; 平野 光将; 佐藤 貞夫; et al.
JAERI-M 6895, 170 Pages, 1976/12
多目的高温ガス実験炉の炉心参考設計Mark-IIIについて、炉心緒元選定の経緯とこの炉心が持つ基本特性に焦点を合わせて纏めたものである。この炉心参考設計Mk-IIIは、実験炉第1次概念設計における炉心・炉体構造の基本設計を成すものである。この設計作業の範囲は、設計指針・基準の見直し、設計データの検討、反応度制御素子や炉心構成のサ-ベイ、燃料装荷方法や制御棒引き抜き形状のサ-ベイ、炉心特性解析や燃料特性評価に及んでいる。Mk-III炉心は、低濃縮二酸化ウランを燃料とする中空型燃料ピンを六角断面の黒鉛ブロックに挿入した燃料体を用い、炉心部の等価直径が2.7m,高さが4mである。制御棒は、炉38本(19対)あって炉容器上部から駆動され、また、冷却材は、炉心上部のオリフィス装置によって調節される。炉心の平均出力密度は2.2W/cm、燃料の平均燃焼度は約22GWd/T、燃焼温度は1350C以下に収まっている。
畑中 耕一郎
no journal, ,
原子力機構は、平成25年度から使用済燃料の直接処分に関する研究開発に着手した。これまでの研究開発においては、わが国の地質環境特性と使用済燃料特性を考慮し、使用済燃料の地層処分システムについての予備的な設計と安全評価を実施することを通して、設計と安全評価のアプローチを構築するとともに、多重バリアシステムを基本とした処分概念と安全確保の考え方や現状の技術レベルを示すことができた。また、次段階の研究開発に向けて取り組むべき設計と安全評価に関する課題を抽出し、分類・整理した。今後は、分類・整理した課題への対応を行うことにより直接処分の技術的信頼性を例示していく。
