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後藤 実; 奥村 啓介; 中川 繁昭; 稲葉 良知; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*
Fusion Engineering and Design, 136(Part A), p.357 - 361, 2018/11
被引用回数：6 パーセンタイル：52.79(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉にリチウム化合物を装荷し、
Li(n,
)反応を用いて核融合炉用燃料であるトリチウムを製造する方法が提案されている。一般的な高温ガス炉の設計においては、過剰反応度を抑制するために、可燃性毒物としてホウ素が炉心に装荷される。本研究では、熱エネルギーとトリチウムの生産を両立するために、リチウムをホウ素の代わりに炉心に装荷することとした。リチウムを装荷した高温ガス炉の成立性を確認するために、核特性値及び燃料温度を計算した。これらの計算結果は設計要求を満たし、熱エネルギーとトリチウムの生産を両立するリチウム装荷高温ガス炉の成立性を確認した。
大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 秋本 肇
日本機械学会2003年度年次大会講演論文集, Vol.3, p.247 - 248, 2003/08
長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉として、核分裂性プルトニウムの増殖比1.1以上、100GWd/t以上の超高燃焼度を目指した技術開発を文科省の革新的原子力システム技術開発公募事業として平成14年度より開始した。そこでは高稠密格子炉心の除熱技術開発、超高燃焼度を達成するための燃料要素技術開発、及び核特性予測技術開発を行う。本シリーズ発表では除熱技術開発に焦点を当て、高稠密体系での除熱限界を実験的及び解析的に解明する計画を提示するとともに、実験及び解析のより具体的な内容を報告する。
新谷 文将; 呉田 昌俊; 秋本 肇
Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-2), p.309 - 314, 2000/00
現在概念設計中のBWR型低減速スペクトル炉の炉心を対象として、熱水力学的観点から成立性の検討を行った。検討には過渡熱水力解析コードTRAC-BF1を用いた。定格運転状態と流量低下時の過渡状態の検討を行った。定格運転時については、沸騰遷移の発生の有無を検討するとともに、圧力損失の大きさを既存炉と比較検討した。流量低下事象については、沸騰遷移の発生の有無及び最高燃料被覆管温度の安全基準との比較について検討した。検討は、冷却系システムの設計が実施中であることから、炉心のみを対象とし、炉心入口、出口条件を既存のBWRの安全解析結果をもとに設定して行った。解析結果は、すべての概念検討中の炉心は熱水力学的に成立可能であることを示した。
大貫 晃; 吉田 啓之; 秋本 肇
Proceedings of ANS International Meeting on Best Estimate Methods in Nuclear Installations Safety Analysis (BE-2000) (CD-ROM), 17 Pages, 2000/00
将来型炉の候補として原研では稠密炉心を用いた低減速PWRの設計研究を進めている。本研究では稠密炉心の成立性を左右する大破断LOCA時再冠水期の炉心冷却に関するフィージビリティ・スタディを行った。原研で開発整備してきた最適予測コードR-TRAC2000による2次元解析により評価した。評価に先立ち、R-TRAC2000の2次元再冠水挙動への適用性を大型再冠水平板炉心試験の試験データにより検証した。フィージビリティ・スタディの結果、PCT安全基準を満たすうえで上部プレナム注水の併用が有効であることがわかった。
関 泰
New Energy Systems and Conversions, p.355 - 359, 1999/00
この10年間のITERの概念設計活動と工学設計活動により核融合実験炉は直ちに建設に着手できるまでに実現性が高まった。実験炉の次にはSSTR(定常トカマク炉)が原型炉として想定される。トカマク型動力炉が社会に受け入れられるには、環境影響、安全性と経済性の面でほかのエネルギー源と競合できなければならない。最近、我が国において提案された磁気閉じ込め核融合炉概念を紹介し、社会受容性を議論する。そして社会受容性を得るためにの研究開発の方向を明らかにする。
大貫 晃; 大久保 努; 秋本 肇
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
将来型炉の候補として原研で設計研究が進められている稠密炉心を用いた重水減速加圧水型炉の大破断LOCA時再冠水期の炉心冷却に関するフィージビリティ・スタディを行った。原研で開発整備してきた多次元二流体モデルコードREFLA/TRACによる2次元解析により評価した。現在の設計案では圧力容器内の多次元的な熱流動挙動により炉心冷却性が支配され、炉心中心領域での冷却は良好であるが外周部での冷却は悪い。安全基準を満たすうえで上部プレナム注水が有効であることを示した。
竹田 武司; 國富 一彦; 堀江 哲次*; 岩田 克雄*
Nucl. Eng. Des., 168, p.11 - 21, 1997/00
被引用回数：46 パーセンタイル：93.78(Nuclear Science & Technology)次世代の高温ガス炉(HTGR)において、プロセス熱利用を行うための高温の熱を輸送する中間熱交換器(IHX)の開発は重要である。PFCHXを長期間、高温条件下において使用した場合、プレートとフィン接合に用いるろう付けの信頼性は不十分である。そのため、凹凸プレート(CP)の接合に固相拡散接合法、材料にニッケル基長合金であるハステロイXRを用いた凹凸プレート形コンパクト熱交換器(CPCHX)を提案した。本研究では、はじめに、CPCHXのCPの固相拡散接合に対する最適条件を、ハステロイXRの試験片を用いた実験により見いだした。つぎに、固相拡散接合法を用いた小型CPCHXを設計、製作し、試験ループに据え付けることで、固相拡散接合の信頼性を調べた。漏洩試験の結果として、固相拡散接合は十分な信頼性を有していることが確認できた。性能試験から、小型CPCHXの熱コンダクタンスは計算値より優れていることを示した。さらに、CPCHXの設計研究を行い、次世代のHTGRのIHXに対する固相拡散接合法を用いたCPCHXのフィジビリティを調べた。
川端 一男*; 藤田 順次*; 松浦 清剛*; 坂田 政敬*; 藤若 節也*; 的場 徹
JAERI-Tech 95-041, 12 Pages, 1995/08
定常トカマクにおけるプラズマ電流測定の手法確立のために回転磁気プローブ試験システムが設計・製作された。トカマク装置の近くで電気モーターを使用することを避けるために回転磁気コイルの駆動には空気タービンが採用されている。回転プローブに誘起された信号は変圧器結合で増幅器に伝達される。本システムの鍵となる技術的課題を見いだすために電気特性と共に機械特性の長期間試験を実施した。1週間以上の連続運転が成功裏に達成された。
柴田 大受
JAERI-Review 95-005, 81 Pages, 1995/03
JAERI-Review-95-005.pdf:2.53MB
HTTRは数十cmの大型試料を約1000
Cまでの高温で照射できる能力を有する。そこで、高温環境下での動作が可能な高性能半導体として有望なGaAsやSiC半導体をHTTRを用いて製造する方法の有用性、実現可能性について検討した。まず、NTD法の現状について調べ、その利点と問題点を明らかにした。これに基づき、GaAs及びSiCへのNTD法の適用性を調べ、HTTRを用いた製造の有用性について基礎的な検討を行った。その結果、NTD法はSiCには有望であるがGaAsには適切ではないこと、さらに、SiC結晶の大型化が実現できれば、HTTRの特徴を生かして、(1)照射損傷の抑制、(2)不純物分布の均一性、(3)大型試料の照射による生産性の向上、の点で効果的なSiC半導体の製造が可能になることを明らかにした。
新谷 文将; 岩村 公道; 大久保 努; 秋本 肇; 村尾 良夫
日本原子力学会誌, 34(8), p.776 - 786, 1992/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本報では反応度の異常事象について解析し、扁平二重炉心型高転換軽水炉の概念の成立性の評価を行った結果を述べる。反応度の異常事象として、最も過酷な事故と考えられる制御棒クラスタ飛び出し事故を選定し、REFLA-TRACコードによる解析を行った。解析条件の設定及び評価基準は、従来型PWRに対するものを適用して解析及び結果の評価を行った。解析の結果、従来型PWRより更に余裕のあるものであり、当該事象に対する本炉の成立性を確認できた。また、従来炉より更に安全余裕のある結果が得られた理由は、本炉の余剰反応度が従来型PWRより小さいため反応度投入量が小さいという高転換炉の特徴、ならびに炉心が扁平で径が大きいことから制御棒クラスタ数が多くなるため1本当りの反応度価値が小さい、最高線出力密度が低いため燃料温度の上昇が低く抑えられる、及び圧力容器内の冷却材保有量が大きいため圧力上昇が低く抑えられると言う設計の特徴にある事を明らかにした。
核融合実験炉特別チーム
JAERI-M 90-090, 94 Pages, 1990/06
核融合次期大型装置(FER:Fusion Experimental Reactor)計画は国内立地を前提に、日本が主導し、国際協力を採り入れながら核融合炉の建設を進めようというものである。実験炉FERは現在稼動中のJT-60などの大型トカマク装置と、発電を実証するための原型炉との中間ステップに位置する装置で、実燃料による長時間核燃焼プラズマの開発と、動力炉に必要となる超電導コイルやブランケットなどの主要機器技術を初めて総合的に実証・開発することを目的とするものである。このレポートは、1989年度(平成元年度)に実施したFERの概念検討の結果をまとめたものであり、本年1990年12月に概念検討が終了する予定である。
峰原 英介; 永井 良治*; 星野 和友*; 竹内 学*
J. Supercond., 3(3), p.277 - 280, 1990/00
高い遷移温度を持つ金属酸化物の超電導体が発見された事は液体ヘリウムより遙に高い温度で動作する新しい一群の超電導高周波素子の可能性を浮上させた。このような高周波、マイクロ波、ミリ波の超電導素子(空洞共振器、伝送線路、導波管、反射鏡、アンテナ、フィルタ等)の実用可能性を明らかにするための研究が1987年4月から原研東海において始められた。ここではこの実用可能性調査研究の現状、特にBi系、Y系の超電導体空洞共振器の製作、測定装置、測定結果について報告する。Bi系TEモード空洞共振器の例では約18GHzで20K~40Kにて数m
の値を得ている。
村田 浩; 武谷 清昭*; 両角 実; 片山 正敏*
日本原子力学会誌, 23(2), p.34 - 42, 1981/00
人口密度が高く、大部分の海岸が何等かの形で利用されている我国にとって、原子力施設の新立地を求めてゆくことは今後ますます難かしくなるものと予想されている。 このため、新立地として多くの利点が考えられる、海上立地について技術的可能性に関する調査検討を行なった。その結果、沖合20km、水深150m程度の海域に100万kWe級のPWRを搭載する海上プラントを建造することは可能で、その面積は140m
140m、総排水量は29万8千トン程度になり、海上での動揺安定性も良好である、との見通しが得られるに至った。また、海上プラントで生産される2次エネルギーを海底ケーブル等で陸地に輸送する方式についても調査検討を行った結果、技術的に可能であるとの見通しが得られた。
江崎 正弘; 宮本 喜晟; 武藤 康
JAERI-M 8364, 129 Pages, 1979/08
多目的高温ガス実験炉の供用期間中検査(ISI)の実施可能性を、本炉に関する第1次供用期間中検査指針ならびに第1次概念設計に基づき検討した結果の報告である。検討内容として、検査対象個所への接近性、指針で要求されている試験法の技術的難易性、ISI実施に必要な総人工数(人・日)の試算ならびにISIに伴なう作業員被爆の予測などがとり挙げられている。この結果、指針の検査間隔(3、7、10年間)それぞれでの総人工数は約2,000人・日であり、その間の作業員被爆量は約500人・remであると予測した。また、ISI技術の問題点として、中間熱交換器内部構造で障壁を形成する箇所での表面検査技術を挙げた。これらの検討に基づき、実施可能と判断できるISI計画ならびにそれに伴なう構造設計上の要求を結論として示した。
吉田 英一*; 山本 鋼志*; 刈茅 孝一*; 松井 裕哉
no journal, ,
本報告は、名古屋大学を中心とするグループが開発したコンクリーション化剤を利用し、幌延深地層研究所地下施設坑道周辺に存在するEDZの止水を目的とした試験を行った結果について述べたものである。
