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沖田 将一朗; 水田 直紀; 高松 邦吉; 後藤 実; 吉田 克己*; 西村 洋亮*; 岡本 孝司*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
Adoption of SiC-matrix fuel elements in future pin-in-block type HTGR designs will enhance oxidation resistance of the fuel element in the event of the air ingress accident, one of the most worrisome accidents in HTGRs. This would eliminate the need for the graphite sleeves used in the current pin-in-block type HTGR designs and enable high power density core designs with sleeveless and direct coolable fuel structure. Such a concept itself has been suggested by Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in the past. However, JAEA has not yet demonstrated the feasibility for a core design with the SiC-matrix fuel elements. The present work is intended to demonstrate the feasibility for a new core design upgraded from an existing conceptual core design, called HTR50S, with 50 MW thermal power and reactor outlet temperature of 750
C. The new core design uses SiC-matrix fuel elements and increases the reactor power density to 1.2 times higher than the original HTR50S design. The feasibility is determined by whether the core satisfies the target values in nuclear and thermal-hydraulic designs by performing burn-up calculation with the whole core model and fuel temperature calculations. The calculation results showed that the new core design satisfied these target values on the reactor shutdown margin, the temperature coefficient of reactivity, and the maximum fuel temperature during normal operation.
櫻井 洋亮*; 佐藤 博隆*; 足立 望*; 諸岡 聡; 戸高 義一*; 加美山 隆*
Applied Sciences (Internet), 11(11), p.5219_1 - 5219_17, 2021/06
被引用回数：3 パーセンタイル：30.84(Chemistry, Multidisciplinary)As a new method for evaluating single crystal and oligocrystal, pulsed neutron Bragg-dip transmission analysis/imaging method is being developed. In this study, a single Bragg-dip profile fitting analysis method was newly developed, and applied for analyzing detailed inner information in a crystalline grain position-dependently. In the method, the spectrum profile of a single Bragg-dip is analyzed at each position over a grain. As a result, it is expected that changes of crystal orientation, mosaic spread angle and thickness of a perfect crystal can be evaluated from the wavelength, the width and the integrated intensity of the Bragg-dip, respectively. For confirming this effectiveness, the method was applied to experimental data of position-dependent Bragg-dip transmission spectra of a Si-steel plate consisting of oligocrystals. As a result, inner information of multiple crystalline grains could be visualized and evaluated. The small change of crystal orientation in a grain, about 0.4, could be observed by imaging the Bragg-dip wavelengths. By imaging the Bragg-dip widths, both another grain and mosaic block in a grain were detected. Furthermore, imaging results of the integrated intensities of Bragg-dips were consistent with the results of Bragg-dip width imaging. These small crystallographic changes have not been observed and visualized by previous Bragg-dip analysis methods.
酒井 健二; 大井 元貴; 高田 弘; 甲斐 哲也; 中谷 健; 小林 庸男*; 渡邊 聡彦*
JAEA-Technology 2018-011, 57 Pages, 2019/01
JAEA-Technology-2018-011.pdf:4.98MB
核破砕中性子源やミュオン標的などを安全に効率よく運転するために、物質・生命科学実験施設(MLF)は、専用の全体制御システム(GCS)を持ち、運転状況に応じた機器の監視操作やインターロックを運用している。GCSは、その役割に応じて、ネットワーク系(LAN), 統括制御系(ICS), サーバー, インターロック系(ILS), タイミング配信系(TDS)など幾つかのサブシステムで構成される。GCSは、MLF内の機器を独自に運転制御する一方、J-PARCの加速器や他実験施設と連動しながらMLFの安定したビーム運転を実現している。2008年度のビーム運転開始以来、GCSは運転制御コミッショニングに基づく改修を経て、システム性能を継続的に維持する視点から、ICSの大幅なアップグレードやILSの機能拡張を実施してきた(2010年度-2015年度)。この様に運転開始から約10年間、GCSには全般に渡って数多くの追加・変更がなされてきた。したがってGCS高度化の今後の方向性を決めるために、これまでの高度化の履歴とGCSの現況を把握することが重要と考え、2017年度時のGCSの構成・機能・役割を整理して取り纏めた。
中山 雅; 松崎 達二*; 丹生屋 純夫*
JAEA-Research 2016-010, 57 Pages, 2016/08
JAEA-Research-2016-010.pdf:10.81MB
JAEA-Research-2016-010-appendix(CD-ROM).zip:31.42MB
幌延深地層研究計画は、堆積岩を対象に深地層の研究開発を実施するものであり、深地層の科学的研究、地層処分技術の信頼性向上や安全評価手法の高度化等に向けた基盤的な研究開発のための研究開発を実施している。平成26年度からは、第3段階の調査研究として、幌延深地層研究センターの地下施設の350m調査坑道において、人工バリア性能確認試験を実施している。人工バリア性能確認試験は、幌延の地質環境をひとつの事例に、処分孔竪置き方式を対象として実規模の人工バリアを設置し、実環境下において人工バリア定置後の再冠水までの過渡期の現象を評価する事を目的としている。具体的には、(1)地層処分研究開発の第2次取りまとめで示した処分概念が実際の地下で構築できることの実証、(2)人工バリアや埋め戻し材の設計手法の適用性確認、(3)熱-水-応力-化学連成挙動に関わる検証データの取得、である。本報告では、人工バリア性能確認試験における原位置での施工に際して、事前に開発や製作を伴う、試験孔掘削のための大口径掘削機の開発、模擬オーバーパックの製作、緩衝材および埋め戻し材の製作について取りまとめるとともに、その品質管理の実施状況について述べたものである。
酒井 健二; 大井 元貴; 渡辺 聡彦; 甲斐 哲也; 加藤 裕子; 明午 伸一郎; 高田 弘
JAEA-Conf 2015-002, p.593 - 598, 2016/02
安全で安定なビーム運転のために、MLFでは、統括制御、インターロック、サーバ、ネットワーク、タイミング配信システムからなる全体制御システム(MLF-GCS)を稼働している。2008年の最初の陽子ビームの受け入れ以来、MLF-GCSは、ビームパワー増強に伴うターゲット機器のアップグレードや、ユーザー実験装置の毎年の増設に対応しながらも、大きなトラブルもなく安定した運転を実現してきた。しかしながら、近年は、長期に渡る継続的な施設運転の観点から、GCSの大掛かりな改造が進められている。例えば、メンテナンス時の柔軟性を高める目的で、基盤ソフトウェアを変更することで、GCSの監視操作システムがアップグレードされた。またJ-PARCの安全体制の再構築に従い、GCSのインターロックシステムも改良された。本論文では、MLF-GCSの近年の進捗状況について報告する。
宮部 昌文; 大場 正規; 加藤 政明; 若井田 育夫; 渡部 和男
JAERI-Tech 2005-043, 27 Pages, 2005/08
JAERI-Tech-2005-043.pdf:2.51MB
多段階共鳴電離法による難分析核種の分析では、発振波長を同位体の共鳴波長に素早く正確に同調でき、長時間一定に維持することのできるレーザー光源が不可欠である。本研究では、これまでに開発した周波数基準レーザーとエタロン干渉計によるレーザーの波長安定化システムを、デジタル回路とコンピューターを用いて制御する方式に改造し、発振波長を簡単に切り替えられるシステムを開発した。さらに、本システムの波長同調性能や波長安定度を、ヘテロダイン計測法や、カルシウム原子の多段階共鳴蛍光分光法を用いて測定し、分析用光源として十分な性能を有することを確認した。
吉田 勝彦*; 前川 藤夫; 高田 弘
JAERI-Tech 2003-019, 52 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-019.pdf:2.89MB
原研-KEKの大強度陽子加速器計画(J-PARC)の物質・生命科学実験施設の主要施設として、3GeV-1MWの陽子ビーム駆動による核破砕中性子源の建設が計画されている。本報告書は、モンテカルロ計算による遮蔽性能の評価によって全体寸法が決定された中性子源の生体遮蔽体について、コスト及び取扱いの点で最適な分割方法ならびに、強度面からの設計検討を行った結果についてまとめたものである。強度検討に関しては、異常時荷重として震度5.5(250Gal)程度の地震が発生した場合について、遮蔽体が転倒あるいは、横ズレ等しないかどうかについて検討を行った。長い支持スパンで両端支持される天井遮蔽体に関しては、中央部の最大曲げ応力,最大撓み量に関する検討を行った。
角田 淳弥; 沢 和弘; 土江 保男*; 浦上 正雄*; 國富 一彦
JAERI-Tech 2002-104, 23 Pages, 2003/02
JAERI-Tech-2002-104.pdf:1.15MB
本報告は、平成12年度の日本原子力研究所(原研)と日本原子力発電株式会社(原電)との共同研究で行った「モジュール型高温ガス炉に関する研究(その3)」のうち、将来型ブロック型炉における黒鉛ブロックの処分方法の検討結果を示すものである。具体的には、燃料体黒鉛ブロック及び反射体黒鉛の放射化量を評価し、低レベル放射性廃棄物としての埋設処理の可能性を検討した。その結果、固形化した廃棄物の埋設上限濃度を超える核種はC-14のみであり、その量を正確に評価するためには黒鉛中に含まれる空気の量を評価することが重要であるとの知見を得た。また、使用済燃料を燃料体の形で貯蔵を行う場合、取出し後2年を経過すれば自然空冷でも燃料を十分冷却できることがわかった。
高田 英治*; 藤本 望; 野尻 直喜; 梅田 政幸; 石仙 繁; 足利谷 好信
JAERI-Data/Code 2002-009, 83 Pages, 2002/05
JAERI-Data-Code-2002-009.pdf:3.51MB
HTTRの燃料体からの
線を測定する出力分布測定を行う時点で、燃料交換機,制御棒交換機,スタンドパイプ室周辺,メンテナンスピット周辺での線量当量率の測定を行った。出力分布測定作業は、炉心で照射された燃料体を取り扱う初めての機会であるので、機器の遮へい性能の確認,想定外のストリーミングパスの有無の確認を目的とした測定及び作業中の放射線モニタリングを行った。その結果、線量当量率は予測値以下であり、機器の遮へい上問題は見つからなかった。また、作業環境の測定によるデータを取得することができ、将来の作業環境予測のためのデータを取得することができた。
山本 和喜; 渡辺 終吉; 永冨 英記; 神永 雅紀; 舩山 佳郎
JAERI-Tech 2002-034, 40 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-034.pdf:1.97MB
JRR-4は3.5MWのスィミングプール型研究用原子炉であり、濃縮度低減化計画の下で濃縮度90%の燃料を20%の燃料に交換して1998年7月に臨界に到達した。燃料濃縮度低減計画の一環として流路閉塞事象等の安全解析を実施した結果、熱水力的な余裕を持たせる必要があるとの結論を得たため、炉心の冷却水流量を増加させる検討を実施した。炉心流量を増加させる対策としては、炉心部におけるバイパス流を低減すること及び1次冷却水流量を7m
/minから8m/minへ変更することにより燃料要素の流量を増加させた。流速測定用模擬燃料要素による流量測定の結果、燃料板間の流速は設計値の1.44m/sに対し、1.45m/sとの測定結果が得られ、炉心流量に対する全燃料要素の流量の比が0.88となり、安全解析で用いた0.86を超えていることを確認した。これらの炉心流量増加のための対策を述べるとともに、各燃料要素の冷却水流量測定結果について報告する。
塙 悟史; 伊与久 達夫
JAERI-Data/Code 2001-021, 150 Pages, 2001/08
JAERI-Data-Code-2001-021.pdf:6.16MB
炉心耐震解析コード「SONATINA-2V」は、六角柱状の黒鉛ブロックが積層されたHTTR炉内黒鉛構造物の地震時の挙動を解析するコードである。本コードは、本体プログラムの他にSONATINA-2Vへの入力データを作成するためのプリ・プロセッサー及び解析結果のデータ処理,図形処理等を行うためのポスト・プロセッサーから構成される。「SONATINA-2V」コードは、原研の大型計算機「MSPシステム」にて稼働するよう開発されたものであるが、計算機の技術進歩に伴い大型計算機「MSPシステム」が廃止されたため、コードを原研のUNIX機「SR8000」で稼働できるよう本解析コードの改良及び整備を行った。本書は、UNIX機で稼働する「SONATINA-2V」の使用方法についてまとめたものである。
江里 幸一郎; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 荒木 政則; 秋場 真人
Physica Scripta, T91, p.110 - 112, 2001/07
被引用回数：2 パーセンタイル：20.74(Physics, Multidisciplinary)超音波を用いた核融合炉ダイバータのアーマ材と冷却構造の非破壊検査で問題となっている検査時間を短縮するため、多チャンネル振動子の超音波プローブを試作し、その検査性能を試験した。この超音波プローブではポリマー製振動子を採用し、8個の振動子を一つのプローブに設置して、検査時間の短縮を図っている。本実験では、ITERダイバータのレファレンス設計である黒鉛モノブロックアーマと銅冷却管(内径15mm)の接合体を対象として、冷却管内部から周波数20MHzの超音波を用いて接合面を検査した。接合体には、数種類の模擬接合欠陥が導入されている。本試験の結果、ポリマー製振動子を用いた超音波プローブにより接合欠陥の大きさ及び分布が十分な精度で検出できることを確認した。
今村 俊幸
Journal of Supercomputing, 15(1), p.95 - 110, 2000/00
被引用回数：2 パーセンタイル：30.03(Computer Science, Hardware & Architecture)本論文では分散メモリ型並列計算機に効果的な、縦ブロック分割の並列LU分解(VBPLU)について報告する。本手法は、ブロックアルゴリズムと通信の集団化という二つの最適化手法に基づいており性能向上が見込める。さらに長ベクトル演算を保障する点でベクトル計算機向けと予想できる。論文ではLog GPやSAD等で知られる並列化モデルに基づいた精密なモデル化を行うとともに、ブロック分割によって生じる負荷分散に関する一考察を与えている。さらに実機上での実験を通じてその結果の有効性を示し、スカラ機上で起こるキャッシュの問題について一解釈を与えることができた。VBPLUで行った解析手法は、ライブラリやコンパイラによるアルゴリズムの自動最適化に応用可能なものと考えられる。
神永 雅紀
JAERI-Tech 97-015, 74 Pages, 1997/03
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl
-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U
Si
-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析について述べたものである。JRR-3には定格出力20MWの強制循環冷却モードと、最高出力200kWの自然循環冷却モードがある。解析結果から、JRR-3シリサイド燃料炉心は、通常運転時において十分な安全余裕を有すると共に、炉心流路閉塞時には事故時の判断基準を満足することを確認した。
神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉
JAERI-Tech 96-039, 72 Pages, 1996/09
JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱水力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する。本報告書は、JRR-4低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析について述べたものでる。JRR-4には定格出力3.5MWの強制循環冷却モードと、最高出力200kWの自然循環冷却モードがある。炉心流路閉塞事故を含む強制循環冷却時の解析ではCOOLODコードを、自然循環冷却時の解析ではCOOLOD-N2コードを用いた。解析結果から、JRR-4シリサイド燃料炉心は、通常運転時及び炉心流路閉塞事故時においても十分な安全余裕を有することを確認した。
柴本 泰照; 与能本 泰介; 久木田 豊; 辻 義之*; 玉置 昌義*
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(9), p.703 - 711, 1996/09
被引用回数：2 パーセンタイル：24.74(Nuclear Science & Technology)PIUS型炉では、通常運転時に、高温の一次系水と低温のポイズン系の間に形成される冷暖界面を安定に保持する必要がある。界面の位置は、静水頭差と一次系ループライザー部の流動圧損とのバランスによって決まるため、一次系ポンプの回転数は、この圧力バランスを保つように制御される。筆者らはこれまでに、ポンプ回転数の微小変動に対する界面位置の応答を、PIUS型炉を模擬した装置を用いて実験的に把握してきた。本論文ではこれを解析的に導き、実験結果との比較を行うとともに、応答遅れの主原因を探る。解析結果は実験データと良好な一致を示した。また、遅れの原因は、ポイズン系流量の慣性力の影響が支配的であることがわかった。
羽賀 勝洋; 田坂 完二*; 久木田 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(9), p.846 - 854, 1995/09
被引用回数：4 パーセンタイル：43.23(Nuclear Science & Technology)PIUS型炉では通常運転時に高温の一次系と低温のポイズン系の間に生ずる冷暖界面を密度ロック内に安定な状態で維持しなければならない。そのために、下部密度ロック内の温度分布を利用して一次系循環ポンプをフィードバック制御する方法(以下 温度制御と略す。)が検証され、その有効性が確かめられてきた。特にこの方法では、炉が完全に停止している状態、つまり炉内が均一温度で一次系とポイズン系の間に温度差の無い状態から炉心を立ち上げる場合には、制御を有効に働かせる立ち上げ方法が重要である。本研究では一次系とポイズン系の間で2Cという小さな温度差でも温度制御は有効に働き、炉心立ち上げが可能であることを確認した。又、一次系循環ポンプの出口に補助ヒータを設置し、これを使って一次系とポイズン系に温度差を付けることにより、温度制御のみによって炉内温度均一の状態から炉心を立ち上げることができた。
鈴木 哲; 荒木 政則; 中村 和幸; 佐藤 和義; 横山 堅二; 大楽 正幸; 秋場 真人
JAERI-Tech 95-033, 63 Pages, 1995/06
ITERダイバータ部を構成する冷却構造模擬試験体を製作し、電子ビーム照射による高熱負荷実験を実施した。本試験体はモノブロック型断面をもつ1m級の冷却構造体であり、プラズマ側への熱変形を抑制するための摺動支持機構を有している。実験ではITER概念設計における設計熱負荷を模擬し、定常熱負荷15MW/m
の下で繰り返し加熱を行った。その結果、支持部における熱変形は0.5mm以内(上下方向)に抑制され、摺動機構の有効性が確認された。また、実験に合わせて弾性熱応力解析を実施した結果、アーマタイル間の冷却管部に高い熱応力が発生することがわかり、熱サイクルに対する銅製冷却管の損傷評価が必要なことが明らかとなった。
竹治 智; 森 雅博; 菊池 満; 二宮 博正; 實川 資朗; 伊藤 孝雄; 栗山 正明; 岸本 浩
16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), p.1214 - 1217, 1995/06
定常トカマク炉SSTRのブランケット材の有力候補である低放射化フェライト鋼(F82H)は、強磁性体である為、強磁性効果によるプラズマや装置への影響を詳細に分析する必要がある。ここでは、強磁性体ブランケットにより発生する不整磁場について、不整磁場分布及びそのモード解析を行い、不整磁場によるプラズマ閉じ込めへの影響を評価した。不整磁場は、ポート部で強く発生し、離れるに従って指数関数的に減少する。プラズマ閉じ込めに最も影響が大きいと思われる径方向の不整磁場は、ポート端部で~600G、プラズマ中心で~5Gである。プラズマ表面でのトロイダルモード数=1、ポロイダルモード数=2の不整磁場は約0.4Gであり、プラズマ崩壊(ロックトモード)発生の予測値とほぼ等しい。このことは、更に若干の工夫を加えることにより、ロックトモードを回避できる可能性があることを示している。
芳野 隆治; 閨谷 譲; 伊世井 宣明; 小出 芳彦; 河野 康則; A.Tanga*; Campbell, D. J.*; M.F.Johnson*; L.Rossi*
IAEA-CN-60/A5-8, 0, p.685 - 695, 1995/00
主ディスラプションは、トカマク型核融合炉を開発する上で大きな問題であり、大型トカマク装置JT-60UとJETでは、主ディスラプションの緩和を目的とした研究を進めてきている。本論文は、これら両装置における最新の実験成果について報告し、ITERなどの大型トカマク炉におけるディスラプション回避とその緩和策について指針を与えることを目的としている。特に、以下の3点についての実験結果を示す。(1)主ディスラプションの緩和と回避(2)プラズマ電流クウェンチ中の垂直位置不安定性と逃走電子の抑制(3)ロックモードディスラプションの回避
