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報告書

高速増殖原型炉もんじゅ; その軌跡と技術成果

敦賀総合研究開発センター

JAEA-Technology 2019-007, 159 Pages, 2019/07

JAEA-Technology-2019-007.pdf:19.09MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution1.pdf:42.36MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution2.pdf:33.56MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution3.pdf:38.14MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution4.pdf:48.82MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution5.pdf:37.61MB

1968年の研究開発着手から約半世紀にわたる高速増殖原型炉もんじゅ(「もんじゅ」)の歴史と技術成果を取りまとめた。高速実験炉「常陽」に続く原型炉として、「もんじゅ」は、半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」,「設計と建設」,「試運転」,「原子炉安全」,「炉心技術」,「燃料・材料」,「原子炉設備」,「ナトリウム技術」,「構造・材料」,「運転・保守」,「事故・トラブル経験」の計11章に分けて、特徴や成果を概括している。

論文

Activities of the GIF safety and operation project of sodium-cooled fast reactor systems

山野 秀将; Vasile, A.*; Kang, S.-H.*; Summer, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; Wang, J.*; Ashurko, I.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

第4世代炉に関する国際フォーラムは、次世代の原子力エネルギーシステムのための研究開発における国際協力を行うための組織である。第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の取り決めの中で、SFRの安全と運転(SO)に関するプロジェクトは、安全技術開発と原子炉運転技術開発の分野を取り扱う。SOプロジェクトの目的には、(1)安全アプローチの構築と具体的な安全設備の性能確認を裏付ける解析及び実験、(2)安全評価と施設の認可に使用される計算ツールの開発と検証及びモデルの妥当性確認、(3)運転中のSFRプラントでの経験と試験から広く得られる原子炉運転技術の取得を含む。SOのテーマに含まれるタスクは、以下の3つのワークパッケージ(WP)、すなわち、WP-SO-1「手法,モデル及びコード」、WP-SO-2「実験計画と運転経験」、及びWP-SO-3「革新的な設計と安全システムの研究」に分類される。本論文では、SOプロジェクトにおける最近の活動を報告する。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 株本 裕史; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; 松井 泰; 石崎 暢洋; et al.

Proceedings of 15th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1271 - 1275, 2018/08

原子力機構-東海タンデム加速器は最高加速電圧が約18MVの大型静電加速器であり、核物理,核化学,原子物理,材料照射などの分野に利用されている。2016年12月に発生した真空事故以降加速電圧が12MVまで低下した。加速管内に混入した塵や荷電変換用の炭素薄膜を除去すべく80本の全加速管を取り外し再洗浄を実施した。洗浄に4か月、再組立てに2か月を要した。このため2017年2月から約10か月が加速器の整備期間となった。加速管の再構築に伴い加速管と圧力タンク外の機器との再アライメントを実施した。運転再開は2017年12月となり、利用運転期間中に定期的なコンディショニングを行うことで16.5MVの運転電圧まで回復させることができた。2017年度の加速器の運転・整備状況およびビーム利用開発等について報告する。

報告書

平成27年度研究炉加速器管理部年報; JRR-3, JRR-4, NSRR, タンデム加速器及びRI製造棟の運転、利用及び技術開発

研究炉加速器管理部

JAEA-Review 2017-027, 142 Pages, 2018/01

JAEA-Review-2017-027.pdf:5.75MB

研究炉加速器管理部は、JRR-3, JRR-4, NSRRの研究炉, タンデム加速器及びRI製造棟を運転管理し、それらを利用に供するととともに関連する技術開発を行っている。本年次報告書は平成27年度に研究炉加速器管理部において実施した業務活動をまとめたものである。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 長 明彦; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋

Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1413 - 1417, 2016/11

原子力機構-東海タンデム加速器施設における2015年度の加速器の運転日数は141日であった。最高運転電圧は18MVで、10日間の利用があった。11月に加速器の放電により一部の加速管に不調が生じ、運転電圧を低く抑えて運転を継続せざるを得なくなり、年度末には最高運転電圧は13MVまで下がった。利用されたイオン種は15元素(18核種、22のイオン種)である。利用分野は核物理36%、核化学26%、原子物理・材料照射33%となっている。主な整備事項として、加速管の高エネルギー側にあるビームアパーチャーおよびファラデーカップ位置の再アライメントを行った。また、年度途中から不調となった加速管8本の交換作業を実施した。2015年度の加速器の運転・開発状況およびビーム利用開発について報告する。

論文

東海タンデム加速器の故障事例

松田 誠; 阿部 信市; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; et al.

第27回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.142 - 145, 2015/03

原子力機構-東海タンデム加速器において、過去10年ほどの間に発生した様々な機器の故障事例を紹介する。当施設は運転開始から約30年を経過し、機器の高経年化による故障が多々見られるようになった。その代表として、冷却水配管の継ぎ手、ホローコンダクタなどからの水漏れや、圧力タンク内部機器の接触不良などがある。圧力タンク内は六フッ化硫黄(SF$$_6$$)ガスが充填されているが、コロナプローブのコロナ放電や時折発生する放電により腐食性のあるSF$$_6$$の分解生成物のガスも発生している。この腐食性のガスにより徐々に電気機器の接点やアルミガスケット、真空機器の溶接部が腐食し、接触不良および真空リークを発生する事例がみられる。このほかベローズの伸縮の繰り返しによってビームラインバルブやファラデーカップのベローズ部からの真空リークも近年多く発生するようになってきた。また高圧下および放電サージに晒される特殊環境下である加速器圧力タンク内の機器の故障について報告し、それらの原因および対処法などについて述べる。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 長 明彦; 阿部 信市; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; et al.

Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.410 - 413, 2014/10

原子力機構-東海タンデム加速器施設における2013年度の加速器の運転・開発状況およびビーム利用開発について報告する。2013年度の加速器の運転は、7/16$$sim$$10/6および1/16$$sim$$3/2の2度の定期整備期間を除いて実施され、運転日数は154日であった。最高運転電圧は17.5MVで14日間の利用があった。近年は分子イオン加速のために低い電圧での利用も増え、3.5MVでの加速も実施された。利用されたイオン種は15元素(19核種)である。高電圧端子内イオン源からのビーム利用は33%であった。加速器運転の省力化・効率化のために、光学計算による光学パラメータの自動設定やスケーリング則による設定の技術開発を行っている。その過程で既存の光学要素が計算に全く合わない部分があることが判明した。原因は磁気ステアラーや、磁気四重極レンズの極性やその並びがビームラインごとに異なっていたり、中にはでたらめに配線されているものがあった。これらを修正したところ計算値との整合性を改善することができた。今後、精度を高めるべく開発を継続していく。主な整備事項として、端子電圧を制御するSLITコントロールの不調や、大型偏向電磁石の磁場制御のためのNMRの経年劣化による動作不良、高電圧端子内発電機の増速ギアボックスのオイル漏れが発生した。加速器建家においては老朽化した、高圧受変電設備の更新やエレベータ制御機器の更新が実施された。大型静電加速器としての特徴を活かすべくビーム開発を実施しているところである。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ技術年報; 平成25年度

敦賀本部 高速増殖炉研究開発センター

JAEA-Review 2014-030, 138 Pages, 2014/08

JAEA-Review-2014-030.pdf:71.69MB

高速増殖原型炉もんじゅ(以下「もんじゅ」)は、日常の運転、保守等の経験を通して、我が国の高速増殖炉サイクル技術確立に向けた技術的成果を蓄積してきている。本年報は、平成25年度の「もんじゅ」の主な成果及びプラント管理に関連するデータをまとめたものである。

論文

Impact of the edge pedestal characteristics on the integrated performance in advanced tokamak operation modes in JT-60U

鎌田 裕; 大山 直幸; 井手 俊介; 坂本 宜照; 諫山 明彦; 藤田 隆明; 浦野 創; 鈴木 隆博; 吉田 麻衣子

Plasma Physics and Controlled Fusion, 48(5A), p.A419 - A427, 2006/05

 被引用回数:15 パーセンタイル:49.85(Physics, Fluids & Plasmas)

定常核融合炉の炉心プラズマに必要な総合性能を確保し、これを高めるうえで、Hモードの周辺ペデスタル部は要の役割を果たす。これを、JT-60における先進運転モード(弱磁気シアモード及び負磁気シアモード)の実験結果から定量的に評価した。炉心プラズマの性能指標であるGファクター(=規格化ベータ値x閉じ込め改善度/安全係数の自乗)の上限値は、ペデスタル部のベータ値とともにほぼ線形に上昇することがわかった。また、炉心級の低衝突度の運転においても、Type I ELMによる周期的な崩壊領域はプラズマ小半径の7-8割程度までであり、内部輸送障壁を劣化させることは無い。特に、高三角度では、コアプラズマのポロイダルベータ値の上昇とともにELMで制限されるペデスタル部のポロイダルベータ値(あるいは圧力勾配)が上昇する。ただし、その傾きは弱磁気シアモードの方が負磁気シアモードよりも強い。これらの結果は、シャフラノフシフトの上昇が周辺部の安定性を改善することを示している。

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:54.28(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

論文

Concept of core and divertor plasma for fusion DEMO plant at JAERI

佐藤 正泰; 櫻井 真治; 西尾 敏; 飛田 健次; 井上 多加志; 中村 幸治; 新谷 吉郎*; 藤枝 浩文*; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1277 - 1284, 2006/02

 被引用回数:13 パーセンタイル:29.85(Nuclear Science & Technology)

核融合出力3GWを確保する高い経済性を有するトカマク炉発電実証プラントの設計を行っている。中心ソレノイド(CS)コイルがない又は小さい場合は、炉の小型化と軽量化に大きなインパクトがある。一方高密度領域での高閉じ込め性能の確保と巨大ELMを抑制する必要から、高い三角度を必要とされる可能性がある。CSコイルの役割を電流立ち上げとプラズマ形状制御に限定して、CSの大きさに応じた3ケースについて、システムコードを用いてプラントのパラメータを選択した。熱流束のスケーリングを用いてダイバータに対する要請を求めた。CSコイルが無い場合は、最もコンパクトな炉であるが、巨大ELMを抑制するには不十分な低い三角度しか得られない。CSの役割を形状制御に限定した炉については、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線の小ポロイダル入射角と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。CSの役割を電流立ち上げと形状制御を有する炉についても、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線のフラックス拡大と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。また、運転シナリオについて検討し、HHファクター,グリーンワルド密度,シャインスルーの条件が運転シナリオに強い制限を与えている。

論文

Operation of JAERI AVF cyclotron system

奈良 孝幸; 上松 敬; 石堀 郁夫; 倉島 俊; 吉田 健一; 福田 光宏; 奥村 進; 宮脇 信正; 柏木 啓次; 中村 義輝; et al.

JAEA-Review 2005-001, TIARA Annual Report 2004, P. 370, 2006/01

原研AVFサイクロトロン装置は1991年のファーストビーム引き出し以来順調な運転が継続されている。利用運転開始から本年まで、また月ごとの運転実績を発表する。また、2004年度に利用されたイオン種の割合,新しく加速可能になったイオン種,整備状況も併せて報告する。

報告書

Design of micro-fission chambers for ITER low power operations

西谷 健夫; 山内 通則*; 泉 幹雄*; 草間 義紀

JAERI-Tech 2005-047, 34 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-047.pdf:6.75MB

ITERにおいてマイクロフィッションチェンバーは核融合出力を測定する重要な計測装置の一つである。マイクロフィッションチェンバーは真空容器内に取り付けられるため、高真空及び高温環境下で動作する必要がある。また核発熱とその除熱方法も考慮する必要がある。これまで、ITERの高出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計開発を行ってきたが、今回は低出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計を実施した。検出器は狭いギャップ内に取り付ける必要性から、全酸化ウラン量を1gになるようにマイクロフィッションチェンバーを並べて1つの検出器とする方式を提案した。12mm径と6mm径の2種類のマイクロフィッションチェンバーを基本要素とする、束型検出器を設計した。核発熱はMCNPコードによって評価した。熱輸送解析の結果、真空容器への熱伝達のみで検出器温度は250$$^{circ}$$C以下にできることを明らかにした。

論文

Current status of experimental study and device modifications in JT-60U

栗原 研一; JT-60チーム

Proceedings of 21st IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/09

トカマク型磁気核融合研究は、国際プロジェクトITERに向けて一歩踏み出そうとしているこの時期に、JT-60などの既存のトカマク装置に対しては、より先進的な運転シナリオを探究する役割が期待されている。このために、JT-60では、2003年には電源及び加熱装置の制御系を改造することにより、放電,NBI/RF加熱時間をそれぞれ65秒,30秒/60秒に延伸し、(a)自発電流割合75%の負の磁気シアプラズマを7.4秒持続。(b)規格化ベータ値3.0をECCDによるNTM不安定性を抑制し6.2秒間準定常的持続、などの成果が得られた。さらなる高性能プラズマ実現に向けて、トロイダルリップル損失を最小限にするフェライト板を第一壁に装着したり、プラズマ電流分布の実時間再構築法の開発などが進行している。シンポジウムでは、JT-60におけるプラズマ実験研究の現状について、装置改造の最新情報を交えて紹介する。

報告書

HTTRの加圧水空気冷却器の伝熱性能に関する評価

栃尾 大輔; 中川 繁昭

JAERI-Tech 2005-041, 109 Pages, 2005/08

JAERI-Tech-2005-041.pdf:4.48MB

定格熱出力30MWのHTTRでは、原子炉で発生した熱を加圧水冷却器,中間熱交換器による熱交換を経て、最終的に加圧水空気冷却器により大気に放散している。HTTRの主冷却系熱交換器は原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}$$C/950$$^{circ}$$Cを達成しつつ原子炉で発生した30MWの除熱を行わなければならず、主冷却系の熱交換器は設計時に定めた伝熱性能を有していなければいけない。本報では主冷却系に設置されている熱交換器のうちの加圧水空気冷却器(ACL)について、HTTRにおいてこれまで実施してきた出力上昇試験,供用運転のデータからACLの伝熱性能の評価及び設計値との比較を行い、実際に設置されたACLが設計時に要求された伝熱性能を有していることの確認を行った。さらに、外気温度に対する出力100%時の原子炉の除熱について検討し、ACL入口における空気温度が設計で想定した33$$^{circ}$$Cの条件において、原子炉で発生した熱を除熱する能力を有していることを確認した。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,14

坂本 宜照; 東井 和夫*; 福田 武司*; 福山 淳*; 藤田 隆明; 小川 雄一*; 滝塚 知典; 竹永 秀信; 矢木 雅敏*; 山田 弘司*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 81(8), p.626 - 627, 2005/08

2005年の春季に、ITPAに関する上記4つの会合が開催された。「輸送物理」,「閉じ込めデータベースとモデリング」,「周辺及びペデスタルの物理」の3会合は、京都大学(福山研究室主催)にて同時に開催され、トピカルグループ間の合同会合も多数開かれた。日本の参加者は約50名に上った。冒頭の全グループ合同会合では、伊藤(核融合研)が乱流輸送理論研究の新展開について報告した。また、韓国からは1名が参加し、韓国における核融合研究の最新成果について報告した。「定常運転」の会合は、「ITERにむけたECRH物理と技術」に関する第3回IAEAテクニカル・ミーティング(2005年5月2$$sim$$4日、イタリア、コモ)に引き続き行われた。次回会合は、上3グループは10月3$$sim$$6日にロシアのサンクトペテルブルグで、「定常運転」グループは11月に米国のサンディエゴで開催の予定。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発(2003年度)

高温工学試験研究炉開発部

JAERI-Review 2005-010, 83 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-010.pdf:5.18MB

日本原子力研究所(原研)のHTTR(高温工学試験研究炉)は、燃料として被覆燃料粒子、炉心構造材に黒鉛、1次冷却材にヘリウムガスを用いた原子炉熱出力30MW,原子炉入口冷却材温度395$$^{circ}$$C,原子炉出口冷却材温度850/950$$^{circ}$$Cの日本初の高温ガス炉である。HTTR原子炉施設は、平成13年12月に熱出力30MWを達成し、平成14年3月に使用前検査合格証を取得した。本書は、平成15年度(2003年度)の設備の整備状況,運転保守管理,放射線管理及び技術開発の状況を紹介する。

論文

原研むつ・タンデトロン加速器の現状

北村 敏勝; 甲 昭二*; 鈴木 崇史; 天野 光; 北田 慶信*; 渡部 幸也*

第17回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.52 - 55, 2004/12

日本原子力研究所むつ事業所では、海洋環境における放射性核種の移行挙動にかかわる研究を目的として、平成9年4月にタンデトロン加速器質量分析装置(JAERI-AMS:High Voltage Engineering Huropa製 Model 4130-AMS)を設置した。本装置は、最大加速電圧3MVのタンデム型加速器と炭素及びヨウ素同位体比測定用の2本のビームラインから構成される。炭素ラインは、平成11年12月に$$^{14}$$C定常測定を開始してから海洋環境における物質循環の解明等に関する研究に利用され、これまでに約4000試料の測定を行った。一方、ヨウ素ラインは、再現性及び感度試験を行い、$$^{129}$$Iを高精度で測定できることを確認し、昨年5月から定常測定を開始した。本講演では、平成15年度の運転状況等のほか、$$^{129}$$I測定の現状について紹介する。

論文

In-situ tritium recovery behavior from Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebble bed under neutron pulse operation

土谷 邦彦; 菊川 明広*; 星野 毅; 中道 勝; 山田 弘一*; 八巻 大樹; 榎枝 幹男; 石塚 悦男; 河村 弘; 伊藤 治彦; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1248 - 1251, 2004/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:44.08(Materials Science, Multidisciplinary)

チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は、核融合炉ブランケットで用いるトリチウム増殖材料の有望な候補材の1つである。大小2種類(直径2mm及び0.3mm)のLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球を混合充填した充填体を中性子パルス運転が模擬できる照射試験体に装荷し、中性子吸収体を回転させた後一定出力とした時と、中性子吸収体を一定間隔でパルス運転した時のトリチウム生成回収特性を調べるための照射試験をJMTRを用いて行った。その結果、R/G(トリチウム回収率との生成率の比)はパルス運転に伴って、波を描きながら増加したが、マクロ的なトリチウム生成回収挙動は一定出力運転させたものと時定数がほとんど変わらないことがわかった。この原因は、トリチウム回収速度の時定数がパルスの周期より十分長いためで、パルス運転の影響はほとんどないことに起因しているものと考えられる。

論文

原研AVFサイクロトロン装置の現状報告

奈良 孝幸; 上松 敬; 石堀 郁夫; 倉島 俊; 吉田 健一; 福田 光宏; 奥村 進; 宮脇 信正; 中村 義輝; 赤岩 勝弘*; et al.

Proceedings of 1st Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 29th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.209 - 211, 2004/08

原研AVFサイクロトロン装置は、これまで13年間以上にわたって安定な運転が継続されており、広範な研究分野に多種多様なイオン種を提供している。近年では、フラットトップ加速システム導入,鋸歯状波型ビームバンチャーの追加,サイクロトロン中心領域の改造、等々の技術開発や装置改造を行い、マイクロビーム形成実験を精力的に実施している。また一方ではこの間、TMP回転翼の破損や冷却系機器からの漏水,機器コントロール用シーケンサーの放射線損傷,電源盤内小型補助電源の不良、などさまざまな故障・不具合等も発生したが、サイクロトロン装置はこれらの困難を克服し、ほぼ計画通りの運転を継続している現状について発表する。

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