検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 17 件中 1件目~17件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Conceptual design of engineering-scale plant applied the simplified MA-bearing fuel fabrication process

山田 美一; 瀬川 智臣; 加藤 正人

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06

日本原子力研究開発機構では、廃棄物処分の負担軽減を目指して、高速炉及び加速器を利用したMA分離変換技術の研究開発を進めている。本研究開発を進めるためには、遠隔保守・補修を可能とした自動化燃料製造ラインを実現する必要がある。今回、燃料製造工程を簡素化した工学的規模のホットセル方式によるMA含有燃料製造施設の概念検討を実施したので報告する。

論文

Current status of the next generation fast reactor core & fuel design and related R&Ds in Japan

前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。

論文

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 1; Examination plan

山本 智彦; 川崎 信史; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 杣木 孝裕*; 鮫島 祐介*; 正木 信男*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 7 Pages, 2015/07

Na冷却高速炉は薄肉構造であり地震力を低減するために、免震システムを採用している。SFRに適用する免震装置は、ゴム層を厚くした積層ゴムが用いられている。過去、1/8縮尺モデルで基本的な特性試験を実施しており、今回はハーフスケールの装置を用いた力学特性試験と熱劣化特性試験の計画について報告する。

論文

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 2; Fundamental characteristics of half-scale rubber bearings based on static test

深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 山本 智彦; 川崎 信史; 杣木 孝裕*; 櫻井 祐*; 正木 信男*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 10 Pages, 2015/07

Na冷却高速炉は薄肉構造であり地震力を低減するために、免震システムを採用している。SFRに適用する免震装置は、ゴム層を厚くした積層ゴムが用いられている。この積層ゴムの水平及び上下方向の剛性及び減衰定数を把握するために、直径800mmのハーフスケールの積層ゴムを用いて、水平方向の線形限界や上下方向の降伏応力を上回る範囲で試験を実施することとし、その結果と考察を報告する。

論文

Aging deterioration test of seismic isolation applied to fusion experimental reactor

武田 信和; 中平 昌隆; 角舘 聡; 高橋 弘行*; 柴沼 清; 矢花 修一*; 松田 昭博*

Proceedings of 9th World Seminar on Seismic Isolation, Energy Dissipation and Active Vibration Control of Structures (CD-ROM), p.299 - 306, 2005/00

核融合実験炉であるITERは、設計地震動を越える地震に対しても十分なマージンで健全性を確保するために、積層ゴムの使用を計画している。原子力分野での利用においては、2$$sim$$5MPaの面圧の使用経験しかなく、ITERのように10MPaに及ぶ高面圧については実績がない。したがって、高面圧の積層ゴムの設計データは十分になく、詳細な特性評価が必要である。経年変化後の耐久試験の結果から、40年の経年変化後にも積層ゴムは400サイクルまでは安全に使用できることが確証された。一方、残留変形は246サイクル目に確認され、これは、剛性のような巨視的な機械的特性が変化するよりも十分に早く残留変形が観測可能であることを意味する。したがって、定期的な目視点検によって破断の徴候を察知することで、供用中の積層ゴムの破断を予防することが可能である。

論文

Research and development for gas turbine system in GTHTR300

國富 一彦; 片西 昌司; 高田 昌二; 滝塚 貴和; Yan, X.; 小杉山 真一

JSME International Journal, Series B, 47(2), p.261 - 267, 2004/05

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)は、原子炉の1次系にガスタービンを設置して発電を行う高効率発電システムであり、2010年代の実用化を目指している。本システムでは、可能な限り既存の技術を用いることで、開発要素を少なくする設計としているが、主要機器である圧縮機,磁気軸受等の開発試験が必要である。開発試験は、1/3スケールのヘリウムガス圧縮機の空力性能試験,磁気軸受の制御性確認試験,全体システムの運転制御性試験からなる。このうち、ヘリウムガス圧縮機の空力性能試験では、ボス比が大きくなりブレード周りのヘリウムガスの2次流れの空力性能の影響が大きくなるヘリウムガス圧縮機の特性を考慮した試験計画を定めた。本報は、GTHTR300の優れたタービン系の特長を示すとともに、開発試験の試験計画,試験内容を示す。

論文

Development of EC H&CD launcher components for fusion device

高橋 幸司; 石塚 悦男; Moeller, C. P.*; 林田 一徳*; 春日井 敦; 坂本 慶司; 林 健一*; 今井 剛

Fusion Engineering and Design, 66-68, p.473 - 479, 2003/09

 被引用回数:11 パーセンタイル:35.63

核融合装置用ランチャーの健全性確認のために、ランチャー前方に可動ミラーを設置する先端可動型ランチャーモックアップを製作し、可動ミラー用冷却配管の動作試験及びベアリングの中性子照射効果を調べる試験を行った。何れもITERと同等の条件下で行い、冷却配管の応力は最大で60MPaで許容応力より十分低いことを実証し、また計算結果と合うことも確認した。ベアリング性能に中性子照射の影響もなく、先端可動型の有効性を実証した。後方に可動ミラーを設置する遠隔駆動型ランチャーのモックアップの大電力放射試験を行い、角度0-10$$^{circ}$$において0.5MW-3sec and 0.2MW-10secの放射に成功した。実験中及び実験後に放電や性能劣化は見られず。こちらも有効性を確認した。この結果を基に、実機と同等レベルのランチャーを設計し製作した。

論文

縮小試験体による実機積層ゴムの特性推定に関する検討

矢花 修一*; 松田 昭博*; 中平 昌隆; 大崎 敏雄*

日本建築学会2002年度大会学術講演梗概集, P. 495, 2002/08

大型構造物等に用いる支持荷重及び外径の大きな積層ゴムにおいては、その特性や性能を評価・確認するための試験を実施することが試験装置性能やコスト等の制約から困難となる場合がある。そこで、本報告では鉛プラグ入り積層ゴム(LRB)及び天然ゴム系積層ゴム(NRB)の数サイズの形状が相似である試験体を用いて、試験体のスケール効果の有無及び縮小試験体による実機試験体の水平方向力学特性の推定可能範囲について検討を行った。試験結果から、NRBにおいては試験体のスケール効果がほとんどないことがわかり、LRB試験体のスケール効果はせん断ひずみ100%以上の領域ではほとんどないことが確認された。また、LRBのせん断ひずみ100%未満の領域におけるスケールによる特性の違いは鉛プラグの特性に起因していることがわかった。

報告書

国際熱核融合実験炉(ITER)における高面圧型免震要素の特性評価研究; 小中規模免震要素試験(委託研究)

高橋 弘行*; 中平 昌隆; 矢花 修一*; 松田 昭博*; 大鳥 靖樹*

JAERI-Tech 2001-064, 111 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-064.pdf:8.96MB

国際熱核融合実験炉(ITER)では、建屋基礎盤の面積に比して支持重量が大きく、また配置性の観点から免震要素の個数が制限されるため、7.35MPa~14.7MPa程度の面圧の「高面圧型免震要素」の使用が検討されている。これまでも、原子力施設への免震導入に関して、2.45MPa~4.90MPa程度の面圧を中心に数多くの研究が行われてきたため、高面圧型免震要素に対する設計用のデータは十分に整っているとは言えない。このため、使用される高面圧条件下における積層ゴムの種々の力学特性・強度特性を評価し、設計用データの蓄積を図る必要がある。平成9年度から平成11年度にわたり高面圧型免震要素の特性評価研究として、小中規模の免震要素を中心に試験を実施した。本研究ではこの成果をまとめて報告する。

報告書

遠隔着脱対応ボールベアリング付き耐放射線性電気コネクタの開発,2

伊藤 彰*; 小原 建治郎; 多田 栄介; 森田 洋右; 八木 敏明; 佐藤 大*

JAERI-Tech 99-029, 36 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-029.pdf:3.25MB

核融合実験炉(ITER)の炉内遠隔保守装置に使用される電気コネクタには、10KGy/hの$$gamma$$線環境下で、積算線量100MGy以上の耐放射線性が要求される。また、遠隔保守装置の保守時には遠隔操作による着脱性も伴わせて要求される。そのため、本コネクタは絶縁材にセラミックスを使用し、プラグにはボールベアリングを取り付け、ロボットによる着脱が容易となるよう配慮した。汎用ロボット及び6軸力センサを組合せた着脱試験の結果、円滑な着脱性が確認できた。また、$$gamma$$線による絶縁抵抗劣化の原因は、試料表面洗浄後の絶縁抵抗測定及びEPMA法による表面元素定性分析結果から、(1)セラミックス中不純物の拡散もしくは価数測定、(2)セラミックス表面での炭素の付着のいずれかと推測された。今後、詳細に検討を実施する予定である。

論文

Design and validation test of seismic isolation for ITER

中平 昌隆; 武田 信和; 高橋 弘行*; 薬研地 彰*; 圷 陽一; 多田 栄介; 矢花 修一*

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00

国際熱核融合実験炉(ITER)は、日・米・欧・露の4極による国際協力のもと工学設計が進められて、直径・高さともに約30~40m、重量約50,000tという大型の装置である。ITERでは、炉内構造物や超伝導磁石などさまざまな機器が400~-270$$^{circ}$$Cという幅広い異なる温度で運転され、その熱膨張あるいは収縮による相対変位を吸収するために各装置の重力支持脚は水平方向に柔軟な構造となっている。このように重量物を柔軟支持で支える構造は通常見られず、その動的応答等は複雑である。また、設計上0.2Gを超える地震力に対しては、免震により対処しなければならない。この時免震要素は高面圧下での使用となり、実績は少ない。本論文は、柔軟支持をもつトカマク構造体の動的応答性状、積層ゴム免震要素の性能試験並びにトカマクの縮小モデルを用いた振動試験の概要について述べる。

報告書

JMTRにおける中性子スペクトル調整照射の核的検討; 核融合炉条件模擬照射の可能性

長尾 美春; 島川 聡司; 小森 芳廣; 桜井 文雄

JAERI-Tech 95-006, 46 Pages, 1995/02

JAERI-Tech-95-006.pdf:1.45MB

JMTRのような混合スペクトルをもつ試験炉においては、熱中性子束を調節することにより、高速炉や核融合炉等での照射効果を模擬した照射試験のほか、材料の基礎基盤研究における中性子スペクトル効果の究明等のために照射試験が可能である。核融合炉材料の照射試験を行う場合には、He生成量とはじき出し損傷量の比(He/dpa)を照射効果の指標とし、その比を核融合炉での値に模擬する方法が採用されている。本報告では、JMTRにおける中性子スペクトル調整照射の検討の一環として、ステンレス鋼(SUS316)を核融合炉条件(He/dpa=15)で照射するための制御能力について検討した。本解析にあたり、SUS316の構成元素$$^{58}$$Niの熱中性子2段反応$$^{58}$$Ni(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Ni(n,$$alpha$$)$$^{56}$$Feによって生成するHeを評価するため、計算プログラムNIHEを作成した。解析の結果、照射孔の移動と軽水リングの使用によるスペクトル調整を組合せて行うことにより、He/dpa=13~15の範囲内に制御した照射が可能であることがわかった。

論文

Development of turbo-viscous pump with ceramic rotor assembly and oil-free driving unit

村上 義夫; 阿部 哲也; 大澤 晴繁*; 秦 聡*

J. Vac. Sci. Technol., A, 9(3), p.2053 - 2057, 1991/05

核融合炉やその他の先進的な真空機器の真空排気システムを構成するため、ターボ粘性ポンプと呼ぶにふさわしい新型の粗引きポンプを開発した。このポンプは、複数の円盤からなるロータをステータ(静翼)の間で高速に回転させるもので、ロータに窒化ケイ素セラミックスを用い、ロータ全体を支持する気体軸受とロータを25,000rpmで回転させる気体タービンを備えているのが特徴である。新開発のポンプは大気圧から高真空までの広い圧力範囲で動作し、11枚の直径150mmの回転円盤を用いたポンプで最大排気速度0.28m$$^{3}$$/min、到達圧力1$$times$$10$$^{-3}$$Paなどを確認した。この粗引きポンプの特長として、(1)完全オイルフリーである、(2)強磁場中で運転できる、(3)着火源がない、(4)高温運転が可能である、などが挙げれる。

論文

高速炉用軸受; 液体ナトリウム潤滑

宇賀 丈雄

潤滑, 23(11), p.856 - 857, 1978/11

転がり接触を要求される高速炉構造要素、液体ナトリウム雰囲気での転がり接触材料の選択、液体ナトリウム中での転がり軸受の開発試験研究の成果を磨耗、疲労損傷、摩擦係数について述べた。

論文

Testing of feasibility of ball bearings in liquid sodium environments

S.IWAI*; M.ISHII*; Nozawa, Masao*; Tamura, T.*; Abe, Y.*; A.TERAMOTO*; M.AKIYAMA*

ANL-7520 PART-II, p.121 - 129, 1968/00

抄録なし

口頭

Characterization of melt-solidified (U, Gd, Zr)O$$_{2-x}$$ as simulated corium debris

森本 恭一; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 渡部 雅

no journal, , 

福島第一原子力発電所の炉心にはGd$$_{2}$$O$$_{3}$$を含むUO$$_{2}$$燃料が装荷されていることから、デブリに係る一連の評価の中ではGdの影響について評価しておく必要がある。同時に、炉心からのデブリ取出し作業において溶融燃料の再配置による再臨界への懸念から、炉内のGdの分布状態を把握することも極めて重要な課題となっている。本研究ではGd含有模擬デブリ試料:(U$$_{0.95-y}$$Gd$$_{0.05}$$Zr$$_{y}$$)O$$_{2-x}$$ (y=0,0.5, 2-x=1.989-2.000)を調製して融点を測定し、溶融固化した試料のGdの分布状態の観察や熱伝導率の測定を行うことにより、模擬デブリ中のGdの状態や基礎特性について評価した。

口頭

Progress of 1F PCV contaminant analysis by TEM observation

鈴木 晶大*; 橘内 裕寿*; 佐藤 一憲

no journal, , 

福島第一原子力発電所1号機の格納容器内から採取された試料の透過型電子顕微鏡による詳細分析を行った。TMI-2及びチェルノブイリ原子力発電所4号機でも確認されているUを多く含むc-(U,Zr)O$$_{2}$$及びZrを多く含むt-(Zr,U)O$$_{2}$$が検出された。

17 件中 1件目~17件目を表示
  • 1