検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 18 件中 1件目~18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

Development of supercritical pressure water cooled solid breeder blanket in JAERI

秋場 真人; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 西谷 健夫; 小西 哲之

プラズマ・核融合学会誌, 79(9), p.929 - 934, 2003/09

原研における超臨界圧水を冷却水に用いた核融合発電プラント用ブランケットの設計,開発の現状に関するレビュー論文である。原研では超臨界圧水を用いた核融合発電プラントの概念設計を進めた結果、システムの発電効率として40%以上が得られる見通しを得た。この成果に基づき、発電プラント用ブランケットのより詳細な構造検討を実施した。まず2次元コードを用いてブランケット内の固体増殖・増倍材の温度分布を評価し、各々の充填層の厚さを決定した。これに基づいて2次元輸送コードを用いてトリチウム増殖比の評価した結果、局所で1.4以上、全体で1以上のTBRを得られる見通しを得た。さらに複雑な構造の製作手法として高温等方加圧法を採用して第一壁の模擬試験体を製作し、5000回以上の熱サイクルに耐えることを実証した。

論文

Air vent in water chamber and surface coating on liner slides concerning auxiliary cooling system for the high temperature engineering test reactor

竹田 武司; 國富 一彦; 大久保 実; 斉藤 利二*

Nucl. Eng. Des., 185(2-3), p.229 - 240, 1998/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:29.21(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の補助冷却設備に新たに考察した設計の妥当性を確認するため、モデル試験を行った。まず、HTTRの補助冷却器(AHX)の出口側水室の滞留空気を抜くため、ポンプを用いた強制水循環により生じる、AHX出口側水室内の曲がり管両端の差圧を利用して空気を抜くことを提案した。流れ試験の結果、ポンプの最大容量分水を循環させることにより、曲がり管を介して空気を抜くことが可能であることを確認した。つぎに、HTTRの補助冷却設備二重管(ACHGD)のライナ摺動部の使用温度950$$^{circ}$$Cにおける焼付きおよび過度の摩擦を防止するため、ニッケル基超合金であるハステロイXRから成るACHGDライナ摺動部の表面に熱化学蒸着法を用いて窒化チタン(TiN)をコーティングすることを提案した。焼付き及び摩耗試験の結果、ハステロイXR表面のTiNのコーティング厚3$$mu$$mは、十分な厚さであることを確認した。

論文

Development of B$$_{4}$$C-carbon fiber composite ceramics as plasma facing materials in nuclear fusion reactor, 3; Heat resistance evaluation by electron beam irradiation and by in situ plasma discharge in JT-60

神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 中川 師央*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 後藤 純隆*

Journal of the Ceramic Society of Japan, International Edition, 105, p.1179 - 1187, 1997/00

C/C材の次世代のプラズマ対向材料として、B$$_{4}$$Cと炭素繊維から成る複合セラミックスを作り、電子ビームとJT-60のプラズマによる熱負荷試験を行って、耐熱性を評価した。高熱伝導性の縦糸と高強度で折れ難い横糸の炭素繊維から成る平織り布にB$$_{4}$$Cを含浸後に、渦巻状にして加圧焼結した複合セラミックスで作ったタイルは、22MW/m$$^{2}$$の電子ビーム照射(5秒,2500$$^{circ}$$C)によっても破損しなかった。さらに、JT-60のダイバータに設置し、中性粒子入射加熱(30MW,2秒)を含む15秒のプラズマ放電を繰り返し(572回)行っても、クラックの発生は見られなかった。

報告書

Proceedings of the JAERI-KAERI Joint Seminar on Post Irradiation Examination; November 9-10, 1992, JAERI Oarai Japan

材料試験炉部

JAERI-M 93-016, 282 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-016.pdf:10.7MB

日本原子力研究所(原研)材料試験炉部は、JAERI-KAERI協力研究協定に基づき、1985年以来、韓国原子力研究所(韓国原研)と照射後試験技術に関する研究、開発協力を進めてきたが、本協定のフェーズIIが多くの成果を得て平成4年11月に完了したので、これまでの研究開発協力のとりまとめを行うために、日韓セミナーを11月9日から2日間日本原子力研究所大洗研究所で開催した。本報告書は、会議に参加した原研、韓国原研の他、中国核工程研究設計院、東北大学金属材料研究所付属材料試験炉利用施設、日本核燃料開発(株)、ニュークリア・デベロップメント(株)の発表論文28件を3つのセッションに分けて収録したものである。

論文

高温ガス炉炉床部におけるホットストリークの評価; HENDELによる炉床部内の冷却材の混合試験

稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 井岡 郁夫*; 國富 一彦; 宮本 喜晟

日本機械学会論文集,B, 57(542), p.3520 - 3525, 1991/10

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部における冷却材の混合及び流動特性を把握するため、HTTR炉床部の実寸大モデルであるHENDEL炉内構造物実証試験部(T$$_{2}$$試験部)による混合実験と3次元熱流体解析コードSTREAM(k-$$varepsilon$$乱流モデル)による解析を行なった。実験は、炉心の中心1領域又は周辺2領域を加熱した場合について行い、高温プレナム及び出口管内の温度分布について解析結果と比較検討した。中心領域を加熱した場合は、高温プレナム内で冷却材が十分に混合され、出口管内でホットストリークは生じていない。また、周辺領域を加熱した場合は、高温プレナム内での混合が不十分でホットストリークが生じるが、出口管内での混合により、中間熱交換器等はホットストリークの影響をほとんど受けないことを確認した。解析結果は、高温プレナム及び出口管内の温度分布を定性的及び定量的によく再現しており、解析コードの有用性を確認した。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 10% hot leg break experiment Run SB-HL-04

久木田 豊; 中村 秀夫; 佐伯 宏幸*; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 91-040, 122 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-040.pdf:3.42MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断(上向き破断)実験Run SB-HL-04の実験データをまとめたものである。本実験は、破断口向きの効果に関する実験シリーズ(合計3ラン)の一つとして実施され、他の2回の実験では、それぞれ同一破断面積の水平方向破断及び下向き破断を模擬した。また本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

報告書

研究炉・ホットラボの運転と技術管理,平成元年度

研究炉管理部

JAERI-M 90-166, 168 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-166.pdf:5.08MB

本報告書は、平成元年度における研究炉管理部の業務を記したものである。この中で、種々の技術的事項についても詳細に説明している。研究炉管理部では、JRR-2及びJRR-4の研究炉並びにホットラボの運転管理を行っている。また、JRR-3については、性能を向上させるための改造を進め、平成2年3月22日に初臨界を達成し、運転を再開した。具体的な業務としては、研究炉における運転、保守・整備、照射・実験に加えて、燃料及び水・ガスの管理を含む技術管理、関連する研究・技術開発並びに放射線管理を行っている。ホットラボでは、各種の燃料・材料の照射後試験を実施するとともに、関連する技術開発を進めている。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 10% hot leg break experiment; Run SB-HL-02

久木田 豊; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; et al.

JAERI-M 90-039, 122 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-039.pdf:3.38MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断実験Run SB-HL-02の実験データをまとめたものである。本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

報告書

Data report for ROSA-IV/LSTF 5% hot leg break experiment Run SB-HL-01

久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-225.pdf:3.53MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

論文

Standard method of in-situ testing of HEPA filters in nuclear fuel facilities

池沢 芳夫; 松井 浩; 吉田 芳和*; 横地 明*; 甲野 啓一*; 笠置 徹*; 武田 隼人*; 三上 壮介*

Aerosols: Science,Industry,Health and Environment,Vol. 2, p.786 - 789, 1990/00

核燃料取扱施設において、HEPAフィルタシステム全体の総合捕集性能が設計値を保持していることを現場試験によって確認することは、排気浄化設備の安全性と信頼性を高める上で重要なことである。しかし、HEPAフィルタを2段またはそれ以上に設置した場合の総合捕集性能については、いくつかの評価上検討すべき点が存在している。そのため、これらの点を解決し、わが国における総合捕集効率の評価の精度を向上し、統一を図るためその技術基準を作成したので、その概要を報告する。

報告書

JRR-3改造炉熱水力設計のための標準型燃料要素内流動特性実験

神永 雅紀; 井川 博雅; 大河原 正美; 数土 幸夫

JAERI-M 85-071, 65 Pages, 1985/06

JAERI-M-85-071.pdf:1.67MB

本報は、JRR-3改造炉の標準型燃料要素を模擬した燃料要素内の流動特性を、実験を行って調べ、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計において燃料板表面温度算出に用いる、ホット・チャンネル・ファクタのうち工学的因子である標準型燃料要素内のサブチャンネル聞流速分布因子及び流路断面積誤差因子を評価し、その妥当性を検討した結果について述べたものである。実験結果より、サブチャンネル間流速分布因子として1.08、また流路断面積誤差因子として1.17を得た。これらの実験により得られた値は、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計に用いられている。

論文

Thermal performance test of the hot gas ducts of HENDEL

菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母

Nucl.Eng.Des., 83, p.91 - 103, 1984/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:53.38(Nuclear Science & Technology)

抄録なし

報告書

Progress Report on Safety Research of High-Level Waste Management for the Perical April,1981 to May,1982

田代 晋吾

JAERI-M 82-145, 73 Pages, 1982/10

JAERI-M-82-145.pdf:2.53MB

56年度に高レベル廃棄物処理処分研究室で行った研究の主な成果を集録した。大別して次の5つである。(1)ガラス固化体の物性評価試験(2)代替固化技術の開発(3)貯蔵施設の安全性評価(4)地層処分の安全性評価(5)WASTEFにおけるホット試験の準備

報告書

LOCA実験のRELAP-4Jによる解析,2; ROSA-II高温側破断実験Run 419の解析

鈴木 光弘

JAERI-M 8860, 160 Pages, 1980/05

JAERI-M-8860.pdf:6.24MB

ROSA-II実験は1978年3月で終了したが、その後、解析コードRELAP-4Jを用いて実験結果の解析を行ってきた。本報は、ROSA-II実験の高温測配管ギロチン破断実験(Run419)を対象とした、一連の解析をまとめたものである。解析コードの制約(リスタート時の問題)から、検討する範囲は主としてブローダウン過程となったが、実験結果と比較を行い解析コードの評価と改良すべき点を摘出した。また、ROSA-II実験の流出流量実験データの誤差評価、蒸気発生器から一次系液体への伝熱量と、蒸気発生器での自然放熱量を推定し、実験現象についての理解を深めることができた。これらの結果、RELAP-4Jコードは、ブローダウン過程の主要な変化、たとえば系圧力流出流量の変化等や、炉心の模擬燃料棒の平均的温度変化等を比較的よく表すことができた。しかしACC水の凝縮減圧効果や、ヒートスラブからの伝熱量、更に再冠水過程等については、コードの改良が必要である。

論文

原研型防護マスク着用性能試験装置の構造と特性

村田 幹生; 池沢 芳夫; 吉田 芳和

保健物理, 13(4), p.301 - 305, 1978/00

防護マスクを着用したとき、はたして漏洩率(あるいは防護効率)がどの程度であるのかを迅速に定量評価することは安全管理上重要である。本報告は、着者らが、マクス着用時における全もれ率を評価するための試験法の開発を行ってきた過程において、設計、製作した「防護マスク着用性能試験装置」を紹介したものである。本装置では、漏洩率測定用のトレーサとして人体に無害な塩化ナトリウムエアロゾルを採用し、検出にはフレームホトメータを用いた。本装置を用いた測定システムによって、約3/10000の漏洩率が短時間に検出できる。

報告書

ROSA-II 試験データ報告,9; 最大口径高温側配管破断(Runs 418,419,420,423)

ROSAグループ*

JAERI-M 7239, 177 Pages, 1977/09

JAERI-M-7239.pdf:3.93MB

本報は軽水炉の冷却材喪失事故(LOCA)の模擬試験であるROSA-II試験の結果の一部をまとめたものである。各Run(Run418,419,420,423)の実験条件、実験データおよびその現象の解釈が示されている。高温側破断では破断後数秒で炉心部の水は失われ、燃料棒は露出し、温度上昇する。しかし蓄圧注水系の蓄水作用をダウンカマ部の気液対抗流が相対的に弱いため大きくなり冠水は早く行われる。燃料棒への通電が続いている場合はクエンチが大幅に遅れ、炉心水位が下がる。低圧注入系によってゆっくり水位が回復することによって冷却が炉心上中部でも行われ、上部から燃料棒をつたい落ちつつ直接冷却する効果と相乗的に冷却が行われた。ポンプ回転の影響は全体の挙動に対しては、他の実験の相違のため明瞭でなかった。

論文

塩化ナトリウム粒子による防護マスク着用時の漏洩試験

池沢 芳夫; 村田 幹生; 吉田 芳和

保健物理, 11(1), p.45 - 50, 1976/01

防護マスクの性能は、マスク面体と顔面との気密性に起因する漏洩率に主に支配される。NaCl粒子による漏洩率試験法の実用性を調べるため、3種類の半面マスクと2種類の全面マスクを約40名の被験者に着用させ、漏洩率の測定を行なった。NaCl粒子雰囲気のフード内で、防護マスクを着用した被験者の呼気中のNaCl濃度を炎光分光光度計で測定した。その結果、この試験法は、主としてフィットネスに起因する漏洩率を比較的迅速かつ簡便に測定評価できる方法であることがわかった。試験の結果、全面マスクの漏洩率は着用者の着用経験によって大きく変化した。しかし、マスクの着用具合を調整しても、大きな漏洩率を示した者が若干存在した。

口頭

Safety consideration for the introduction of new fuels and materials

鬼沢 邦雄

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)事故以降、OECD/NEA加盟国等で新たな燃料・材料の開発が進められている。この燃料・材料開発の目的は、原子炉の事故、特に過酷事故への耐性を強化し、それにより原子炉の安全性を向上することである。そのような燃料の開発にあたっては、従来の燃料と同様に、燃料に関わる安全機能を維持するために多くの情報が必要である。燃料の安全性は、過酷事故時だけでなく、通常運転時、設計基準事故時、さらには輸送時等も含めて確認する必要がある。また、新燃料の安全性を確認するためには、信頼性の高い実験データベースと解析ツールを準備する必要がある。そのため、安全性に関する判断のための技術基盤として重要な情報である炉内照射データを収集する点で、試験炉とホットラボが重要な役割を担っている。本発表では、新燃料の開発や設計に関して、考慮すべき様々な条件下での安全上の要求事項を説明する。また、原子力機構の施設を例として試験炉やホットラボを利用する実験の重要性を述べる。

18 件中 1件目~18件目を表示
  • 1