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報告書

研究用原子炉(JRR-4)の制御棒挿入障害事象にかかわる再発防止対策

JRR-4管理課; 研究炉利用課

JAERI-Tech 2005-042, 58 Pages, 2005/07

JAERI-Tech-2005-042.pdf:5.4MB

研究用原子炉(JRR-4)において、平成17年6月10日に、定格出力(3,500kW)で運転中、制御棒挿入障害事象が発生し、原子炉を手動停止した。原因調査の結果、制御棒挿入障害は制御棒の振れを止める部分のねじが緩み、このねじが制御棒と干渉して挿入をできなくしたものであることが判明した。原因となったねじを新品と交換し正常な状態に復旧するとともに、制御棒挿入障害事象の重みを考え、再発防止対策として、同様の事象を引き起こす可能性のある炉心上部の全てのねじ類の増し締め点検を行った。今後は、これらのねじ類について増し締め点検を定期的に実施していくこととした。本書は、再発防止対策として実施したねじ類の増し締め点検についてとりまとめたものである。

報告書

革新的高温ガス炉燃料・黒鉛に関する技術開発計画(受託研究)

沢 和弘; 植田 祥平; 柴田 大受; 角田 淳弥; 大橋 準平; 栃尾 大輔

JAERI-Tech 2005-024, 34 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-024.pdf:2.15MB

第四世代(GEN-IV)原子炉システムの有力な候補となっている超高温ガス炉(VHTR)では、燃料は15$$sim$$20%FIMA,高速中性子照射量6$$times$$10$$^{25}$$m$$^{-2}$$(E$$>$$0.1MeV)においても健全性を保つ必要があるが、従来のSiC被覆燃料粒子では、このような厳しい条件下で健全性を保ったデータはない。原研で開発してきたZrC被覆燃料粒子は、SiC被覆燃料粒子よりも高温かつ高燃焼度下で健全性を維持できると期待されている。原研では、(1)従来よりも大型の被覆装置によるZrC蒸着技術の開発,(2)ZrC検査技術の開発,(3)ZrC被覆層の照射試験及び照射後試験を開始する。また、反応度投入試験を実施して被覆燃料粒子の破損機構を把握し、反応度事故時の燃料温度制限の緩和を目指す。VHTRでは、炉心の黒鉛構造物も高い中性子照射条件下で健全性を維持しなくてはならない。そこで、黒鉛構造物の超音波伝播特性や微小硬度計による圧子の押込み特性により、黒鉛構造物の機械的特性を非破壊的に評価できる技術を開発する。本報は、文部科学省からの受託研究として2004年11月から開始したこれらの研究開発の計画と2004年度の成果についてまとめたものである。

論文

Demonstration of inherent safety features of HTGRs using the HTTR

橘 幸男; 中川 繁昭; 中澤 利雄; 伊与久 達夫

Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 17 Pages, 2004/10

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験は、高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するとともに、高温ガス炉の安全評価用解析コードの検証及び高度化に役立つプラント過渡データを取得することを目的として実施する。安全性実証試験は、運転時の異常な過渡変化を模擬する第1期の試験及び事故を模擬する第2期の試験からなる。第1期の試験は、反応度投入事象と1次冷却材流量低下事象の模擬であり、平成14年度から開始している。同時に、プラント動特性コードACCORD,モンテカルロコードMVP等を用いた解析を進めており、原子炉出力50%及び30%からの制御棒引抜き試験及び3台のヘリウム循環機のうち1台あるいは2台を停止する試験について、試験結果を良好に再現する結果が得られている。第1期の試験は平成17年度まで実施し、平成18年度から第2期の試験を実施する計画である。

報告書

HTTR制御棒引抜き試験の動特性解析(受託研究)

高田 英治*; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 島川 聡司; 野尻 直喜; 藤本 望

JAERI-Tech 2004-048, 60 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-048.pdf:4.18MB

高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するため、高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)において、反応度投入及び炉心除熱量減少を試験として実機の原子炉で生じさせる安全性実証試験を実施している。安全性実証試験の1つである制御棒引抜き試験について、1点炉近似モデルにより試験時の動特性解析を実施した。実測値と解析値の比較から、1点炉近似モデルが試験の結果を再現できることを確認した。また、添加反応度,温度係数,物性値等の各パラメータについて、制御棒引抜き事象に対する原子炉動特性への感度を明らかにした。

論文

Effect of electromagnetic force on the pressure drop and coupling loss of cable-in-conduit conductor

濱田 一弥; 高橋 良和; 松井 邦浩; 加藤 崇; 奥野 清

Cryogenics, 44(1), p.45 - 52, 2004/01

 被引用回数:19 パーセンタイル:59.75(Thermodynamics)

日本原子力研究所は、国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動の一環として、中心ソレノイド・モデル・コイルとCSインサート・コイル(CSIC)の通電試験を行った。その結果CSICの圧力損失が通電時に減少することや結合損失が電流値とともに大きくなることを観測した。これらは、電磁力によりジャケット内部で撚線が圧縮変形し、新たに流路ができたこと、また、圧縮により素線間の接触抵抗が低減し、結合時定数が増加したことが原因と考えられる。本論文では、これらの現象を定量的に説明することを試みた。その結果、電磁力によって撚線は最大1.4mm変形することが予想される。この結果から、電磁力による結合時定数の変化を考慮して結合損失を計算すると、通電電流値と共に結合損失は増加する計算結果を得ることができ、実験結果を定量的に説明することができた。

論文

Plan for first phase of safety demonstration tests of the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

橘 幸男; 中川 繁昭; 竹田 武司; 七種 明雄; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 沢 和弘; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 224(2), p.179 - 197, 2003/09

 被引用回数:13 パーセンタイル:66.42(Nuclear Science & Technology)

HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験は、高温ガス炉固有の安全性を実証するとともに、高温ガス炉用安全解析コードの検証に必要な炉心及びプラントの過渡挙動データを取得するために実施される。第1段階の試験として、制御棒引抜き試験及び1次系流量低下試験を行う。制御棒引抜き試験では、16対の制御棒のうち中央の一対を引き抜くことで反応度投入事象を模擬する。1次系流量低下試験は、循環機停止試験と流量部分喪失試験からなり、それぞれ、循環機の停止(循環機3台中1台又は2台の停止)あるいは自動制御系により流量低下事象を模擬する。制御棒引抜き試験及び循環機停止試験は、予想される過渡現象でスクラムできない事故、いわゆるATWSを模擬したものである。

論文

Safety demonstration tests using High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/09

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験は、高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するとともに、高温ガス炉の安全評価用解析コードの検証及び高度化に役立つプラント過渡データを取得することを目的として実施する。安全性実証試験は、運転時の異常な過渡変化を模擬する第1期の試験及び、減圧事故等の事故を模擬する第2期の試験からなる。第1期の試験は、反応度投入事象と1次冷却材流量低下事象の模擬であり、平成14年度から開始している。平成14年度は、原子炉出力50%からの制御棒引抜き試験及び、原子炉出力30%から3台のヘリウム循環機のうち1台を停止する試験を実施した。同時に、プラント動特性コードACCORD,モンテカルロコードMVP等を用いた解析を進めている。第1期の試験は平成17年度まで実施し、平成18年度から第2期の試験を実施する計画である。

論文

ITERニオブアルミ・インサート・コイルのAE特性

二ノ宮 晃*; 新井 和昭*; 高野 克敏*; 津川 一仁*; 石郷岡 猛*; 海保 勝之*; 中嶋 秀夫; 奥野 清; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 38(8), p.425 - 433, 2003/08

ITER計画の一つであるCSモデル・コイルとTFインサート・コイル試験は2001年9月から約一ヶ月かけて実施された。このTFインサート・コイルはトロイダル磁場発生用の9ターンのコイルであり、ロシア・エフレモフ研究所にて開発された。試験において内部から発生するAE信号を受動的に計測する手法を用いて、TFインサート・コイルの機械的擾乱量の推移とコイルの安定性を評価する。計測手法はAE信号のエネルギー強度,イベント数と電圧,電流などの他の計測信号とを同時に測定してコイルの機械的な安定性について検討した。その結果、TFインサートのAE特性は、明確なトレーニング現象を示すことが明らかになった。このことにより、同コイルの機械的な安定性は高いことが示された。

論文

Nb$$_{3}$$Al導体の電磁力下での圧力損失特性; 圧力損失特性と撚線剛性の関係

濱田 一弥; 松井 邦浩; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 38(8), p.417 - 424, 2003/08

日本原子力研究所は、 ITERの工学設計活動の一環として、Nb$$_{3}$$Alインサート・コイル等を製作し、13Tの磁場下で国際共同実験を行った。これらの実験の結果、通電中の導体の圧力損失の変化を調べることによって、コイル状態では見ることのできない導体内部の撚線の動きを推測できることが明らかとなった。今回、Nb$$_{3}$$Sn素線とは機械的性質が異なるNb$$_{3}$$Al線材を用いた導体について、電磁力に対する圧力損失の挙動に注目して圧力損失を測定し、過去に行われた導体の測定結果とともに解析してまとめた。その結果、(1)定常状態における圧力損失は、Nb$$_{3}$$Snを使用した導体とNb$$_{3}$$Al導体は、撚線構造が同じであれば、同様の特性を示すことがわかった。(2)同じ撚線構造でも、圧力損失特性にはばらつきが見られる。これは4次撚線とジャケット,中心チャンネル間に発生する隙間の効果であり、撚線ピッチが長い導体に発生し易いと考えられる。(3)圧力損失に対する電磁力の影響は、同じ撚線構造のNb$$_{3}$$Sn導体よりもその影響は小さく、Nb$$_{3}$$Al撚線は剛性が高いことがわかった。(4)ボイド率が小さくなるにつれて、圧力損失に対する電磁力の影響は少なくなり、撚線の動きを低減できることが明らかとなった。

論文

ITERニオブアルミ・インサート・コイルのAE特性

二ノ宮 晃*; 新井 和昭*; 高野 克敏*; 津川 一仁*; 石郷岡 猛*; 海保 勝之*; 中嶋 秀夫; 奥野 清; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 38(8), p.425 - 433, 2003/08

国際熱核融合実験炉(ITER)では大型超伝導コイル・システムの安定な運転が、その成功の鍵を握ると言っても過言ではない。このため、アコースティックエミッション(AE)技術を用いて超伝導コイルの状態を常時監視し、コイル内部の状態を推定することが重要となる。このような観点から、平成12年から14年に渡り実施されたCSモデル・コイル及びNb$$_{3}$$Alインサート・コイルを含めた三つのインサ-ト・コイルの通電試験では、AE信号の頻度,強度等を長時間にわたり計測し解析を行った。その結果、AE信号のエンベロープ波形の記録・解析で状態推定が行えること、及び、一定間隔毎に一定量のデータを記録する方法により、長時間に渡って超伝導コイルの状態監視が可能であることが示された。また、AE計測結果からは、これら開発されたコイルが安定した状態で運転されていると判断され、超伝導コイルの技術開発成果を裏付ける結果を得た。

論文

ケーブル・イン・コンジット導体の交流損失特性; 撚線の機械的特性が結合損失の減衰に及ぼす影響

松井 邦浩; 高橋 良和; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 38(8), p.410 - 416, 2003/08

ITER計画の一環として、中心ソレノイド・モデル・コイル、CSインサート・コイル、Nb$$_{3}$$Alインサート・コイルを製作し、2002年までにそれらの試験を実施した。これらのコイルの交流損失測定は、コイルの特性を明らかにするために重要な試験項目の一つである。CSインサート・コイルとNb$$_{3}$$Alインサート・コイルの交流損失を、それぞれ熱量法及び磁化法で測定した。両コイル内には、複数の時定数を持つ結合損失が存在し、コイルに取り付けられた電圧タップやホール素子で循環電流が観測された。結合損失は、素線間の焼結が電磁力を受けることで剥がれ、素線間の接触抵抗が大きくなり、ある減衰定数をもって指数函数的に減少した。また、圧力損失の測定及び解析結果より、撚線とコンジットの間に電磁力により発生する隙間が、導体内を流れる冷媒の圧力損失に依存することが示されている。本論文では、結合損失の減衰定数が導体内に発生する隙間に依存することを明らかにした。仮に、コイルの本運転前にこの減衰定数を知ることができ、減衰定数に相当する電磁力をコイルに加えることができるならば、コイルの運転開始時には損失が低下した状態で使用することが可能となる。

報告書

HTTR安全性実証試験(SR-1/S1C-1)の試験計画(受託調査)

中川 繁昭; 坂場 成昭; 高田 英治*; 橘 幸男; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 沢 和弘

JAERI-Tech 2003-049, 22 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-049.pdf:1.17MB

高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するために、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験を行う。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当する試験(ただし、スクラムなし)として、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に行う計画である。試験に対する挙動解析と実測データの比較検討により、炉心動特性コード,プラント動特性コード等の安全評価コードの高精度化と検証を行い、十分信頼性のある安全設計・評価技術を確立する。これらの成果は、高温ガス炉の安全設計方針,安全評価方針等の作成に役立てる。本報は、HTTRの安全性実証試験全体計画を示すとともに、2003年3月に計画している制御棒引抜き試験及び循環機停止試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について示す。

報告書

Nb$$_3$$Al insert experiment log book; 3rd Experiment of CS model coil

杉本 誠; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 松井 邦浩; 布谷 嘉彦; 堤 史明*; 押切 雅幸*; 若林 宏*; 奥野 清; 辻 博史

JAERI-Tech 2002-080, 100 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-080.pdf:7.89MB

CSモデル・コイルの第3回実験が2002年3月より開始した。第3回目の実験では、CSモデル・コイルの内側にNb$$_3$$Alインサート・コイルを設置し、実験を行った。CSモデル・コイルとNb$$_3$$Alインサート・コイルの予冷は同年3月4日から開始して、約1ヶ月を費やした。その後直ちに4月3日より通電試験を行った。同年5月2日に通電試験を完了した。その後コイルの昇温を行い、全ての実験を同年5月30日に終了した。この間、実験番号は102を数え、収集したデータはバイナリ形式で5.2GBに達した。本報告書は5週間にわたる実験のログ(日誌)とそのリストを集めたデータベースである。

論文

ITERトロイダル磁場インサート・コイルの開発; ロシアとのハードウエアの研究協力

杉本 誠; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 奥野 清; 辻 博史; Rodin, I.*; Egorov, S. A.*

低温工学, 37(10), p.513 - 522, 2002/10

国際熱核融合実験炉(Ineternational Thermonuclear Experimental Reactor, ITER) 中心ソレノイド(Central Solenoid, CS)モデル・コイル計画において、3つのインサート・コイルの開発・製作・試験を策定し、遂行してきた。2つめのインサート・コイルとしてトロイダル磁場インサート・コイル(以下TFインサートと記す)を、CSモデル・コイルの内側に設置し実験を行った。本報告では、このTFインサートの開発目標を記すとともに、ロシアでのコイル製作,日本での据付・実験について記す。TFインサートは、ITER-TFコイル用の超電導導体を用いて巻線した単層のソレノイドである(重量3.1トン)。その開発はロシアと日本が共同で行い、原研の試験装置で性能評価を行った。その結果、開発目標である13T-46kAの通電に成功し、ITER-TFコイルが建設可能であることを実証した。

論文

ITER TFインサート・コイルの流体特性; 流体特性に対する電磁力の影響

濱田 一弥; 河野 勝己; 松井 邦浩; 加藤 崇; 杉本 誠; 原 英治*; 奥野 清; Egorov, S. A.*; Rodin, I.*; Sytnikov, V. E.*; et al.

低温工学, 37(10), p.531 - 538, 2002/10

国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動において、トロイダル磁場(TF)コイル用超伝導導体の製作性や性能を実証することを目的として、TF実寸導体を使用したTFインサート・コイルを開発し性能試験を行った。流体特性として、圧力損失特性が電磁力や通電履歴に依存する特性を示すか否かを検証した。過去の研究では、撚線は電磁力によって変形し、ジャケットと撚線との隙間に新たな流路が形成され、圧力損失が変化すると考えられる。また電磁力が繰り返し加わることによって撚線断面が塑性変形し、圧力損失の永久的な変化が起きると考えられるが、過去のモデル・コイル実験では、永久的な圧力損失の変化は明確には観測されていない。測定の結果、コイルを通電すると圧力損失は低下し、電磁力の影響を観測した。また、通電を積み重ねることによって、永久的な圧力損失の変化が生じることを観測した。圧力損失の変化を説明する撚線の変形量を計算した結果、13T,46kAで撚線は電磁力により1.4mm変形したと考えられる。

論文

ITER TFインサート・コイルのクエンチ特性と交流損失

礒野 高明; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 杉本 誠; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; Rodin, I.*; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 37(10), p.539 - 544, 2002/10

トロイダル磁場(TF)インサート・コイルは、TF導体の特性を評価するためにロシアで開発され、中心ソレノイド(CS)モデルコイルの中に組込み、13T磁場下で試験した。本報告では主にクエンチ特性と交流損失について報告する。TF導体とCS導体と主な違いは、ジャケットの形状とマンドレルの有無であり、これが、クエンチ特性,交流損失に影響する。クエンチ試験は、46kA,12T,6.5Kで行い、常伝導転移後9秒まで電流を保持してクエンチ特性を測定した。常伝導転移長さは16mで、最大伝播速度は2m/sであった。最大温度は推定誤差が大きいが、160K程度と推定される。ヒステリシス損失は、熱量法で測定でき、素線の特性と良く一致した。しかし結合損失については、マンドレルの発熱が結合損失より10倍大きく、測定が難しい。TF導体のクエンチ特性などITERの設計反映できる情報が取得できた。

論文

ITER-TFインサート・コイルの分流開始温度

布谷 嘉彦; 杉本 誠; 礒野 高明; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 奥野 清; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 37(10), p.523 - 530, 2002/10

国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動(ITER-EDA)を、 ITER参加国である米国, 欧州, ロシア, 日本によって進めてきた。ITER-EDAの一環として、 日本原子力研究所は ロシア・エフレモフ電気物理研究所が主体になり製作したTFインサート・コイルの性能評価実験を原研の試験装置を用いてITER参加国と共同で行った。電圧タップより測定される電圧と、導体内の素線に発生している電圧の関係を定量的に考察することにより、分流開始温度の評価が正確に行われるよう考案した。これにより、定格条件(磁場12T,電流46kA)においての導体性能を把握することができ、ITER TFコイルの超伝導性能の実証を行った。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験計画

橘 幸男; 中川 繁昭; 竹田 武司; 七種 明雄; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 西原 哲夫; 沢 和弘; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 2002-059, 42 Pages, 2002/08

JAERI-Tech-2002-059.pdf:1.63MB

本報告は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験計画について、特に、早期に実施する試験項目に重点を置いてまとめたものである。早期に実施する試験は、異常な過渡変化に相当する試験として実施する制御棒引抜試験及び1次冷却材流量低下試験である。制御棒引抜試験では、炉心中央位置の制御棒1対を引き抜くことにより、反応度投入事象を模擬する。また、1次冷却材流量低下試験では、循環機の停止(循環機3台中1台または2台の停止)あるいは自動制御系により流量低下事象を模擬する。これらの試験の結果を踏まえ、さらに、冷却材喪失事故等を模擬した試験を計画しており、現在、検討をすすめている。試験で得られた実測データは、炉心動特性コード,プラント動特性コード等の安全評価コードの高精度化と検証に利用でき、国内外の将来高温ガス炉の安全設計・評価技術の確立に活用することができる。

論文

ケーブル・イン・コンジット型超伝導導体の圧力損失及び結合損失に対する電磁力の影響

濱田 一弥; 高橋 良和; 松井 邦浩; 加藤 崇; 奥野 清

低温工学, 37(6), p.257 - 264, 2002/06

日本原子力研究所は、国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動の一環として、中心ソレノイド・モデル・コイル(CSMC)及びCSインサート・コイル(CSIC)の通電実験を行った。その結果、CSICの圧力損失が通電時に減少することや結合損失が電流値に依存することが観測された。これらの原因は、電磁力によってジャケット内部で超伝導撚線が圧縮変形して、新たに流路ができたことや、撚線部の変形により素線間の接触抵抗が変化したことが考えられるので、本論文ではこれらを定量的に説明することを試みた。その結果、電磁力によって撚線が約1.3mm変形すると実験と同様に圧力損失が低下することがわかった。また、圧力損失の検討結果等から導体の結合時定数を電磁力の関数として評価しCSICの結果損失を計算した。その結果、計算値は測定値とほぼ一致し、電磁力の影響を定量的に説明できた。

報告書

TF insert experiment log book; 2nd experiment of CS model coil

杉本 誠; 礒野 高明; 松井 邦浩; 布谷 嘉彦; 堤 史明*; 田宮 忠俊*; 押切 雅幸*; 若林 宏*; 奥野 清; 辻 博史

JAERI-Tech 2001-085, 104 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-085.pdf:4.64MB

CSモデル・コイルの第2回実験が2001年8月より開始した。第2回目の実験では、CSモデル・コイルの内側にTFインサート・コイルを設置し、実験を行った。CSモデル・コイルとTFインサート・コイルの予冷は同年8月20日から開始して、約1ヶ月を費やした。その後直ちに9月17日より通電試験を行った。同年10月19日に通電試験を完了した。この間、実験番号は88を数え、収集したデータはバイナリ形式で4GBに達した。本報告書は5週間にわたる実験のログ(日誌)とそのリストを集めたデータベースである。

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