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論文

Development of laser instrumentation devices for inner wall of high temperature piping system

西村 昭彦; 古澤 彰憲; 竹仲 佑介*

AIP Conference Proceedings 2033, p.080002_1 - 080002_5, 2018/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.06

伝熱管内壁の検査補修技術として光ファイバイメージスコープとレーザー溶接技術を組み合わせた保守保全装置の開発を行ってきた。ファイバスコープによる観察、レーザー肉盛り加工補修、コノプローブ計測など主要な技術について報告する。本技術は高速炉配管への適用を計画している。本会議では、高速炉2次系配管と構造的に共通要素が多い太陽熱発電プラントへの適用を提案する。本技術は、高繰り返し熱負荷と溶融塩腐食にさらされる太陽熱発電プラントの保守保全に有用である。

論文

Development of instrumentation and control systems for the ITER diagnostic systems in JADA

山本 剛史; 橋本 慰登*; 北澤 真一; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 杉江 達夫; 小川 宏明; 竹内 正樹; 河野 康則; 伊丹 潔

Fusion Engineering and Design, 96-97, p.1012 - 1016, 2015/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:40.75(Nuclear Science & Technology)

日本国内機関では、ITER計画において6種類のプラズマ計測装置の調達を担当している。原子力機構では、ITER標準ソフトウェアを用いて、統括制御機能、シーケンス制御管理機能及びデータ収集機能を含むITER計測装置用計装制御システムを開発した。統括制御機能は、センサーの健全性検査、計測条件の設定及び計測条件間の一貫性検査といった計測のための内部処理を管理する。我々は、Python言語を用いてフローチャートからEPICS(Experimental Physics and Industrial Control System)のコードを生成するツール及びシーケンス制御管理機能を開発した。EPICSは、運転手順のトリガー及び進行を示すために使用される。シーケンス制御管理機能は、EPICSを用いてプラント状態の変化を監視することにより、運転手順の進行を管理する。EPICSと運転手順の関連付けは、上記ツールにより自動的に行われる。我々は、熱電対計測システムに関して、上記の計装制御システムの性能を検証した。また、さらに複雑な計測装置向けに本設計を適用していく予定である。

報告書

JMTR計測用配管水漏れ調査報告書

JMTR計測用配管水漏れ調査検討委員会

JAERI-Review 2003-014, 117 Pages, 2003/03

JAERI-Review-2003-014.pdf:27.62MB

日本原子力研究所大洗研究所材料試験炉(JMTR)において、平成14年12月6日に、漏水検知器の警報が発報し、平成14年12月10日、一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管に水漏れが確認された。日本原子力研究所では、所内外の専門家から構成する「JMTR計測用配管水漏れ調査検討委員会」を平成14年12月16日に設置して、平成15年1月6日までに公開による委員会を3回開催し、水漏れ発生の原因と対策及び安全管理への取組みについて検討を行った。本報告書は水漏れ発生の原因と対策及び安全管理への取組みについて取りまとめたものである。

論文

Overview of recent development on irradiation technique for the JMTR

小森 芳廣; 松井 義典; 板橋 行夫; 山浦 高幸; 長尾 美春

KAERI/GP-195/2002, p.59 - 69, 2002/00

材料試験炉部では、JMTRの照射能力を向上させ原子炉燃料,材料の照射研究の進展に対応すべく、照射技術,照射設備の開発を継続的に行っている。本報告は最近の照射技術開発の概要をまとめたものである。国内の軽水炉の長寿命化に対応して照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に関する二つの大きな研究プロジェクトによる照射試験が2002年から計画され、このための照射試験設備の設計,製作,設置が、JMTR照射技術における過去5年間の主要かつ緊急の開発項目であった。1998年から同照射試験設備の設計検討を開始し、2002年3月に設置を終了し照射試験を開始した。この間、照射基礎研究等に対しては、照射温度測定のための新型モニタ,照射済み燃料棒への二重再計装技術,均一照射キャプセル等の開発を進め、照射利用に供した。

論文

Present status of the innovative basic research on high-temperature engineering using the HTTR

数土 幸夫; 星屋 泰二; 石原 正博; 柴田 大受; 石野 栞*; 寺井 隆幸*; 奥 達雄*; 本橋 嘉信*; 田川 精一*; 勝村 庸介*; et al.

Proceedings of OECD/NEA 2nd Information Exchange Meeting on Basic Studies in the Field of High-temperature Engineering, p.39 - 50, 2001/00

原研では、高温における照射によって、従来は実現できなかった新素材の創製,新しい化学反応プロセスの開発,炉内計測技術開発等を目指した高温工学に関する先端的基礎研究を進めている。本発表では、これまでの予備試験結果として、(1)新素材・材料開発(高温高性能SiC半導体の中性子転換ドーピング,高温酸化物超電導体の照射改質,耐熱型炭素・SiC系複合材料の機構解明),(2)高温放射線化学(高温放射線場の特異反応等),(3)高温炉内計装技術開発(耐熱・耐放射線光ファイバ)に関する最近の成果概要を総括するとともに、HTTR照射試験に向けての国際協力を視野にいれた今後の計画を報告する。

論文

Instrumentation and control system of the HTTR

齋藤 賢司; 本間 史隆; 尾又 徹; 青野 哲也; 川路 さとし; 川崎 幸三; 伊与久 達夫

Proceedings of International Topical Meeting on Nuclear Plant Instrumentation, Controls, and Human-Machine Interface Technologies (NPIC&HMIT 2000) (CD-ROM), 8 Pages, 2000/00

HTTR(高温工学試験研究炉)は熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が最高950$$^{circ}C$$高温ガス炉であり、1999年9月から出力上昇試験を行っている。HTTRの計測制御系は、計装系、制御系、安全保護系から成り立ち、原子炉を安全に運転するために高い信頼性が要求されている。本報告では、HTTRの計測制御系の設計について述べるとともに、系統別・総合機能試験、出力上昇試験で得られた計測制御系の特性試験の試験結果について発表する。

論文

HTTR(高温工学試験研究炉)系統別・総合機能試験

田中 利幸; 大久保 実; 伊与久 達夫; 國富 一彦; 竹田 武司; 坂場 成昭; 齋藤 賢司

日本原子力学会誌, 41(6), p.686 - 698, 1999/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:36.04(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所では、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温工学に関する先端的基礎研究の実施を主目的として、HTTR(高温工学試験研究炉)の建設が進められている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850$$^{circ}$$C、高温試験運転時950$$^{circ}$$Cの黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉で、燃料・材料等の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。HTTRでは、プラントを構成する全設備が燃料を装荷できる状態に仕上がっていることを確認するため系統別・総合機能試験を実施した。試験項目の選定に当たっては、本試験が計測制御系統施設を本格的に使用し、正規の操作手順で実施する最初の起動・運転であること、将来高温ガス炉開発のためのデータ取得を行うこと等を考慮した。試験は、1996年10月から1998年4月に渡り、この期間に4回に分けて実施した。試験期間は延べ8ヶ月である。本報では、系統別・総合機能試験における主な試験項目とその結果について述べる。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1997 - March 31, 1998

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 98-022, 265 Pages, 1998/11

JAERI-Review-98-022.pdf:12.29MB

本報告は、平成9年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、世界最強の自由電子レーザーの発振に成功したこと、及びPWRの設計基準事象における炉心の熱的健全性を実証したことである。また、原子炉工学部では、基礎基盤研究として将来型軽水炉の概念設計、核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。さらに、高温ガス炉、核融合等の日本原子力研究所プロジェクト研究及び動力炉・核燃料開発事業団の高速炉研究への協力も推進している。本報告では、原子炉工学部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

報告書

Reactor engineering department annual report; April 1, 1996 - March 31, 1997

原子炉工学部

JAERI-Review 97-011, 338 Pages, 1997/10

JAERI-Review-97-011.pdf:11.71MB

本報告は、平成8年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計及び協力な中性子源を建設し新たな中性子科学研究を展開するための大強度線形陽子加速器の開発である。また、原子炉工学部では、基礎基盤研究として核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。さらに、高温ガス炉、核融合等の日本原子力研究所プロジェクト研究及び動力炉・核燃料開発事業団の高速炉研究への協力も推進している。本研究では、原子炉工学部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1995-March 31, 1996

原子炉工学部

JAERI-Review 96-012, 292 Pages, 1996/09

JAERI-Review-96-012.pdf:9.91MB

本報告は、平成7年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計及びTRU消滅処理等への工学的応用を目的とする大強度陽子線形加速器の開発である。さらに原子炉工学部では、基礎基盤研究として核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。また、高温ガス炉、核融合等の原研プロジェクト研究及び動燃事業団の高速炉研究への協力も推進している。本報告書では、原子炉工学部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

報告書

高温工学試験研究炉の広領域中性子検出器の中性子応答特性

村田 勲; 山下 清信; 新藤 隆一; 塩沢 周策; 竹村 守雄*

JAERI-Tech 95-036, 101 Pages, 1995/07

JAERI-Tech-95-036.pdf:2.46MB

HTTRでは、中性子計装として固定反射体内に広領域系を圧力容器の外側に出力領域系をそれぞれ設置する。このうち、広領域中性子検出器は、30%出力までの計測をカバーすることとなっているが、定格運転時においても検出器を炉外に取り出さないため、100%出力運転時でも検出器がその健全性を保てることを示す必要がある。また、この検出器は、原子炉の未臨界の確認のためにも使用されるため、低温未臨界時に所定レベル以上の計数率を確保できることを確認する必要がある。本検討では、この確認計算をモンテカルロコードと2次元輸送計算コードによる重ね合わせ法を用いた相対解析により、さらに3次元モンテカルロコードによる絶対値計算により実施した。その結果、天然ほう素濃度約1.7~1.9wt%の吸収体を中性子検出器外側に巻き付けることで、低温未臨界時には未臨界の確認のために必要な3CPS以上の計数が得られかつ定格運転時でも中性子検出器の健全性を保つことができることがわかった。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1993$$sim$$March 31, 1994

原子炉工学部

JAERI-Review 94-009, 333 Pages, 1994/11

JAERI-Review-94-009.pdf:10.37MB

本報告は、平成5年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計、及びTRU消滅処理等への工学的応用を図るための大強度陽子線形加速器の開発である。原子炉工学部では、基礎基盤研究として、核データと群定数、炉理論並びにコード開発、炉物理実験並びに解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、及び炉工学施設・加速器施設並びに伝熱流動実験施設等の技術開発を行っている。また、高温ガス炉及び核融合等の原研全体の研究活動や、動燃事業団との高速炉の共同研究も推進している。本報告では、原子炉工学部が組織する各種研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

報告書

FPガス圧力計再計装技術の開発,II; 遠隔操作による溶接組立技術

大島 邦男; 清水 道雄; 田山 義伸; 松本 正勝; 河村 弘; 石井 忠彦; 相沢 静男; 中川 哲也; 佐藤 均; 酒井 陽之

JAERI-M 93-206, 48 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-206.pdf:2.31MB

JMTRでは、1985年からFPガス圧力計再計装技術の開発を開始して以来、再計装機器の設計・製作及びその炉内性能試験、ホットセル内での照射済燃料棒と再計装機器との組立技術及びキャプセルへの挿入技術の開発を行ってきた。1990年には、これらの技術により軽水炉で照射された2本の燃料棒にそれぞれ再計装機器を計装し、JMTRで出力急昇試験を実施した。この結果、FPガス圧力計は、燃料棒の出力変動に伴う内圧変化を連続して測定し、所期の目的を達成した。現在、JMTRにおいて本技術を用いたFPガス圧力計再計装燃料棒での出力急昇試験が進められている。本報告では、これらの技術開発全体の概要を述べるとともに、ホットセル内での遠隔操作による燃料棒と再計装機器との溶接組立技術の開発について詳細に述べる。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1992 $$sim$$ March 31, 1993

原子炉工学部

JAERI-M 93-181, 247 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-181.pdf:7.72MB

本報告は、平成4年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。原子炉工学部において、まとまった規模で行なわれた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究及び、動燃事業団との高速炉の共同研究も進めた。さらに、本報告は、炉物理に関する研究委員会活動もとりまとめた。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1991 $$sim$$ March 31, 1992

原子炉工学部

JAERI-M 92-125, 259 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-125.pdf:8.22MB

本報告は、平成3年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。原子炉工学部において、まとまった規模で行われた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装・原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究及び、動燃事業団との高速炉の共同研究も進めた。さらに、本報告は、炉物理に関する研究委員会活動もとりまとめた。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1990 $$sim$$ March 31, 1991

原子炉工学部

JAERI-M 91-138, 262 Pages, 1991/09

JAERI-M-91-138.pdf:7.08MB

平成2年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部において、まとまった規模で行われた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究も含まれている。さらに、動燃事業団との高速炉の共同研究も進められた。炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1989 $$sim$$ March 31, 1990

原子炉工学部

JAERI-M 90-149, 330 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-149.pdf:9.32MB

平成元年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部の主要な活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論コード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究も含まれている。さらに、動燃事業団との高速炉の共同研究も進められた。炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。

報告書

Reactor Engineering Department annual report, April 1,1988 - March 31,1989

原子炉工学部

JAERI-M 89-128, 257 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-128.pdf:6.94MB

昭和63年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部は、原研の諸プロジェクト-高温ガス炉および核融合炉-ならびに動燃事業団における高速炉の共同研究を促進している。また原子炉工学部の他の主要な活動は、高転換軽水炉の評価や新型炉概念設計研究である。原子炉工学に関する高エネルギー加速器の利用も既に着手している。さらに、本報告には、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理積分実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断および炉物理施設技術開発の様々な基礎研究の最新情報が含まれている。また、炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。

報告書

高温用核分裂計数管型電離箱の開発研究

若山 直昭

JAERI-M 85-193, 160 Pages, 1985/11

JAERI-M-85-193.pdf:5.06MB

多目的高温ガス炉など新型原子炉開発計画の一環として、極めて高性能でかつ600$$^{circ}$$Cでの使用に耐える高温核分裂計数管型電離箱を開発した。まず早い計数ガスと電極などの構造材料との関連において、電離箱のパルス出力性能と高温耐熱化の両立性を研究した。この結果、電離箱は94%アルゴン、5%窒素及び1%Heを混合した計数ガスと約78%のニッケル、16%のクロムを含む金属材料で電極及び構造金属部品を製作することにより、その両立性を得ることができた。また高温耐熱のメタルセラミック封着技術、高温においてスプリング等無しで電極等の熱膨張差を吸収できる電極保持構造などを開発し目標の核分裂計数管型電離箱を試作した。試作電離箱について各種の試験を行ない、出力パルス電流が1.5~2.6$$mu$$A、電荷収集時間43~100nsの高性能特性を有し、800$$^{circ}$$Cまで作動することを確認した。また600$$^{circ}$$Cで6.5$$times$$10$$^{1}$$$$^{8}$$ncm$$^{2}$$に照射試験に耐えまた3年余にわたる炉内実作動試験に耐えた。

論文

高温ガス炉計装制御設計の現状と課題

鈴木 勝男

NE-85-2, p.11 - 20, 1985/00

高温ガス炉の計装制御の現状と課題について述べた。まず、制御系については、FSV炉,THTR及びVHTRの制御系の機能要求,制御方法及び構成を概説し、各々の制御特性解析結果が良好であることを示した。核熱直接利用炉については、稼働率,運転制御及び安全性の観点から問題点を指摘した。次に、計装の現状と課題について、特にVHTRの核計装設計の観点から、高感度,耐ノイズ特性に優れた中性子検出器の開発が必要であることを述べた。また、実験炉の炉内計装用の熱電対の研究開発の現状と最近の熱雑音温度計についても簡単に言及した。

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