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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。

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

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

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

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。

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。

報告書

多目的高温ガス実験炉設備設計の概要; 詳細設計(II)に基づく

多目的高温ガス実験炉設計室

JAERI-M 84-210, 221 Pages, 1984/12

JAERI-M-84-210.pdf:11.06MB

本書は、昭和59年3月に終了した最新の設計である詳細設計(II)に基づいて、多目的高温ガス実験炉の設備設計を「原子炉設置許可申請書 添付書類ハ」の形式にまとめたものである。詳細設計(II)は、原子炉熱出力50MW、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$C等を基本条件とするプラント全体設計であり、安全性の妥当性も安全解析によって確認されている。本設計のプラント系統・安全計画に関しては、安全設計の方針、安全設計上の要求とその適合のための設計方針、耐震設計並びにプラント配置としてまとめる。さらに、実験炉を構成する系統・設備については、設計の方針、主要仕様、主要設備の順に記述する。

報告書

Reactor Engineering Department Annual Report; April 1,1983-March 31,1984

松浦 祥次郎*

JAERI-M 84-138, 246 Pages, 1984/08

JAERI-M-84-138.pdf:7.07MB

昭和58年度における原子炉工学部の研究活動状況をまとめた。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析核融合ニュートロニクス、遮断、原子炉計装、炉制御と異常診断、保障措置、及び炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べる。 炉工年報編集委員会(58年度)松浦祥次郎、中原康明、西村秀夫、大部誠、西田雄彦、秋野藤義、寺田博海、島崎潤也、長谷川明、前川洋、吉原文夫

報告書

Evaluation of Advanced Two-Phase Flow Instrumentation in SCTF Core-I

岩村 公道; 傍島 真; 刑部 真弘; 大貫 晃; 阿部 豊; 数土 幸夫; 安達 公道

JAERI-M 84-065, 146 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-065.pdf:3.51MB

平板炉心試験装置には、加圧水型原子炉で想定される冷却材喪失事故時のブローダウン終期、再浸水および再冠水期間中における原子炉圧力容器内の熱水力学的挙動を測定するため、米国原子力規制委員会より新型ニ相流計測器が提供されている。本報は、これら計測器から得られたデータの評価結果について報告する。主要な結論は以下の通りである。(1)スプールピース、ガンマ線密度計、ビデオオプティカルプローブは正常に作動し、解析に寄与した。(2)タービンメータ、インピーダンスプロープおよびフィルムプローブの一部からは、定性的に妥当とみなせる結果が得られた。(3)液位計(LLD)、液体分布グリッド(FDG)、インピーダンスプローブおよびフィルムプローブの大部分は、ハードケーブル故障のため正常に作動しなかった。

報告書

Reactor Engineering Department Annual Report; April 1,1982-March 31,1983

松浦 祥次郎

JAERI-M 83-129, 246 Pages, 1983/09

JAERI-M-83-129.pdf:6.95MB

昭和57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。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。さらに、57年度から保障措置に関する研究開発が当部において総合的に実施されることとなった。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、核融合ニュートロニクス、原子炉計装、制御と異常診断、保障措置技術、及び炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べる。

報告書

Reactor Engineering Division Annual Report(April 1,1981-March 31,1982)

原子炉工学部

JAERI-M 82-114, 197 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-114.pdf:5.13MB

昭和56年度の原子炉工学部研究活動状況をとりまとめた報告書である。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属冷却高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、遮蔽、原子炉計装、炉制御と異常診断、核融合炉技術、及び炉物に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べている。

報告書

Reactor Engineering Division Annual Report; April 1,1980-March 31,1981

原子炉工学部

JAERI-M 9672, 172 Pages, 1981/09

JAERI-M-9672.pdf:4.79MB

昭和55年度の原子炉工学部研究活動状況報告書である。原子炉工学部における研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、さらに動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連している。核データと群定数、炉理論コード開発、積分実験と解析、遮蔽、炉計装と核計装、炉制御と診断、核融合炉技術、および炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり、多くの成果を述べている。

論文

軽水炉安全性研究にかかわる二相流計測器の最近の開発状況

傍島 真

日本原子力学会誌, 23(11), p.820 - 828, 1981/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:24.86(Nuclear Science & Technology)

二相流計測器の必要性が安全性の実験研究の分野で高まりつつある。特にアメリカでは、NRCの委託のもとに、多くの有望な計測器が開発され、あるいは開発が進められつつある。ここではそれらの状況を広く紹介し、各計測器の基本原理や概要および現在の開発利用状況を解説した。実用段階に達している計測器やほぼそれに近いものは、我が国における研究への利用や、独自な開発への着手のために、多いに参考になろう。

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