Yoshito ITO
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更新情報
第13回
プルトニウム燃焼高温ガス炉の燃料設計及び炉心核熱設計
著者:
後藤 実,Minoru GOTO,稲葉 良知,Yoshitomo INABA,深谷 裕司,Yuji FUKAYA,植田 祥平,Shohei UETA,相原 純,Jun AIHARA,橘 幸男,Yukio TACHIBANA,國富 一彦,Kazuhiko KUNITOMI
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Coated fuel particle High burn-up HTGR Plutonium burner YSZ ZrC
後藤 実,Minoru GOTO,稲葉 良知,Yoshitomo INABA,深谷 裕司,Yuji FUKAYA,植田 祥平,Shohei UETA,相原 純,Jun AIHARA,橘 幸男,Yukio TACHIBANA,國富 一彦,Kazuhiko KUNITOMI
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Coated fuel particle High burn-up HTGR Plutonium burner YSZ ZrC
A concept of a plutonium burner HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) with a high nuclear proliferation resistance has been proposed by Japan Atomic Energy Agency. In addition to the high nuclear proliferation resistance, in order to attain the high burn-up, we propose to introduce a PuO2-YSZ (Yttria Stabilized Zirconia) fuel kernel with ZrC coating to the plutonium burner HTGR. In this study, we conduct design of the coated fuel particle and of the reactor core to confirm the feasibility of the plut...
英字タイトル:
Design Study on Fuel and Reactor Core for Plutonium Burner High Temperature Gas-cooled Reactor
英字タイトル:
Design Study on Fuel and Reactor Core for Plutonium Burner High Temperature Gas-cooled Reactor
論文
流動加速腐食による配管減肉に関する研究 (旋回流とオリフィス偏心の組み合わせ効果による物質輸送現象)
著者:
高野 剛,Tsuyoshi TAKANO,山縣 貴幸,Takayuki YAMAGATA,伊藤 嘉人,Yoshito ITO,藤澤 延行,Nobuyuki FUJISAWA
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Flow accelerated corrosion Mass transfer Nuclear power generation Orifice Pipe-wall thinning Swirling flow
高野 剛,Tsuyoshi TAKANO,山縣 貴幸,Takayuki YAMAGATA,伊藤 嘉人,Yoshito ITO,藤澤 延行,Nobuyuki FUJISAWA
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Flow accelerated corrosion Mass transfer Nuclear power generation Orifice Pipe-wall thinning Swirling flow
In this paper, pipe-wall thinning phenomenon behind an orifice in a circular pipe is studied by measuring the mass transfer coefficient along the pipe wall by naphthalene sublimation method. An attention is placed on the asymmetrical pipe-wall thinning phenomenon behind an orifice under the influence of swirling flow and allowable orifice bias. The present measurement indicates that the mass transfer coefficient becomes asymmetric about the pipe axis behind the orifice in certain combinations of swirl...
英字タイトル:
Investigation on Pipe-wall Thinning by Flow-accelerated Corrosion (Mass Transfer Phenomenon by Combined Effect of Swirling Flow and Orifice Bias)
英字タイトル:
Investigation on Pipe-wall Thinning by Flow-accelerated Corrosion (Mass Transfer Phenomenon by Combined Effect of Swirling Flow and Orifice Bias)
特集記事
特集記事「高温ガス炉」（７） 世界の高温ガス炉開発の動向、国際協力及び国際戦略
著者:
西原 哲夫,Tetsuo NISHIHARA,柴田 大受,Taiju SHIBATA,稲葉 良知,Yoshitomo INABA
発刊日:
公開日:
西原 哲夫,Tetsuo NISHIHARA,柴田 大受,Taiju SHIBATA,稲葉 良知,Yoshitomo INABA
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高温ガス炉の開発は 1960年代前半に米国、ドイツで始まった。日本では、当時の日本原子力研究所において 1969年に新たな原子力プロジェクトとして、発電のみならず、製鉄や化学工業用の熱源としても利用可能な多目的高温ガス炉の研究開発が開始された。当時は、ドイツのユーリッヒ研究所や米国の原子力規制委員会、エネルギー省等と協力しつつ研究開発を進め、1991年から HTTRの建設が始まった。 HTTRの建設及び運転保守を通して、日本独自の高温ガス炉技術を蓄積し、現在は日本の高温ガス炉技術の国際展開・国際標準化を目指した協力を進めている。本稿では、世界の高温ガス炉開発の現状について紹介し、それらの国と原子力機構が進めている協力について説明する。最後に、これらの協力を通した日本の高温ガス炉技術の国際展開の考えを示す。...
第10回
鋳造ステンレス鋼配管溶接部における軸方向き裂の 大型振動子探触子による超音波探傷試験とシミュレーション解析
著者:
西川 嘉人,Yoshito NISHIKAWA,石田 仁志,Hitoshi ISHIDA
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Big-size Ultrasonic Probe Cast Stainless Steel Fatigue Crack Finite Element Method (FEM) Main Coolant Pipe Ultrasonic Propagation Simulation Ultrasonic testing
西川 嘉人,Yoshito NISHIKAWA,石田 仁志,Hitoshi ISHIDA
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キーワードタグ:
Big-size Ultrasonic Probe Cast Stainless Steel Fatigue Crack Finite Element Method (FEM) Main Coolant Pipe Ultrasonic Propagation Simulation Ultrasonic testing
Ultrasonic testing is difficult for cast stainless steel which is used as the material of main coolant pipes in pressurized water reactors, because of the ultrasonic scattering by the huge grain of the material. Therefore we performed ultrasonic testing for the axial fatigue crack on welding area in the test piece of the cast stainless pipe, using the double big-size ultrasonic probes which we developed. And we simulated the ultrasonic beam behavior using finite element ultrasonic propagation simulatio...
英字タイトル:
Ultrasonic testing and simulation analysis by the large aperture transducer for axial crack in cast stainless steel pipe weld
英字タイトル:
Ultrasonic testing and simulation analysis by the large aperture transducer for axial crack in cast stainless steel pipe weld
１. ストレステスト導入の経緯と実施状況1.1 ストレステスト導入の経緯政府から、平成23年7月11日に、「我が国原子力発電所の安全性の確認について（ストレステストを参考にした安全評価の導入等）」が公表され、それを受け、原子力安全・保安院から7月22日に電力事業者に対し、福島第一原子力発電所事故を踏まえた、安全性に関する総合評価（ストレステスト）を指示された。1.2 ストレステストの内容ストレステストでは、原子力発電所が想定を超える地震や津波等に襲われた場合を想定し、安全上重要な施設や機器等がどの程度......