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野口 悠人; 丸山 孝仁; 上野 健一; 小舞 正文; 武田 信和; 角舘 聡
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1291 - 1295, 2016/11
被引用回数:2 パーセンタイル:19.71(Nuclear Science & Technology)本論文ではITERブランケット遠隔保守機器のハンマー打撃試験について報告する。ITERではブランケット遠隔保守機器として軌道ビークル型を採用しており、円弧状の軌道を真空容器の赤道面に敷設し、数ヶ所のポートから強固に支持をとる構造となっている。ITER真空容器赤道ポートでの地震応答加速度スペクトルはピークが14Gに及ぶ過酷なものであり、ブランケット遠隔保守機器の構造健全性を示すためにはシステムの動的応答評価が不可欠である。今回、有限要素法による地震解析を検証するとともに実験的に減衰率を測定するため、ブランケット遠隔保守機器フルスケールモックアップのハンマー打撃試験による実験モーダル解析を実施した。打撃試験によりフルスケールモックアップの主要な垂直振動モードの固有周波数が7.5Hzであり減衰率が0.5%であることが得られた。大地震などの大振幅振動時にはより大きな構造減衰が予測されるものの、小振幅加振時の動的特性と有限要素法による弾性解析結果との一致を確認した。
小舞 正文
JNC TN9400 2001-075, 51 Pages, 2001/07
高速炉において、炉内の異常を早期に検地する手法の一つとして、炉内の音響の変化を監視し、その変化によって異常を検知する音響法がある。この音響法の特徴としては、音響信号が炉内の冷却材ナトリウム中を高速に伝播することから事象を即座に検知できること、音響検知器を炉心から離して置くことができること、同時に採取した複数の音響検知器の信号を用いて、相関処理などによって音源位置の絞り込みが可能なことが等が挙げられる。例えば、炉内流路閉塞による局所沸騰が発生した場合、ナトリウム中音響マイクロフォンを炉内に設置して音響信号を監視し、発生した沸騰音による音響信号の変化を検知することで炉内の異常を検知できると考えられる。本報告書は、音響法による異常検知を実現する上で重要なナトリウム中用音響マイクロフォンの基本的な音響特性を把握する為の水中特性試験の結果、及び検出精度向上の方策の検討結果をまとめたものである。音響マイクロフォンの水中特性試験に於は、正弦波等の基本波形の周波数特性、ナトリウム中での沸騰音を模擬したインパルス波応答、ホワイトノイズ波応答等の基本特性を取得し、音響マイクロフォンの水中での良好な特性を確認した。また検出精度向上の観点から、複数の音響信号等の信号処理技術によりS/Nを向上させることが有効であることを明らにした
小舞 正文; 大山 幸男*
JNC TN9400 2001-057, 36 Pages, 2001/03
高速実験炉「常陽」(以下「常陽」)では、炉内異常事象を応答性の早い核計装信号を用いて検出し、炉内異常を早期に検知する早期炉内異常検知技術の開発を進めている。例えば炉内流路閉塞等により気泡が発生した場合、高周波の反応度ゆらぎが発生するが、その応度ゆらぎを早期に検知するためには、核計装信号の微弱な変化をすばやく捉える必要がある。そのため通常時の核計装信号のバックグラウンド特性を予め把握することは重要である。「常陽」では、これまでに炉雑音測定試験により核計装信号ゆらぎのバックグラウンドデータを採取してきた。核計装信号の周波数スペクトルの特徴は、高周波になるにつれてスペクトル強度が低下するピンクノイズ形状であることがあげられる。そのため、炉内早期異常検知システムは、計測上のダイナミックレンジを確保しつつ高分解能のサンプリングビット分解能で核計装信号の変化を捉え、通常時のバックグラウンド特性との比較演算を高速に行うことが重要となる。本報告書では、核計装信号ゆらぎの特性についてまとめ、その特性を基にした異常検知システムの検討結果をまとめた。
小舞 正文
JNC TN9400 2000-062, 61 Pages, 2000/03
「常陽」では高速炉の固有安全性の実証を目的とした安全特性試験の実施に向けた研究を行っている。その一環としてフィードバック反応度の評価精度向上に関する検討を進めており、これまで高速炉炉心の過渡時のフィードバック反応度の一因となる炉心湾曲反応度を3次元体系で解析するシステムを整備した。本システムの解析精度向上のためには、湾曲量を実機で計測する必要があるが、現状では照射後試験(PIE)による静的な残留湾曲変位量しか計測できず、運転中における動的な湾曲量の計測手法の開発が望まれていた。そこで、炉心湾曲の量を原子炉運転中にオンラインで計測する手段として、超音波センサを用いた集合体頂部変位計測が考えられる。本報告書は、超音波による集合体頂部変位計測手法の開発について以下の項目をまとめたものである。・高温用超音波センサの特性試験・超音波センサの駆動部の検討・温度ゆらぎの影響等を確認するための炉外水中試験
小舞 正文; 大山 幸男*
JNC TN9400 2000-001, 42 Pages, 1999/12
核計装(線形出力系)は、応答性が早く、反応度変化をもたらすような炉内異常事象に対する早期検知法として有望視されている。一方、核出力を直接的に表す核計装信号は、定格運転時であっても一定の値を示さず常にゆらいでいる。そのため、核計装による炉内異常検知を行う上で、定格運転時(=正常時)の核計装ゆらぎ範囲を明確化することが重要である。これまでの炉雑音解析により、核計装ゆらぎの低周波成分は原子炉入口温度のゆらぎによるものであり、高周波成分は主に制御棒振動によるものであることが分かっているが、核計装の低周波成分と高周波成分の周波数スペクトルの分離が十分ではなく、核計装ゆらぎ範囲を精度よく把握する必要があった。そこで、核計装ゆらぎの範囲の明確化のために、まず低周波成分に着目し、原子炉入口温度と核出力との関係を原子炉支持板熱膨張時定数、温度計時定数等を用いて伝達関数によりモデル化を行い、定格運転時における核計装ゆらぎの実測値との比較を行った。その結果、核計装ゆらぎの低周波成分がよく一致し、原子炉入口温度変化と核出力変化の関係を明確化できた。このことにより、核計装ゆらぎから本手法を用いて低周波成分を除去することにより定常的に存在する高周波成分は分離でき、核計装のゆらぎ範囲を精度よく定量化可能であり、核計装を用いた反応度変化を伴う炉内異常事象に対する早期検知法の成立性の見通しが得られた。
鈴木 篤彦*; 唐沢 博一*; 塩山 勉*; 小舞 正文*
PNC TJ9164 98-006, 150 Pages, 1998/02
高速増殖炉原子炉内ナトリウム中において沸騰音を検出するための炉内音響検出計の成立性の評価のため、音源重量法を用いた解析コード(SOSUM)により、集合体内部及び炉心上部での音響伝播解析を行った。平成8年度は、解析モデルとして、燃料集合体・炉内構造物のモデル化を行い、炉心中心からの沸騰音等の異常音の炉内伝播状態について燃料集合体内とプレナム部の音響伝播の2段階に分けて解析を実施した。平成9年度は、燃料ピンの音響伝播への影響を確認するため、ワイヤをモデル化して集合体内部及び炉心上部での音響伝播を解析した。音響伝播解析では解析を合理化するため、双極子モデルを採用した。また、開口合成手法を用いて音源となっている燃料集合体位置を同定する手法についても検討を行った。本解析結果により、燃料ピンに巻かれたワイヤーの音響伝播への影響は最大6%程度と小さいことが分かった。また、開口合成による音源燃料集合体位置の同定では4点程度の計測点があれば十分同定が可能であることが分かった。
鈴木 健彦*; 唐沢 博一*; 塩山 勉*; 小舞 正文*
PNC TJ9164 97-014, 50 Pages, 1997/03
高速増殖炉原子炉内ナトリウム中において沸騰音を検出するための炉内音響検出計の成立性を評価するために、音源重畳法を用いた解析コード(SOSUM)を用いて解析を実施した。解析のモデルとして、燃料集合体・炉内構造物等のモデル化を行い、炉心中心からの沸騰音等の異常音の炉内伝播状態について、燃料集合体内中の音響伝播と燃料集合体からプレナム部音響計までの音響伝播の2段階に分けて解析を実施した。解析の手順としては、まず音源をパルス波とした場合の評価検討を行い、解析の妥当性を確認した後、実際の異常音に近いと思われる白色雑音を音源とした場合の音響伝播について解析を行い、音響検出計の成立性について評価・検討を行った。本解析結果により音波の減衰が1/25000であるものの、伝播により波形成分が保持されることから炉内音響計の実現が期待できることが分かった。
小舞 正文*; 佐藤 孝男*; 唐沢 博一*; 若松 光夫*; 小川 不二雄*
PNC TJ9164 97-004, 40 Pages, 1997/03
高速炉の供用期間中検査に関する技術開発の一環として、原子炉運転中の炉心の挙動を超音波技術によって観測する炉内検査装置について、以下の検討を行った。・集合体上部の温度ゆらぎの影響を考慮し、炉内検査装置の超音波センサによる集合体頂部の変位計測方法を検討し、超音波センサ配置の最適化検討を行った。・集合体上部の温度ゆらぎの影響及び集合体の頂部の変位計測性能を評価するための炉外水中試験装置の基本構成及び試験条件の検討を行った。・炉内検査装置の超音波センサの配置検討結果に基づき、超音波センサの炉内照射試験の照射条件の見直しを行い、必要な照射量や照射位置の検討を行った。
唐沢 博一*; 塩山 勉*; 小舞 正文*
PNC TJ9164 96-018, 48 Pages, 1996/03
高速炉の炉内で発生した異常を早期に検出する手段の一つとして,音響法が考えられる。本作業は,この炉内異常を検出するために,高速炉の炉内ナトリウム中で連続使用可能な,検出感度に優れた高温用音響検出マイクロホンの開発に必要なデータを採取することを目的としている。本作業では,既存の高温用音響検出器について,音響特性を把握するとともに,X線撮影により,マイクロホンの内部構造,素子の形状,及び固定方法等を確認した。また,以上の結果から既存の音響検出器の構造,材料及び耐環境性等の性能確認を行い,今後の開発上の問題点を検討した。
唐沢 博一*; 小川 不二雄*; 佐藤 孝男*; 泉 守*; 小舞 正文*
PNC TJ9164 96-013, 62 Pages, 1996/03
高速炉の供用期間中検査に関する技術開発の一環として,原子炉運転中の炉心の挙動を超音波技術によって観測する炉内検査装置について,以下の検討を行った。・照射試験用の超音波センサを試作するとともに,その性能試験を行い,500までの耐熱性を確認した。・炉内検査装置の駆動部,ケーブル,コネクタ等の仕様を検討し,「常陽」の実機条件を考慮して取扱可能な装置の構造概念を明らかにした。・照射試験を行う場合の照射条件を検討し,必要な照射量や照射位置を明らかにするとともに,燃料ラック内のサーベイランスリグで照射試験が可能であることを確認した。
平林 勝; 大高 雅彦; 荒 邦章; 榎本 光広*; 小舞 正文*; 大田 裕之*
no journal, ,
高速炉の炉内Na中で長期間使用できる新型電磁流量計の開発を行っている。新型電磁流量計は、低流速時には電磁力の影響で部分的に流速分布に歪が生じる可能性がある。電磁力が流速分布に与える影響を詳細に評価するには、この流速分布を計測する必要がある。そこで、流速分布の計測手法として電磁場の影響を受けない超音波伝搬時間差方式を検討し、Na実流による試験の前に、水流動試験により性能を評価した。その結果、Na実流試験での計測範囲において、十分な直線性を有していること、及び分解能の目標値(0.1m/s以下)を満足できることを確認した。
石川 高史; 川原 啓孝; 山下 卓哉; 田川 明広; 小舞 正文*
no journal, ,
ナトリウム(Na)冷却型高速炉は冷却材が不透明であることから、USVをNa中構造物の検査に適用するための技術開発が進められている。本試験で使用したUSVは、2次元配列された圧電素子から画像化対象に対して超音波を発・受信し、得られる反射波の信号を開口合成処理することにより超音波信号値の分布データを取得する。この信号値は反射物のある位置で大きくなることから、強度が最大となるポイント及びその時の超音波伝搬時間より等高線図を作成できる。高速実験炉「常陽」炉心頂部モックアップ体の水中観察試験を実施し、燃料ピンバンドル頂部を観察することで、USVの高速炉への適用性を検討した。
丸山 孝仁; 野口 悠人; 小舞 正文; 武田 信和; 角舘 聡
no journal, ,
国際熱核融合実験炉(ITER)では、放射線環境下で重量物(最大4.5トン)の高精度ハンドリングを行うため、保守ロボットが不可欠である。保守ロボットの故障に対応するリカバリー設計は、人間が近づけない環境下で作業するロボットにとって必須である。故障リカバリー設計では、故障事象について故障モード影響解析(FMECA)を実施し、故障モード分類、故障確率と影響度を評価した。この評価結果に基づいて、発生確率の高い故障事象のひとつであるモータ位置センサ(レゾルバ)の故障については、これまでの故障リカバリ設計であるレスキュー機器導入法をレスキュー機器自体の故障や多重故障の観点から見直し、レスキュー機器の容器内導入が不要な自己リカバリー可能なレスキュー技術を考案した。本報では、故障設計の考え方、レスキュー機器導入法の問題点とこれを解決する自己リカバリレスキュー技術の設計・検証試験について報告する。
小舞 正文; 安斉 克則; 野口 悠人; 齋藤 真貴子; 丸山 孝仁; 武田 信和; 角舘 聡
no journal, ,
現在建設中の国際熱核融合実験炉ITERでは、放射線環境(250Gy/hr)のため完全遠隔による炉内保守が必要となっている。原子力機構はブランケット遠隔保守ロボットの調達に向けて、保守ロボットに用いる耐放射線性機器の開発・統合試験を進めている。本発表では耐放射線性機器開発の最新状況について報告する。
野口 悠人; 丸山 孝仁; 小舞 正文; 武田 信和; 角舘 聡
no journal, ,
ITER真空容器内ではDT運転後に250Gy/hrの線線量率が予測され人間のアクセスが不可能なため、遠隔での真空容器内機器保守が計画されている。ITER遠隔保守機器のうち、日本極が調達を担当するブランケット遠隔保守機器の主要機器に関わる製作契約が2015年2月に結ばれ、現在製作設計が進められている。本講演では、製作設計の仕様明確化のために特に優先度の高い重要な保守技術である(1)地震解析に基づく構造最適化設計、(2)配管溶接切断等のためのツール開発、(3)ACサーボモータ等の耐放射線性機器開発について報告する。
武田 信和; 野口 悠人; 丸山 孝仁; 井上 隆一; 小舞 正文; 小坂 広; 谷川 尚; 角舘 聡
no journal, ,
一般に核融合装置では、核融合反応による中性子によって放射化された構造物からの線のために、作業者による直接保守を避けるため、遠隔保守が要求される。核融合装置において遠隔保守ロボットが初めて用いられたのは、欧州各国による国際協力で英国に建設されたJoint European Torus (JET)においてである。JETで用いられたのは、搬出入口から多関節のアームを挿入するブーム式と呼ばれる方式である。この方式ではアームは搬出入口付近から片持ち支持されることになるため、取り扱える重量は比較的軽く、JETでは300kgである。一方、国際協力で核融合実験装置の建設を進めているITERでは、異なる方式を用いて保守を行うことを予定している。その他、現在改修中の日本の核融合装置であるJT-60SAでも遠隔保守が検討されている。本報では、ITERにおける遠隔保守ロボットについて概説し、その現状を報告する。