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矢野 康英; 小川 竜一郎; 山下 真一郎; 大塚 智史; 皆藤 威二; 赤坂 尚昭; 井上 賢紀; 吉武 庸光; 田中 健哉
Journal of Nuclear Materials, 419(1-3), p.305 - 309, 2011/12
被引用回数：20 パーセンタイル：81.43(Materials Science, Multidisciplinary)高速実験炉「常陽」のCMIR-6で照射したODS鋼被覆管のリング引張特性に及ぼす照射効果に関して調査を行った。照射条件範囲は、照射温度693
1108Kと照射量1633dpaであった。照射温度923K未満では強度特性に変化は見られなかったが、1023Kでは20%の強度低下が見られた。一方、照射後の一様伸びは、すべての照射条件で2%以上確保されていた。本照射条件範囲ではODS鋼被覆管は、一般的な11Crフェライト/マルテンサイト鋼であるPNC-FMS被覆管と比較しても優れた引張特性を維持していることが明らかになった。
齋藤 伸三*; 田中 隆一*; 久米 民和; 井上 登美夫*; 高橋 祥次*
原子力eye, 54(5), p.34 - 41, 2008/05
原子力利用の経済規模を、エネルギー利用と放射線利用に大別して評価を行った。原子力発電による経済規模を需要端において評価すると、原子力エネルギー利用の経済規模は約4兆7,400億円と算出された。一方、放射線利用については、工業,農業,医学・医療の分野における利用に分類して評価を行った。工業利用分野では照射設備,放射線計測機器,非破壊検査,放射線滅菌,高分子加工及び半導体加工等がある。半導体加工の放射線寄与率25%、ラジアルタイヤ加工の放射線寄与率4%として求めた工業利用の経済規模は約2兆3,000億円であった。農業分野における放射線利用経済規模は、照射利用が100億円、突然変異育種が2,500億円、アイソトープ利用・放射能分析が150億円と算出され、総額2,800億円と評価された。医学・医療分野の経済規模は、保険診療が1兆5,000億円、保険外診療が300億円で、合計1兆5,400億円と評価された。したがって、放射線利用の経済規模の総額は4兆1,100億円となった。この結果、原子力利用全体の経済規模は総額8兆8,500億円と求められた。
二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.
Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12
現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。
菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.
Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03
被引用回数：13 パーセンタイル：41.68(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。
土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02
被引用回数：1 パーセンタイル：9.94(Nuclear Science & Technology)JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。
井上 利彦; 小川 竜一郎; 赤坂 尚昭; 西野入 賢治
no journal, ,
日本原子力研究開発機構が高速炉用の被覆管として開発したPNC316材の照射試験を行い、短時間強度特性を評価したので報告する。照射試験は、高速実験炉「常陽」において、照射温度570730
C、中性子照射量は約25
10
n/m
(E
0.1MeV)の範囲で行った。引張強さは、これまで実施している約52010n/m(E0.1MeV)の試験結果と同等で、中性子照射量の増加に対しても低下は認められなかった。また、急速加熱強度(周応力と破裂温度の関係)は、高速原型炉で想定している使用制限値(周応力: 69MPa,破裂温度: 830C)よりも安全側に位置しており必要とする強度を満足していた。
西野入 賢治; 赤坂 尚昭; 小川 竜一郎; 井上 利彦
no journal, ,
高速炉において、徐熱能力低下事象(LOF事象)下の燃料被覆管の変形挙動や強度を評価することは安全上重要な評価項目である。LOF事象における第1次熱ピークでの被覆管挙動を評価するために急速加熱バースト試験を行った。供試材は高速実験炉「常陽」で照射されたPNC316鋼被覆管である。本報告では、急速加熱バースト試験技術と照射後試験結果を報告する。試験の結果、非照射材と比較すると照射材における破裂温度の著しい低下は認められなかった。
井上 利彦; 小川 竜一郎; 赤坂 尚昭; 西野入 賢治
no journal, ,
日本原子力研究開発機構が高速炉用被覆管として開発したPNC1520鋼を用いた照射試験(燃料ピン照射)を初めて行い、引張強度特性を評価したので報告する。照射試験は、高速実験炉「常陽」において、照射温度は400550C、中性子照射量は約1010n/m(E0.1MeV)までの範囲で行った。引張強度特性は、これまで実施している15Cr-20Ni鋼やPNC316鋼における試験結果と同等であった。また、試験温度400450Cでは、照射硬化による延性低下が認められた。本試験の結果、約1010n/m域までのPNC1520鋼を用いた燃料ピンの健全性を確認した。
井上 利彦; 小川 竜一郎; 赤坂 尚昭; 西野入 賢治
no journal, ,
日本原子力研究開発機構が高速炉用の燃料被覆管として開発したPNC1520鋼を用いた照射試験(燃料ピン照射)を集合体レベルで初めて行い、短時間強度特性として引張試験と急速加熱バースト試験を実施した結果を報告する。照射試験は、高速実験炉「常陽」において、照射温度400550C、中性子照射量は約1010n/m(E0.1MeV)までの範囲で行った。引張強さは、これまで高Ni材として実施した15Cr-20Ni鋼における約510n/m2010n/m(E0.1MeV)の試験結果と同等であった。急速加熱バースト特性では、15Cr-20Ni鋼と比較すると全試験応力下で破裂温度が低下する傾向を示した。
井上 利彦; 小川 竜一郎; 井上 賢紀; 吉武 庸光; 西野入 賢治
no journal, ,
FBRサイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)のなかの実証炉設計における「運転時の異常な過渡変化」事象(Loss of Flow(LOF):流量喪失事象,Transient Over Power(TOP):過渡過出力事象)等を模擬し、低昇温速度(0.1-10.0C/s)と周応力(50-200MPa)に対する急速加熱バースト試験を行い非照射燃料被覆管の破裂挙動を評価した。試験の結果、周応力50-200MPa下において昇温速度の低下とともに破裂温度が低下する傾向を示した。また、従来取得してきた昇温速度5.0C/sと比較すると、低昇温速度0.1C/sでは最大で約150C程度破裂温度が低下するなど低昇温速度域での熱過渡変化時における被覆管の変形特性の知見を初めて得た。
山下 真一郎; 矢野 康英; 小川 竜一郎; 井上 賢紀; 吉武 庸光
no journal, ,
実用化段階の高速炉では、経済性向上の観点から取出平均燃焼度約150GWd/t、冷却材出口温度約550Cを目標としている。このため、原子力機構では耐照射特性と高温強度特性に優れる酸化物分散強化型(以下、ODS)フェライト鋼被覆管の開発を進めており、「常陽」等の照射場を用いて実用化に必要な照射特性に関するデータ整備を進めている。原子力機構で開発を進めるODS鋼の基本組成は、Fe-0.13C-9Cr-2W-0.20Ti-0.35Y
O
のマルテンサイト系9Cr-ODS鋼とFe-0.03C-12Cr-2W-0.30Ti-0.23YOのフェライト系12Cr-ODS鋼の2種類があり、これまでに「常陽」の材料照射リグ(SVIR, CMIR)を用いて、410835Cの温度範囲で最大33.0dpaまでの照射試験データを取得してきている。これらのODS鋼に対する照射後試験として、金相組織観察,リング引張試験,硬さ測定,組織観察及び元素分析等の各種試験を実施し、「常陽」の照射条件範囲においては、機械的特性,組織安定性ともに照射に伴う著しい劣化は生じず、良好な耐照射性を有していることが示された。
林 長宏; 佐々木 新治; 益子 真一; 山県 一郎; 小川 竜一郎; 井上 賢紀; 山下 真一郎; 前田 宏治
no journal, ,
福島第一原子力発電所(以下、1F)では、東日本大震災に伴い、冷却機能の低下した使用済燃料プール(以下、SFP)を含む原子炉建屋に海水が注入された。本試験は海水を注入したSFPに保管されている燃料集合体の長期健全性評価に資するため、SFPの水質を模擬した溶液(以下、模擬SFP水)を調製し、使用済ジルカロイ-2燃料被覆管による浸漬試験を実施した。模擬SFP水浸漬前後における表面近傍の組織観察結果、浸漬試験による腐食の進行は認められず、浸漬試験による強度特性への有意な影響は確認されなかった。
関尾 佳弘; 山県 一郎; 山下 真一郎; 佐々木 新治; 小川 竜一郎; 益子 真一; 林 長宏; 井上 利彦; 井上 賢紀; 前田 宏治
no journal, ,
福島第一原子力発電所(以下、1F)では、東日本大震災発生に伴い、冷却機能の低下した使用済燃料プール(以下、SFP)を含む原子炉建屋内に一定期間のあいだ海水が注入された。本試験では、海水注入を経験した1FSFPに保管されている使用済燃料集合体の長期健全性評価に資するため、1FSFPの水質を模擬した溶液(以下、模擬SFP水)を調整し、この模擬SFP水環境下における使用済ジルカロイ-2燃料被覆管の浸漬試験を実施した。模擬SFP水浸漬前後の表面組織観察を実施した結果、模擬SFP水浸漬による腐食の進行は認められず、強度特性についても引張試験の結果から有意な低下は確認されなかった。
林 長宏; 佐々木 新治; 益子 真一*; 山県 一郎; 小川 竜一郎; 井上 賢紀; 山下 真一郎
no journal, ,
福島第一原子力発電所(以下、1F)では、東日本大震災に伴い、冷却機能の低下した使用済燃料プール(以下、SFP)を含む原子炉建屋に海水が注入された。本試験は海水を注入したSFPに保管されている燃料集合体の長期健全性評価に資するため、SFPの水質を模擬した溶液(以下、模擬SFP水)を調製し、使用済ジルカロイ-2燃料被覆管による浸漬試験を実施した。模擬SFP水浸漬前後における表面近傍の組織観察の結果、浸漬試験による腐食の進行は認められず、浸漬試験による強度特性への有意な影響は確認されなかった。
井上 博之*; 端 邦樹; 井出原 龍一*; 小嶋 崇夫*; 笠原 茂樹; 岩瀬 彰宏*; 上野 文義
no journal, ,
海水のラジオリシスでは、塩化物イオンに対して極めて少量である臭化物イオンが重要な働きを示すということがこれまでに示唆されている。これは臭化物イオンと水分解ラジカルとの反応によって過酸化水素等の酸化種の生成量が変化するためであると考えられる。本研究ではこのラジオリシス現象の変化が腐食に与える影響について調べるため、NaCl及びNaBrを含む水溶液に
線照射した際のSQV2A鋼の放射線腐食速度を測定した。測定の結果、1mMのNaCl水溶液に0.1mMのNaBrを加えることで腐食速度が210倍程度加速されることが示された。本発表では特にpHに着目した測定結果について紹介する。
谷川 尚; 上野 健一; 井上 隆一; 武田 信和; 角舘 聡
no journal, ,
ITERに設置される遮蔽ブランケットは強制冷却用の流路を内蔵し、冷却水マニフォールドと接続される構造を有している。ブランケットの保守や交換時には、この冷却配管を遠隔操作によって溶接することが求められる。ブランケットはプラズマに面して設置され、厳しい熱および中性子負荷を受けるために、溶接部への経路はプラズマ対向面に開けられた小径の穴に限定される。このために、冷却配管の接続には内面からの溶接が必要である。これらの条件を満たす溶接ツールを開発するため、レーザおよびTIG溶接法を採用し、ツールヘッドを製作し、溶接試験を実施した。試験では、水平に配置した配管に対する全姿勢溶接を通して、溶接条件を調整した。さらに、切断後の配管と新しい配管との再溶接試験も行った。試験結果に基づき、開発したレーザおよびTIG溶接ツールヘッドについて、配管の内面溶接への適用性を遠隔技術の観点から比較検討した。
上野 健一; 谷川 尚; 野口 悠人; 井上 隆一; 安斉 克則; 椛澤 稔; 武田 信和; 角舘 聡
no journal, ,
ITERブランケットには冷却配管が設置され、交換に際しては専用のツールを用いて冷却配管切断、溶接を行う計画である。配管切断に際してはダスト等の発生を無くすこと。再溶接が可能な切断面を得ることが設計条件となっている。これらの条件を満足するためにスウェッジカッターを用いた配管切断ツールの試作し、模擬配管切断試験を実施した。その結果、ダスト発生が無く配管を切断できること、さらに溶接に適した切断面が得られることを確認した。冷却配管溶接に際しては、開先位置合わせ要求精度の緩和、溶接用レーザー光学系へのスパッタ付着による繰り返し使用回数の向上が求められ、レーザーを用いた溶接ツール開発と溶接条件の最適化を行った。その結果、スパッタ発生を低減しつつ、位置合わせ要求精度を緩和する条件を得た。また溶接用開先合わせツールの試作を行い、冷却配管を模擬した配管を用いて初期位置ズレに対する位置合わせ試験を実施し、目違い1.5mm、角度ズレ0.5度以下であれば、十分な開先位置合わせ精度を達成できる見通しを得た。実機に向けては、各ツール設置精度および動作時安定性の確保が共通課題である。
井上 隆一; 野口 悠人; 丸山 孝仁; 谷川 尚; 武田 信和; 角舘 聡
no journal, ,
ITER真空容器内に設置される約440個の第一壁はプラズマからの熱を除熱する機能を有し、定期交換を行う機器として位置付けられ、定期交換用の保守ロボットには、除熱用冷却配管の溶接・切断・検査が要求される。この要求を満足するために保守ロボットの一部である溶接・切断・検査ツールは、内径42mm、肉厚3mmの冷却配管に対し、配管の外側からのアクセスが構造上、困難なため配管内アクセス方式を主案にツール技術開発を進めている。本報では、ツールの調達仕様を明確にする重要な技術開発として、(1)レーザー溶接品質を左右する溶接開先部ギャップ計測・開先合わせ修正・溶接・溶接ビード観察の4つの機能を一つのツールで実施可能な溶接技術、(2)切断切粉の発生がなく再溶接可能な良質な切断面(表面あらさRa=5
m以下)となる機械的切断による再溶接技術について報告する。
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。
