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西村 昭彦; 竹仲 佑介*; 古澤 彰憲; 鳥本 和弘; 上田 雅司; 福田 直晃*; 平尾 一之*
E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 9(2), p.52 - 59, 2017/08
超短パルスレーザーによる点描加工を用いて耐熱FBGセンサを製作した。このFBGセンサは高温の産業プラントの熱管理に最適のセンサである。ここでは金属モールドの内部に耐熱FBGセンサを埋め込み、ナトリウム循環配管に設置した。配管にはナノサイズ銀粒子による接着を行った。ナトリウム循環配管はナトリウム取扱い技術高度化のための実証施設である。この施設では500度を超える高温ナトリウムを毎秒5メートルの流速で循環させることが可能である。耐熱FBGセンサは配管エルボに設置され、熱膨張を明確に検出できた。さらに、急激な冷却過程では配管の収縮過程を解明することができた。我々は、耐熱FBGセンサを用いることで高温産業プラントに対して先進的な遠隔からの熱管理が可能であることを提案する。
Mihalache, O.; 山口 智彦; 白濱 卓馬; 上田 雅司
Proceedings of 3rd International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST 2016) (Internet), 2 Pages, 2016/11
The adherence of sodium on the external surface of steam generator tubes of Fast Breeder Reactors (FBR) adds an additional level of complexity in the in-service inspection (ISI) of SGs using eddy current testing (ECT). The paper focusses on research and development of novel multi-frequency algorithms, based on ECT, special developed and tuned to enhance the signal from defects located on external SG tube surface and to suppress electromagnetic noise from the conductive sodium and SG support plates. The application of the method is investigated using both three-dimensional finite element (FEM) simulations and experimental measurements from SG tubes soaked and then drained of sodium, in a sodium tank mock-up.
古澤 彰憲; 西村 昭彦; 鳥本 和弘; 竹仲 佑介*; 外山 亮治*; 中本 裕之*
no journal, ,
本研究の目的は、配管のレーザー突き合わせ溶接部評価のための超音波ガイド波検査法の適用可能性を検証することである。まず、試験用配管を作成する。肉厚とレーザー出力を変化させ、高品質溶接、低品質溶接の2グループ作成し、それぞれ2種類の肉厚の突き合わせ溶接配管を用意する。次に、超音波ガイド波によるレーザー突き合わせ溶接部の評価実験を行う。実験には電磁超音波探触子(EMAT)を用いて、ねじりモードガイド波を励起させ、突き合わせ溶接部からの反射波を測定する。最後に、実験結果と超音波ガイド波検査法をレーザー突き合わせ溶接部の評価に適用するにあたって重要な点について議論する。溶接品質によって測定される超音波ガイド波の反射波の強度が大きく異なり、配管のレーザー突合せ溶接部の評価方法として超音波ガイド波を適用可能であることが明らかになった。
猿田 晃一; 山口 智彦; 上田 雅司
no journal, ,
In 2015 Japan Atomic Energy Agency has introduced a new facility to conduct a variety of research and development activities in a sodium environment at Tsuruga, Fukui-prefecture, where the demonstration of the prototype fast reactor Monju is ongoing since the achievement of the first criticality in 1994. This facility, named Sodium Engineering Research Facility (SERF), accommodates a large-scale and a small-scale sodium circulation loop system, glove boxes, and multipurpose test cells in a three-story building, occupying a 700-square-meter area. The primary missions of SERF are: to develop inspection and maintenance technologies for a sodium-cooled fast reactor, with an emphasis on improving the safety and reliability of the operation and the handling techniques for the sodium coolant; to provide fundamental understandings of phenomena observed in a severe accident; and to support the operation of Monju by providing solutions to technical problems and potential development needs. In this paper we present an overview of SERF and some of the research and development programs that are currently under consideration.
