加速器装置メンテナンスを安全に進める上での注意点と要領

小野 礼人; 高柳 智弘; 杉田 萌; 植野 智晶*; 堀野 光喜*; 山本 風海; 金正 倫計

JAEA-Technology 2021-044, 53 Pages, 2022/03

JAEA-Technology-2021-044.pdf:43.7MB

大強度陽子加速器施設(J-PARC)の3GeVシンクロトロン加速器には、1MWの大強度ビームを生成するために開発された電磁石用の電源装置が多数配置されている。これらの電源装置は、陽子ビームの軌道制御の要求に合わせて専用に開発されており、多種多様な出力波形の形式、定格仕様、更には異なる筐体のサイズや電源回路で構成されている。J-PARCは、運転を開始してから10年が経過し、経年劣化を原因とする故障から部品の交換や機器の更新の必要性が生じている。それら機器のトラブルを未然に防ぐことが出来れば、ユーザーの利用時間を計画通り確保でき、成果の最大化に資するとともに、さらには加速器を運用する運転員への負担を軽減することができる。メンテナンスとは、機器を正常な状態に保つことであり、メンテナンスによって故障個所や経年劣化部分を早期に発見して整備することにより、機器の寿命を延ばすことが可能である。本報告書では、電磁石電源グループで実施しているメンテナンス作業の事例を基に、メンテナンス時に必要な手続き、資格等が必要な作業とその注意点、作業を安全に行うための手順書、リスクアセスメントといった資料の作成方法等について報告する。

長期間使用された原子炉配管の耐震安全性評価手法の開発

山口 義仁; Li, Y.

配管技術, 63(12), p.22 - 27, 2021/10

東京電力福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえ、原子力発電所に対する地震を起因とした確率論的リスク評価(PRA: Probabilistic Risk Assessment)やリスク情報の活用が重要となっている。地震PRAでは、安全上重要な機器や配管などの地震による損傷確率を考慮して、炉心損傷頻度などが求められる。長期間使用された配管では、経年劣化による亀裂などの発生があり得る。亀裂が発生すれば、配管の破壊強度が低減され、地震時の損傷確率が上昇することとなる。そのため、長期間運転された原子炉を対象に地震PRAを実施する際には、経年劣化が機器の損傷確率に及ぼす影響を考慮することが重要である。著者らは、経年劣化の影響に加えて、地震による亀裂進展や破壊を考慮することで、長期間使用された原子炉配管の損傷確率を算出できる解析コードを開発し、妥当性の確認を経て公開した。また、地震による損傷確率を求めるための手順や推奨される手法やモデル,技術的根拠などを取りまとめた評価要領を世界に先駆けて整備し公開した。本論文では、開発した解析コード及び評価要領について説明する。

Study on gamma-ray-degradation of adsorbent for low pressure-loss extraction chromatography

宮崎 康典; 佐野 雄一; 岡村 信生; 渡部 雅之; 江夏 昌志*

QST-M-29; QST Takasaki Annual Report 2019, P. 72, 2021/03

https://repo.qst.go.jp/records/82107

放射性廃棄物の減容化及び有害度低減に、使用済燃料再処理で発生する高レベル放射性廃液から長寿命のマイナーアクチノイドを分離回収する固相分離技術の開発を行っている。特に、大粒径の吸着材をカラム充填することで、分離性能を維持しつつ、分離操作の安全性向上を目指した低圧損抽出クロマトグラフィを進めている。本研究では、HONTA含浸吸着材を0.01M硝酸溶液に浸漬し、線照射によるHONTAの劣化挙動を調査した。吸収線量0.51MGyの場合では劣化物が2種類であったが、吸収線量の増加によって、e.g. 2.09MGy、劣化物の種類が5種類となった。このうち、2種類は溶媒抽出では見られておらず、抽出クロマトグラフィに特有の劣化物であることが示唆された。今後、硝酸や水が関与する抽出剤の劣化機構を明らかにする。

原子炉配管に対する確率論的破壊力学解析コードPASCAL-SP2の使用手引き及び解析手法(受託研究)

山口 義仁; 真野 晃宏; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 宮本 裕平*; Li, Y.

JAEA-Data/Code 2020-021, 176 Pages, 2021/02

JAEA-Data-Code-2020-021.pdf:5.26MB

日本原子力研究開発機構では、軽水炉機器の構造健全性評価及び耐震安全性評価に関する研究の一環として、原子炉配管を対象とした確率論的破壊力学(PFM: Probabilistic Fracture Mechanics)解析コードPASCAL-SP(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR - Stress Corrosion Cracking at Welded Joints of Piping)の開発を進めてきた。初版は2010年に公開され、その後もより実用性の高いPFM解析の実現を目的として、最新知見を踏まえて解析対象の拡充や解析手法の高度化等を実施してきた。今般、その成果を反映し、バージョン2.0として公開することとした。最新版では、解析対象の経年劣化事象として、ニッケル合金の加圧水型原子炉一次系水質環境中の応力腐食割れ、ニッケル合金の沸騰水型原子炉環境中の応力腐食割れ、二相ステンレス鋼における熱時効等を新たに加えたほか、最新の応力拡大係数解の導入や溶接残留応力の不確実さ等の評価機能の高度化を行い、より適用範囲が広く信頼性が高い配管の破損確率評価を可能とした。また、経年配管の耐震安全性評価の高度化に資することを目的に、巨大地震を想定した大きな地震応答応力に対応した亀裂進展量評価手法等を導入し、地震フラジリティ評価を可能とした。さらに、確率論的評価に係る影響因子の不確実さを認識論的不確実さと偶然的不確実さに分類し、これらの不確実さを考慮して配管の破損確率の信頼度を評価する機能及びモジュールを新たに整備した。本報告書は、バージョン2.0としてPASCAL-SP2の使用方法及び解析手法をまとめたものである。

Degradation of cable insulation material by accelerated thermal radiation combined ageing

瀬口 忠男*; 田村 清俊*; 工藤 久明*; 島田 明彦; 杉本 雅樹

IEEE Transactions on Dielectrics and Electrical Insulation, 22(6), p.3197 - 3206, 2015/12

https://doi.org/10.1109/TDEI.2015.004880

原子力発電所のケーブル絶縁材料であるエチレンプロピレンゴム(EPR)の熱劣化,放射線劣化,熱放射線複合劣化による分解過程を詳細に調べた。熱劣化は空気中で100あるいは175Cの加熱、放射線劣化は空気中で0.25あるいは1.0kGy/hの線を最大400kGyまで照射することで評価した。また、熱放射線複合劣化として、熱劣化後に放射線劣化を行う逐次劣化,放射線劣化後に熱劣化を行う逆逐次劣化を調べ、熱放射線同時劣化を模擬可能な試験方法を検討した。EPRに添加された酸化防止剤は熱酸化を抑制するが、その消費、減少によって酸化生成物の量が増大し、力学特性が低下することを明らかにした。また、逐次劣化は熱放射線同時劣化と異なる挙動を示したのに対し、逆逐次劣化では類似の結果が得られた。したがって、EPRを絶縁材に用いたケーブルの寿命評価には、逆逐次劣化試験が適していることを明らかにした。

Effects of a low-energy proton irradiation on n/p-AlInGaP solar cells

Lee, H. S.*; 山口 真史*; Ekins-Daukes, N. J.*; Khan, A.*; 高本 達也*; 今泉 充*; 大島 武; 伊藤 久義

Physica B; Condensed Matter, 376-377, p.564 - 567, 2006/04

https://doi.org/10.1016/j.physb.2005.12.142

次世代の高効率多接合太陽電池のトップセルとして期待されるnp接合型AlInGaP太陽電池へ30keV陽子線照射を行い、生成する欠陥をDLTS(Deep Level Transient Spectroscopy)法により調べた。その結果、二種類の多数キャリアトラップ(HP1, HP2)及び二種類の少数キャリアトラップ(EP1, EP2)を見いだした。温度依存性よりエネルギー準位を見積もったところ、HP1はE+0.90eV、EP1はE-0.54eVであると決定できた。3MeV陽子線照射の報告と比較することで、EP1はリン空孔が関与した複合欠陥に由来すると帰結できた。さらに、照射試料に対し室温にて100mA/cmの電流注入を行ったところ、HP1トラップが減少し、それに応じて正孔濃度が増加することが明らかになり、電流注入による太陽電池特性の回復現象にHP1が関与すると結論できた。

Durability of irradiated polymers in solid-polymer-electrolyte water electrolyzer

岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝; 八木 敏明; 玉田 正男

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(7), p.636 - 642, 2005/07

https://doi.org/10.3327/jnst.42.636

放射性排水の電解処理における高分子材料の耐久性評価を目的に固体高分子電解槽に使用する高分子材料の放射線耐久性を500kGy前後の線照射量において評価した。500kGy前後の線照射量では電解膜の強度及びイオン交換能,シール材の強度については問題となるまでの低下が起こらないことを明らかとした。絶縁材として従来使用されている四フッ化樹脂系についてはポリイミド系材料に代替させることで電解槽全体の放射性耐久性の問題を解決できる見通しを得た。電解膜の破壊メカニズムについては線の直接的破壊効果と線により生成するラジカルによる間接的破壊効果の複合が考えられたが、間接的破壊効果は有意な影響を与えていないことを明らかとした。また劣化に酸素が大きく影響することを明らかとした。容易に測定できる溶出フッ素量は主鎖の劣化を示す強度及び側鎖の劣化を示すイオン交換能とそれぞれ確かな再現性がある相関関係を有することを明らかとした。よって、このことを利用して溶出フッ素量から電解膜の劣化を判定することが可能であることを見いだした。

澁澤賞を受賞して; JT-60電源設備の運転保守

大森 俊造

産業と電気, (629), p.1 - 2, 2005/02

JT-60プラズマ実験においてはパルス的に大電力を使うため、商用幹線に電圧及び周波数変動の影響を与えないようにシステムに工夫が施されている。大きいはずみ車効果を有する縦軸型電動発電機に回転エネルギ-を蓄え、それを利用して発電する。その電力は変圧器により降圧しサイリスタ変換器またはダイオ-ド整流器により直流に変換してJT-60トロイダル磁場コイル,ポロイダル磁場コイルへ大電流を給電し、プラズマの発生・維持,形状制御を行っている。プラズマ加熱装置へは交流を給電している。このような電源システムの運転保守に従事してまた著者にとって、特に電気保安上の貢献が大きかったものは、以下の通りである。(1)電動発電機細密点検,(2)電動発電機セルビウス装置絶縁劣化対策,(3)電動発電機の中性点接地抵器の加熱現象の対策、以上の経験を総括して電気を取り扱う関係者に役立つ情報を紹介する。

Analysis of EOL prediction methodology for triple-junction solar cells in actual radiation environment

住田 泰史*; 今泉 充*; 大島 武; 伊藤 久義; 桑島 三郎*

Proceedings of 31st IEEE Photovoltaic Specialists Conference and Exhibition (PVSC-31), p.667 - 670, 2005/00

宇宙用の高効率太陽電池として期待される三接合太陽電池の放射線劣化予測の新技術を開発するため、NIEL(Non Ionizing Energy Loss)解析から見積もられるダメージドーズ(D)をもとに劣化を予測する方法を検討した。InGaP/GaAs/Ge三接合太陽電池に対し、陽子線(50keVから10MeV)または電子線(1MeV)のみを照射した場合、陽子線と電子線の両方を照射した場合について、それぞれDを見積もり、太陽電池特性の劣化量とDの関係を調べた。その結果、全ての場合において特性劣化が同一の関係式で表されることが判明した。これより、陽子線,電子線及び両者の複合照射においてもDを劣化予測の指標として用いることが可能であり、実宇宙での劣化予測に際してNIEL解析が有効であると帰結できた。

The Degradation of the electrical properties of IGBTs by 2-MeV electron irradiation at high-temperatures

中林 正和*; 大山 英典*; Hanano, N.*; 平尾 敏雄; Simoen, E.*; Claeys, C.*

Proceedings of the 6th International Workshop on Radiation Effects on Semiconductor Devices for Space Application (RASEDA-6), p.183 - 186, 2004/10

IGBTの電気特性の放射線劣化について、2MeV電子線の高温で照射を行い、評価した。電子線照射の実験は高崎研究所の電子加速器を使用し、フラックスは10e/cmで固定し、照射中の温度を室温, 100, 200, 300Cと変化させた。電気測定の結果、しきい電圧は照射温度100Cで部分的に回復し、飽和電圧の増加が100Cで最も顕著であることがわかった。また、この温度範囲では、放射線で誘起した界面準位による電圧シフトと固定電荷による電圧シフトの挙動が異なることが判明した。本ワークショップではこれらの違いについて解析し議論を行う。