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綿引 政俊; 赤井 昌紀; 中井 宏二; 家村 圭輔; 吉野 正則*; 平野 宏志*; 北村 哲浩; 鈴木 一敬
日本原子力学会和文論文誌, 11(1), p.101 - 109, 2012/02
プルトニウムの燃料設計技術開発や製造技術開発に用いられたグローブボックス等の設備を更新等のため解体撤去する場合には、設備をビニール状のシートで構成したグリーンハウスで覆い、その中で空気供給式防護具を装着した作業者が解体工具を用いて解体することになる。プルトニウム燃料技術開発センターでは、これまでさまざまなGBの解体撤去作業を実施してきており、その過程で多くの知見を蓄積してきた。そしてこれらの実績等から、以降にGB等を解体実施する際には、それまでの課題を摘出し、解体撤去作業時の安全対策等の改良、改善を常に行ってきた。本技術資料では、グリーンハウス方式によるグローブボックス解体撤去工法について取り組んできた改良、改善について報告する。
家村 圭輔; 中井 宏二; 綿引 政俊; 北村 哲浩; 鈴木 一敬; 青木 義一
デコミッショニング技報, (43), p.2 - 9, 2011/03
プルトニウム燃料第二開発室は、燃料製造施設としての役割を終了し、初期の目的を達成した。現在は、施設を廃止措置していくため、燃料製造等で発生したスクラップなどの施設内に残っている残存核燃料物質を有効活用するための処理作業等を進めている。一方、当該施設は高経年化により、建屋付帯設備や燃料製造工程設備グローブボックスの老朽化が進行しており、施設の保安レベルを維持させるため順次撤去可能な設備から撤去を行う必要がある。この際、解体廃棄物は廃棄体化処理施設が整備されるまで、施設内に保管廃棄し、その後払い出し、施設内に汚染がないことを確認して、最終的に建屋を解体する予定である。
奥野 清; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 名原 啓博; et al.
Nuclear Fusion, 47(5), p.456 - 462, 2007/05
被引用回数：8 パーセンタイル：29.31(Physics, Fluids & Plasmas)ITER超伝導マグネットの調達準備活動を通して得られた大型超伝導コイルの技術開発成果について述べる。ITER計画では原子力機構が主体となり、産業界の協力の下、各企業が有する優れた製作技術・生産能力を有効に活用し、調達準備活動を実施している。Nb
Sn超伝導導体技術では、マグネットの設計変更によりNbSn素線の臨界電流値に関する要求値が引き上げられたが、変更後の目標値をクリアーする素線の量産技術に見通しが得られた。また、局所的な曲げ歪みが素線の臨界電流値の低下を引き起こすことを実験的・解析的に明らかにし、その知見に基づいた導体設計手法の高度化が図られた。さらに、高さ14m,幅9m,1個の重量310tという大きなトロイダル磁場コイルを、所定の性能(68kA, 12T)が得られるように製作する技術の確立を目的とした技術活動を実施し、高精度巻線の検討,コイル容器用の高強度低温構造材を数十トンレベルで量産する技術の実証、及び機械加工・溶接の併用による大型コイル容器の製作技術の確立など、多くの成果が得られている。
奥野 清; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 名原 啓博; 喜多村 和憲; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
ITER超伝導マグネット・システムの建設では、日本が7極中、最大の調達分担を行うことが決まった。特にトロイダル磁場(TF)コイルでは、サイト極であるEUを凌いで、相当部分の調達を分担することになった。これら超伝導マグネットの調達をITER計画のスケジュールに従って実施するため、原子力機構が主体となり、産業界の協力の下、各企業が有する優れた製作技術・生産能力を有効に活用し、調達準備活動を実施している。NbSn超伝導導体技術では、マグネットの設計変更によりNbSn素線の臨界電流値に関する要求値が引き上げられたが、変更後の目標値をクリアーする素線の量産技術に見通しが得られた。さらに、高さ14m,幅9m,1個の重量310tという大きなTFコイルを、所定の性能(68kA, 12T)が得られるように製作する技術開発を実施し、コイル容器用の高強度低温構造材を数十トンレベルで量産する技術の実証、及び機械加工・溶接の併用による大型コイル容器の製作技術の確立など、多くの成果が得られている。
大平 茂; Luo, G.; 中村 博文; 洲 亘; 喜多村 和憲*; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.621 - 624, 2005/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本報告では、プラズマ対向機器における現実的なトリチウム透過を模擬し、トリチウム透過量評価のためのモデル及び計算コードを検証するためのトリチウム透過試験体の新しい概念設計を示す。試験体は、TPLに設置されたITERのダイバータの照射条件(100eV以下の粒子エネルギー及び、高粒子束(1e+22/m
/s))とほぼ等価の水素同位体プラズマビームを生成できるプラズマイオン源を使用する実証試験のために設計されている。試験体は、高粒子束のプラズマビームにさらされるプラズマ対向材が銅ヒートシンク上に接合されている多層構造のターゲットモジュールを備えており、銅のヒートシンクには加圧された冷却材(水)が閉じ込められている。予備実験のための試験体が製作され、繰り返し照射条件における接合部の熱的及び機械的挙動を確証するための電子ビーム照射試験が行われた。熱負荷試験後に、接合部に有意な欠陥等は観察されず、使用条件下における構造健全性が確認された。また、予備実験用試験体を用いTSTAで最初のトリチウムプラズマ照射試験を実施し、透過トリチウムの測定プロセスが確立された。中性子あるいは高エネルギーイオンビーム照射により欠陥等を模擬するターゲットモジュールを使用することについても考察する。
前田 幸基; 鹿志村 洋一; 鈴木 寿章; 礒崎 和則; 干場 英明; 北村 了一; 中野 朋之; 高松 操; 関根 隆
JNC TN9440 2005-001, 540 Pages, 2005/02
JNC-TN9440-2005-001.pdf:8.35MB
試験炉規則第14条の2では、原子炉設置者に対して、「原子炉施設の定期的な評価(以下「定期的な評価」)として、(1)原子炉の運転を開始した日から起算して10年を超えない期間ごとに、1)原子炉施設における保安活動の実施の状況の評価、2)原子炉施設における保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価を義務付けている。 これを受け、高速実験炉「常陽」における定期的な評価(保安活動に関する評価)として、「原子炉施設の保安活動の実施状況の評価」及び「原子炉施設の保安活動への最新技術知見の反映状況の評価」を平成17年1月に実施した。これらの評価の結果、これまでの保安活動及び最新の技術的知見の反映状況は適切であったことが確認できた。また、本評価により、原子炉施設の安全性・信頼性確保のための新たな追加措置は摘出されなかった。
大森 順次*; 喜多村 和憲*; 荒木 政則; 大野 勇*; 荘司 昭朗
JAERI-Tech 2002-053, 86 Pages, 2002/07
JAERI-Tech-2002-053.pdf:3.81MB
国際核融合実験炉(ITER)の真空容器支持構造として、現設計の板バネ構造の発生応力を下げるためと、座屈裕度を持たせるため、2種類の代替支持構造を検討した。代替構造の一つは、真空容器上部に吊り下げ支持構造を設け、アウトボード側に振れ止めの支持構造を設ける。もう一種類は、従来の圧縮型の支持構造で、トロイダルコイルのコイル間構造物から支持する方式と、クライオスタットリングから支持する方式の2方式がある。いずれも多層板バネ構造で、圧縮型ではダイバータポートの一つおきにトーラス方向9ヶ所に支持構造を設ける。構造の成立性を確認するため、全ての荷重の組み合わせについて強度評価を行った結果では、いずれの支持脚も十分な構造強度を有している。
下村 安夫; 常松 俊秀; 山本 新; 丸山 創; 溝口 忠憲*; 高橋 良和; 吉田 清; 喜多村 和憲*; 伊尾木 公裕*; 井上 多加志; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 78(Suppl.), 224 Pages, 2002/01
日本,米国,欧州,ロシアの4極の協定に基づき、1992年7月に開始されたITER工学設計活動(ITER-EDA)は、ITER建設の判断に必要な技術的準備を整え、2001年7月に9年間の活動を完了した。本件は、ITER工学設計活動において完成された最終設計報告書の物理及び工学設計の成果を簡潔にまとめたものである。
奥野 清; Bessette, D.*; Ferrari, M.*; Huguet, M.*; Jong, C.*; 喜多村 和憲*; Krivchenkov, Y.*; Mitchell, N.*; 瀧上 浩幸*; 吉田 清; et al.
Fusion Engineering and Design, 58-59, p.153 - 157, 2001/11
被引用回数：2 パーセンタイル：19.66(Nuclear Science & Technology)ITERマグネット・システムは18個のトロイダル・コイル、中心ソレノイド、6個のポロイダル・コイルで構成される。これらマグネットの設計にあたっては、いくつもの技術的課題を解決するとともに、ITERのミッションを達成するため、これまでにない特徴を有する設計となった。会議では、これらマグネットの設計の詳細について報告する。
秦野 歳久; 佐藤 聡; 橋本 俊行*; 喜多村 和憲*; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(10), p.705 - 711, 1998/10
被引用回数：1 パーセンタイル：15.03(Nuclear Science & Technology)核融合炉における遮蔽ブランケットの第一壁は、アルミナ分散強化銅の熱シンク層とステンレス鋼の冷却管を拡散接合の一種であるHIP接合により一体化する複合構造を有する。このような異材接合複合構造体の疲労寿命を評価するため、第一壁部分モデルをHIPにより製作し、低サイクル疲労試験を行った。全ての試験片において初期き裂はステンレスの冷却管内部に発生し、これは解析において得られた最大歪みの発生位置と一致した。試験及び解析結果の比較より第一壁HIP構造体の疲労寿命はステンレス母材の疲労データよりも長寿命側であることが明らかとなった。また、第一壁構造体のHIP接合部の疲労寿命も材料試験で得られた疲労データよりも長寿命側であった。このことは、材料試験で得られる設計疲労曲線に基づいた第一壁疲労寿命が十分な安全率を有することを示唆しているものと考えられる。
荒木 政則; 喜多村 和憲*; 浦田 一広*; 鈴木 哲
Fusion Engineering and Design, 42(1-4), p.381 - 387, 1998/09
被引用回数：1 パーセンタイル：15.03(Nuclear Science & Technology)ITER炉内機器のうち、ダイバータの熱及び電磁負荷荷重下における構造解析を実施した。この結果、標準設計として考えている構造を多少改良することにより、許容応力内におさまることが明らかとなった。本論文では、従来、単独でしか行われていなかった熱及び電磁負荷を総合的に評価したものである。
田戸 茂*; 喜多村 和憲*; 伊藤 裕*; 小泉 興一; 多田 栄介; 常松 俊秀
Fusion Engineering and Design, 41, p.421 - 429, 1998/00
被引用回数：4 パーセンタイル：38.68(Nuclear Science & Technology)ITERトカマク及び支持構造の設計では、温度変化に伴う変位や電磁力などの複合荷重を考慮する必要があることから、従来の大型構造物と比べ、地震荷重などの水平方向荷重に対する剛性がかなり低いものとなっている。ここでは、水平方向の標準設計地震波に対するトカマク本体部の動的応答解析を行った。トカマク本体部の固有振動数は約2cycle/secとなり、SL2相当の水平方向地震荷重に対する最大応答変位としては、マグネット/真空容器間の相対変位として約14mmとなることが示された。
秦野 歳久; 鈴木 哲; 横山 堅二; 鈴木 隆之*; 戸上 郁英*; 喜多村 和憲*; 黒田 敏公*; 秋場 真人; 高津 英幸
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.363 - 370, 1998/00
被引用回数：20 パーセンタイル：81.49(Nuclear Science & Technology)本研究は、ITER遮蔽ブランケット第一壁部分を模擬して製作した高熱負荷試験用試験体を用いて熱サイクル試験を実施し、構造体の熱応力による疲労強度を評価することを目的とした。試験は平均熱流束5.0MW/mと7.0MW/mでそれぞれ1000サイクルと1500サイクルで実施した。試験を通して除熱性能に大きな変化は見られず、試験体外観も正常であった。この試験結果より構造体の熱応力による疲労寿命はステンレス母材の設計疲労寿命より長寿命であることが確認された。
古谷 一幸; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 戸上 郁英*; 喜多村 和憲*; 三浦 秀徳*; 伊藤 裕*; 黒田 敏公*; 高津 英幸
JAERI-Tech 97-022, 113 Pages, 1997/05
支持脚のバックプレートへの接続を溶接接合構造としたITER遮蔽ブランケットに対し、モジュール支持概念電磁力及び熱・強度解析等による特性評価、製作手順等に関する設計検討を行った。構造設計においては、遮蔽
増殖ブランケットへの交換を考慮し、パージガスライン等の設計概念を反映させた。熱応力解析では、BPPにおけるプラズマ立ち上げ~炉停止までの一連のモードにおいて十分な設計強度を有することを確認すると共に、電磁力解析においては、プラズマディスラプション時にブランケットに発生する応力に対する設計裕度に一部不足がみられるなど、一部設計改善の余地があることを明らかにした。またCu/Cu,ss/ss,及びCu/ssの同時HIP接合方法によるモジュール製作手順等も検討した。
杉本 誠; 喜多村 和憲; 濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 奥野 清
no journal, ,
ITERトロイダル磁場(TF)コイルの主要構成機器であるコイル巻線及びコイル構造物の調達準備として、巻線製作のスキームを具体化する検討を行っている。コイル巻線は、巻線後熱処理した導体をラジアル・プレートに収納し、これを積層し含浸する。これらのプロセスに必要な加工装置を検討した。さらに本プロセスの後、コイル巻線とコイル容器を一体化する工程で必要な加工装置と巻線支持治具の詳細検討を行い、巻線・コイル容器の一体化手法を具体化した。これら一連の巻線調達スキームを検討した結果、製作スケジュールや工場内レイアウトを明確にし、コイル調達準備として実施すべき試作項目を明らかにした。本件では、これらの成果を発表する。
杉本 誠; 喜多村 和憲; 奥野 清
no journal, ,
ITERトロイダル磁場(TF)コイルの調達にあたり、加工方法や大型の加工装置を具体化する検討を行っている。TFコイルは、重量300トン,高さ14mの非円形NbSn超伝導コイルであり、ITER工学R&Dで実証を行ったTFモデル・コイルに較べ約3倍の大きさを持つため、製作技術の一層のスケール・アップと調達方法の詳細検討が必要である。このためTFコイルの巻線調達仕様を明確にするとともに、コイル製作に必要な加工装置の具体化を行っている。これまで巻線機とカバー・プレート溶接機の概念設計とそれらの精度予測を行ってきた。この結果をさらに進展させ、巻線機とカバー・プレート溶接機の試作を行い、精度予測手法の実証を行う計画である。これらの検討結果と今後の巻線調達の準備計画を報告する。
小野寺 勝*; 井口 将秀*; 齊藤 正克*; 濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 杉本 誠; 中平 昌隆; 喜多村 和憲; 高柳 貞敏*; et al.
no journal, ,
国際熱核融合実験炉(ITER)用トロイダル磁場コイルは、供用中検査が難しく、かつ繰り返し荷重を受けるので、疲労亀裂進展による寿命評価を行うことが重要である。TFコイルの運転条件に沿ってコイル・システムの全体応力解析を実施し、繰り返し応力が発生する場所を明らかにした。この繰り返し応力条件をもとに、コイル構造物に亀裂が生じ、進展した時の構造物の応力分布の変化を評価できるように、有限要素法により、亀裂をモデル化した部分詳細構造解析モデルを作成した。この詳細構造解析モデルを用いて、亀裂周辺部の応力計算を行い、亀裂の大きさと応力拡大係数の関係をまとめた。その結果、部材を貫通するような大きさの亀裂が発生しても、応力拡大係数は、材料の破壊靭性値に対して十分低いものであり、不安定破壊は起きないと考えられる。また、原子力機構が保有する極低温構造材料の疲労亀裂進展速度データを用いて、疲労寿命の評価を実施した結果、許容初期欠陥の大きさは約1000mmであり、十分検出可能な大きさである。これらの結果より、TFコイルは、3万回の繰り返し運転に対して、十分な疲労亀裂寿命を有することが判明した。
江尻 満*; 喜多村 和憲*; 荒木 隆夫*; 大森 順次*; 浅野 史朗*; 早川 敦郎*; 芝間 祐介; 正木 圭; 逆井 章
no journal, ,
トカマク型核融合装置のプラズマ運転では電磁力が載荷され、また、ベーキング運転を行うために熱荷重も作用する。このため、重力支持脚では、自重だけでなく、これらの設計値を満足する構造健全性を有する必要がある。重力支持脚では、板ばねを用いて、電磁荷重支持方向に剛、熱荷重緩和に柔となる構造機能性を同時に達成する。本検討では、これら板ばねの座屈強度に注目し、板ばね構造に対する、機械加工及び溶接に起因する幾何学的不整を考慮して、解析をした。この結果、本支持構造では、想定される初期不整を考慮しても、十分な座屈強度を有することがわかった。
