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論文

遠隔保守用ツール及び機器の開発

中平 昌隆; 岡 潔; 田口 浩*; 伊藤 彰*; 深津 誠一*; 小田 泰嗣*; 梶浦 宗次*; 山崎 誠一郎*; 青山 和夫*

プラズマ・核融合学会誌, 73(1), p.54 - 68, 1997/01

核融合炉炉内機器の遠隔保守では、ブランケット・モジュール及びダイバータ・カセットの保守・交換に伴い、厚板及び冷却配管の溶接、切断及び溶接部検査、炉内機器及び遠隔機器輸送時の放射化物飛散を防止するための二重シール扉などが要求され、遠隔操作に対応したこれらのツール/機器の開発が急務である。本件は、国際熱核融合実験炉(ITER)におけるダイバータ及びブランケット等の炉内機器の保守に関して、主に日本ホームチームが分担して設計・開発を進めてきたこれらの遠隔保守ツール/機器の現状と今後の計画について述べる。

報告書

Modification of JRR-2

宮坂 靖彦

JAERI-M 7484, 25 Pages, 1978/01

JAERI-M-7484.pdf:1.15MB

この資料は、東海研究所にある研究用原子炉JRR-2の改修についてまとめたものである。JRR-2は、サポートリングと重水タンク間の金属パッキン不良による重水漏洩、下段遮蔽プラグの腐食及び制御棒の故障を改善するため、1973年12月炉を停止した。主要改修内容は、サポートリング部での重水漏洩を止める立上りシール溶接、炉心上部遮蔽体の交換及びヘリウム系の改良である。また、制御棒装置及び燃料交換キャスクは改良型の新しいものと交換した。被照射空気系の改良工事は、改修計画の途中で、アルゴン-41放出低減対策として追加lされた。以上の作業は順調に1975年9月まで完了したが、軽水タンクの下につながるスタンド・パイプにおいて軽水漏れが1975年11月11日に起り、その補修約4ヶ月を要した。しかし、改修後の運転実積からみて、改修の質としては満足すべきものであり、その過程をまとめた本報は、炉の改修技術として十分な意味をもつものと考える。

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