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西山 友和; 柳生 純一; 中村 誠俊; 正木 圭; 岡野 文範; 逆井 章
平成26年度北海道大学総合技術研究会報告集(DVD-ROM), 6 Pages, 2014/09
原子力機構では、幅広いアプローチ活動及びトカマク国内重点化装置計画で実施するサテライトトカマク装置(JT-60SA)の組立を開始した。JT-60SAの組立では、大型の構造物を規定された許容誤差の範囲で精度よく位置決めし設置するため、高精度で広範囲の三次元計測が可能なレーザートラッカーを使用した組立計測が必要である。組立位置はJT-60SA装置中心を原点とした絶対座標系によって管理するために、JT-60SA組立開始に先立ち、既設のベンチマークを利用し本体室の空間に架空の絶対座標系を構築した。さらに、絶対座標系をいつでも高い精度でレーザートラッカーに認識できるようにするために多くの基準点を壁や機器等に設けるとともに、2点の基準点で座標系の位置合わせを行う方法を採用した。3次元CADを使った基準点の写しと、それに伴う内在誤差の確認から、JT-60SAにおけるレーザートラッカーを用いた計測精度は、計算上0.4mm以下であることを確認した。さらに、絶対座標系へ位置合わせする際には、基準点の組み合わせによって大きな誤差が生じ、計測誤差を増大させる要因になることが明らかになった。これらの整備や誤差に対する知見を得ることにより、高精度に位置計測ができる環境が整い、JT-60SAの組立及び位置計測を順調に進めている。
ホット試験室
JAERI-Review 2005-047, 95 Pages, 2005/09
JAERI-Review-2005-047.pdf:6.27MB
本報告書は、平成16年度及び平成17年度上期予定のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の燃料棒非破壊試験,55GWd/t先行照射燃料の燃料棒破壊試験及び核燃料サイクル開発機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の再組立作業を実施した。また、「むつ」使用済燃料集合体については、再組立作業及び照射後試験を継続,実施した。WASTEFでは、原子炉構造材料の高圧水中複合環境下低歪速度試験,再処理施設用新材料等の腐食試験,廃棄物処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物等の物性試験を実施した。また、高経年化対策にかかわる調査研究業務として、関西電力美浜3号機2次系破損配管を受け入れて、外観及び内面観察等を実施した。新たな試験機器として原子炉構造材の照射脆化調査のため、オージェ電子分光分析装置を設置した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づき、前年度に引き続きセミホットセル1基及びジュニアセル14基の解体・撤去作業を実施した。また、ホットラボを未照射核燃料物質保管管理施設として利用する決定を受けて、使用開始に向けた準備を進めた。
ホット試験室
JAERI-Review 2002-039, 106 Pages, 2003/01
JAERI-Review-2002-039.pdf:9.46MB
本報告書は、平成13年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTE及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では所外利用として、前年度に引き続きBWR燃料集合体の非破壊・破壊試験,サイクル機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の非破壊試験等を実施した。所内利用として、「むつ」使用済燃料集合体の再組立及び照射後試験に着手した。WASTEFでは廃棄物処理処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物の高温安定性試験及び原子力用材料のIASCC研究にかかわるSSRT試験装置の整備・性能試験を実施した。ホットラボでは所外利用として、東電柏崎5号機で照射された大幅高燃焼度用照射材料の照射後試験を実施した。所内利用では核融合炉材料及び大強度陽子加速器ターゲット容器材料等の照射後試験を実施した。また、ホット試験室の総力を挙げて、国からの要請による中部電力浜岡原発1号機の余熱除去系配管破断の検査を行った。
石川 和義; 菊地 泰二; 磯崎 太*; 井上 広己; 大場 敏弘; 松井 義典; 齋藤 隆; 中野 純一; 辻 宏和
JAERI-Tech 2002-061, 69 Pages, 2002/08
JAERI-Tech-2002-061.pdf:12.21MB
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に関する研究は、軽水炉の高経年化対策にかかわる重要課題であり、その現象を解明するためには、照射,環境,応力の複合作用における発生機構を明らかにする必要がある。このような状況から、IASCC研究における照射試験を材料試験炉(JMTR)で行うため、飽和温度キャプセルを製作した。飽和温度キャプセルは炉外の水環境制御装置から沸騰水型原子炉(BWR)の炉心環境を模擬した水質及び水温の高圧水を通水しながら照射試験を行う照射リグである。本報告は、(1)この飽和温度キャプセルの設計・製作にあたっての技術的検討課題を抽出し,(2)この課題についての各種試験を行い,(3)その結果を反映させて実施したキャプセル組立及び検査について述べたものである。
笠原 芳幸*; 中沢 利雄; 楠 剛; 高橋 博樹; 頼経 勉
JAERI-Tech 97-048, 62 Pages, 1997/10
大型船舶用原子炉MRXは、受動的安全系を採用した小型の一体型原子炉である。MRXの設計においては、点検・保守性を考慮して設計を進めたが、設計上の問題(特に機器配置、組立性、分解等)を検討することを目的に、MRXの1/5寸法の模型を製作し、所要の検討を行った結果以下の点が明らかになった。(1)原子炉容器・格納容器、炉内構造物等の製作性については基本的に問題はない。(2)蒸気発生器、非常用崩壊熱除去設備伝熱管等について構造上は基本的に問題はない。しかし、伝熱管支持構造、炉内での固定方法については十分注意する必要がある。(3)原子炉容器、格納容器の配管貫通部、特にフランジ構造部については詳細設計において十分な検討(漏洩対応、取付性、点検性)を行う必要がある。
豊島 昇; 正木 圭; 神永 敦嗣; 小栗 滋*; 菊池 満; 中川 勝二*; 宮 直之; 森 活春*; 永見 正幸
JAERI-Research 97-008, 146 Pages, 1997/02
JAERI-Research-97-008.pdf:4.6MB
本報告では、本体付属設備設計、JT-60の解体・JT-60SU全体の組立・工程、主要建家の耐震・耐荷重の裕度及び一部設備の配置計画について述べる。既存JT-60を100日程度で解体、新設再利用品収納建家に収納、PR用として一般展示する。組立は約3年半で実験再開する計画。実験棟の荷重増に対して、本体直下のケーソン基礎にかかる荷重分散が課題となり、詳細な検討が必要である。耐震裕度は耐震Bまで対応可能。実験棟増築建家の耐震B対応は基礎的には可能であるが、2階部分の施工上の詳細検討が必要。負圧管理対応は可能である。整流器棟の荷重増に対しての概略裕度検討では1.3倍が限界(基礎)で、2階部分の対応は、特に詳細な検討が必要となる。
島崎 智*
PNC TJ7422 95-002, 119 Pages, 1995/08
地層科学研究における調査機器開発の一環として、深層地下水の物理化学パラメータを試錐孔内の原位置において測定するために、深度1,000m対応の地球化学検層ユニット(物理化学パラメータ測定装置)の開発を進めている。本装置については、製作段階において深度1,000mを想定した耐圧性・耐温度性などの基本性能を室内性能装置で確認しているが、実際の試錐孔内での長期間の連続計測などを行ない、性能の再確認とともに装置の適応条件や耐久性を詳細に把握しておくことが、次年度以降の調査への適応に際して必要である。そのため本業務にて、深度1,000m試錐孔(AN-1号孔)における当該装置の適応試験を実施した。本適応試験では、地球化学検層ユニットの地上試験としての現地組立て、各種試験・チェック、センサーの校正および長期測定後のセンサーのドリフト測定を行ない、孔内試験としては深度GL-966
973mにおいて、96時間の連続測定試験を実施した。これらの試験結果と試験作業を通じて、装置の適応条件や耐久性を把握・検討した。本適応試験にて、深度1,000m対応の耐圧性・耐温度性と、センサーの測定特性などの基本性能が十分目的に適合しており、測定前後の各操作・チェックについてもほぼ所定の性能・操作性を有していることから、「地球化学検層ユニット」が深度1,000mにおける地下水の物理化学パラメータの計測に十分対応できることが確認された。
ペレット中心孔加工技術及び燃料棒組立技術清水 道雄; 齋藤 順市; 大島 邦男; 遠藤 泰一; 石井 忠彦; 中川 哲也; 相沢 静男; 川又 一夫; 田山 義伸; 河村 弘; et al.
JAERI-Tech 95-037, 87 Pages, 1995/07
軽水炉燃料棒のPCI機構の解明には、出力変動時のペレットからのFPガス放出及びペレットの中心温度の情報が重要である。照射済燃料棒に中心孔を穿孔する技術開発は、バリウムフェライトペレットを充填した模擬試料を使用して種々の穿孔試験を行った。このとき、動力炉で生じたペレットの割れをそのまま保持した状態で穿孔することが重要であるため、穿孔の間は炭酸ガスでペレットを凍結し、ダイヤモンドドリルで穿孔した。これらの開発試験により、深さが54mmで直径が2.5mmの中心孔ができることを確認した。炉内確証試験は、1995年1月にJMTRに装荷して行った。本報告書は、UO中心孔加工技術及び燃料棒組立技術についてまとめたものである。
中平 昌隆; 多田 栄介; 金森 直和*; 角舘 聡; 岡 潔
JAERI-Tech 95-008, 72 Pages, 1995/02
核融合実験炉においては、D-T運転に伴う機器の放射化のため、分解組立や保守は遠隔操作に頼らざるを得ない。このため、炉の構造は遠隔操作を前提とした構成でなければならないとの立場に立ち、国際熱核融合炉の現行の構造設計に対する検討結果及び組立や交換についての設計指針や手順についての改善案をとりまとめたものである。
岡田 敏夫; 庄野 彰*; 山田 栄吉*; 浅賀 健男*; 鈴木 惣十*; 三宅 収; 佐々木 修一
PNC TN1410 94-006, 57 Pages, 1994/11
高速増殖炉は、プルトニウムをリサイクルすることによりウラン資源の有効利用を飛躍的に向上させることができ、更に、マイナーアクチニドをリサイクルすれば、それによって放射性廃棄物の負荷を軽減できる等の効果も期待できることから、我が国においては、高速増殖炉の将来の原子力エネルギーの主流にすべきものとして開発が進められております。動燃事業団は昭和42年発足以来、新型動力炉及び核燃料リサイクル全般に亘る研究開発に取り組んで参りましたが、高速増殖炉の開発については、実験炉「常陽」、これに続く原型炉「もんじゅ」を開発し、その成果を実証炉の開発に積極的に反映してきました。「常陽」は昭和52年4月の初臨界以来、着実な運転実績を積み重ね燃料材料の照射試験及び各種開発技術の実証の場として活用しております。更に、本年度からは「常陽」の照射性能の一層の向上を目指したMK-III計画に着手いたしました。また、「もんじゅ」は総合機能試験を終了し、平成5年10月より燃料装荷を開始し性能試験を実施しております。現在、臨界試験を慎重に、安全第一で進めており、本年4月に初臨界の予定であります。今後、プルトニウム利用技術の中核となる高速増殖炉の研究開発は基盤技術開発を中心にその実用化を目指して進めて行きます。そのため、高速増殖炉の高度化及びブレークスルーを可能とした革新技術の開発を進めております。これらの当事業団における最近の研究開発の成果を「高速増殖炉研究開発の現状」として皆様にお届けいたします。これまでの関係各位のご指導、ご協力に深く感謝致しますととともに今後とも一層のご理解とご支援を賜りますようお願い申し上げます。
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PNC TJ7586 94-003, 160 Pages, 1994/03
目的動力炉・核燃料開発事業団殿における地層科学研究の調査技術及び機器開発の一環として、坑道周辺のゆるみ領域の特性を明らかにするために、坑道周辺に発達する割れ目の位置やその空間的広がりを詳細に把握可能な試錐孔用広帯域レーダープローブを設計する。方法試錐孔近傍からの割れ目を詳細に把握する目的のため、レーダーの中心周波数は花こう岩中で約200MHzとし、さらに割れ目の空間的広がりの方位を特定するために、指向性アンテナを有する孔内プローブとして設計した。制御・収録・解析は、設計した孔内プローブを動力炉・核燃料開発事業団殿所有のRAMACシステムの地上装置と組み合せて行う。結果RAMACシステム地上装置のサンプリング周波数は2GHz迄拡張可能であることを確認し、広帯域レーダープローブの電子回路及び送受信アンテナを設計した。実験の結果、パルス発生器は半値巾3nSのパルスを発生し、受信系の帯域200MHzに対し、0.5nS以下のサンプリング精度が得られた。アンテナの水中における放射指向特性は前後感度比28.4dBであった。結論試作した送受信アンテナ及び各電子回路モジュールの特性は、実験により仕様を満足することを確認した。この結果をもとに試錐孔用広帯域レーダープローブの設計を行った。
中川 哲也; 大沢 謙治; 相沢 静男; 川又 一夫; 佐藤 均; 酒井 陽之
Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors, 10 Pages, 1993/00
大洗ホットラボ施設は、主にJMTRで照射された燃料・材料試料の各種照射後試験を行っている。最近の試験は、軽水炉燃料の反応度事故時の燃料挙動を解明するためにJMTRで前照射したのち東海研NSRRでのパルス照射実験に資するための照射後試験及び軽水炉燃料の高燃焼度化、出力平坦化の観点から使用されているガドリニア添加UO燃料の照射後試験を実施している。また、通常運転時の出力変化における燃料ふるまいを研究するために試験されている出力急昇試験に供するBOCAの組立、解体作業を多くの頻度で実施している。本発表はコンクリートセル及び顕微鏡鉛セルで最近行ったNSRRパルス照射実験用燃料、ガドリニア添加UO燃料の照射後試験の概要と試験結果について述べ、また、BOCA組立作業についても紹介する。
炉設計研究室
JAERI-M 8470, 217 Pages, 1979/11
核融合実験炉ブランケット構造物の設計研究を行なった。主な検討内容は、ブランケット構造物(ブランケット容器、ブランケットリング、配管系、ブランケットモジュール)の製作・検査に関する検討、検査と故障時の取扱い技術に関する検討および集合体の分解・組立てに関する検討である。本設計研究の結果、ブランケット構造物の設計・製作上の問題点が明らかになった。またそれをもとにして、設計・製作にあたって今度必要とされる研究開発課題について検討した。
Co線源の試験製造立川 克浩; 加藤 久; 源河 次雄; 伊藤 太郎
JAERI-M 5568, 58 Pages, 1974/02
Co大量線源の製造技術の確立を目的として、ウェーファ形コバルトターゲット(8.3mm
2.3mm、1.1g)をJRR-3のVC照射孔において約3年間照射した。10
ncm
・secの熱中性子束領域で約7300時間照射した後Coの全放射能は約2.2KCiであり、比放射能は3.3~4.2Ci/gになった。試料の開封から測定、密封などに至る試料の処理は、ラジオアイソトープ製造棟にある汎用ケーブ(01ケープ、遮蔽厚:重コンクリー卜65cm厚)において3バッチに分割して実施された。試験製造による全製品は高崎研究所照射施設課に1973年2月から4月の間にわたり出荷した。これらの試験製造により照射技術、大量放射能試料の取り扱い、線源の組み立て、廃棄物処理、除染、遠隔操作による溶接密封技術および1基の汎用型ケーブの有効利用などCo線源の製造に関する多様な知見を得ることができた。
東島 智; JT-60SAチーム
no journal, ,
JT-60SA計画は、幅広いアプローチ活動として日欧共同で実施するサテライト・トカマク計画と、我が国のトカマク国内重点化装置計画の合同計画である。JT-60SAの目的は、人材育成に加え、ITER運転シナリオの最適化などのITERの支援研究、及び高プラズマ圧力、高自発電流割合プラズマの運転・制御・長時間維持手法の開発などITERの補完研究を通してトカマク型原型炉設計を進め、核融合エネルギーの早期実現を図ることである。そこで、平成31年3月の初プラズマを目指し、那珂核融合研究所の臨界プラズマ試験装置JT-60の一部施設を再利用して超伝導トカマク装置JT-60SAへの改修を進めている。本講演では、JT-60SAに関する日欧の調達状況及び研究開発の現状についてまとめる。
中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鶴田 理; 鈴木 喜雄
no journal, ,
原子力機構は、原子力施設等、大型構造物の耐震健全性を分析するための耐震信頼性試験を計算機上で実現できるように、耐震性評価用3次元仮想震動台の開発を進めている。これは、実験では困難な実物大構造物等の振動台試験や運転中の原子力発電施設等の振動台試験を計算機上で実現しようとする試みである。その中核機能のひとつとして、FIESTA(Finite Element Structural Analysis for Assembly)と呼ぶ組立構造物の構造解析コードを開発している。これは、原子力施設等の耐震健全性評価を行う一つの手段として、組立構造物の部品間挙動に着目した詳細解析法である。本報では、FIESTAの一部機能である時刻歴応答解析について報告する。
中島 憲宏
no journal, ,
大型プラントのものづくりで必要とされる、実験では不可能な詳細かつ一体的な耐震シミュレーション技術の研究開発と、開発した技術の機能確認・動作検証及び具体事例での適用実証を進めている。原子力施設等の大型プラントにおいて設計仕様を上回る地震時における耐震裕度を把握すると共に、一層合理的な耐震設計を行う方法の確立に貢献し、安全性と経済性の大幅な向上に資するため、強固な産学官連携体制の下、大型プラントのものづくりで必要とされる、実験では不可能な詳細かつ一体的な耐震シミュレーション技術を研究開発し、開発技術の機能検証及び有用性の例証を行っている。一般プラント、石油プラント、原子力プラント等における現在までに実施した例証例について報告する。
中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄
no journal, ,
有限要素解析において、一つの課題である有限要素分割が適正に行われ計算できているかどうかという問題を解決する手段と、有限要素解析の高度化が進む中、多様に存在するアルゴリズムをどのように選択すれば適正な解析解が得られるかという計算精度の確かさあるいは不確かさを比較する手段を提案する。
中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄
no journal, ,
原子力機構は、原子力施設等、大型構造物の耐震健全性を分析するための耐震信頼性試験を計算機上で実現できるように、耐震性評価用3次元仮想震動台の開発を進めている。これは、実験では困難な実物大構造物等の振動台試験や運転中の原子力発電施設等の振動台試験を計算機上で実現しようとする試みである。耐震性評価用3次元仮想震動台の主たる機能として、FIESTA(Finite Element Structural Analysis for Assembly)と呼ぶ組立構造物の構造解析コードを開発している。これは、原子力施設等の耐震健全性評価を行う一つの手段として、組立構造物の部品間挙動に着目した詳細解析法である。本報では、FIESTAの一部機能である解析結果の不確かさを確認する手段について、数値実験した結果について報告する。
中島 憲宏; 西田 明美; 飯垣 和彦; 沢 和弘
no journal, ,
組立構造解析技術を用いて、高温工学試験研究炉の振動挙動解析を行った。解析結果を示すとともに、過去に得られている地震動に伴う観測結果との比較を試みた。