Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
塙 悟史; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 石原 正博; 伊藤 治彦
JAERI-Tech 2003-064, 25 Pages, 2003/07
材料試験炉(JMTR:Japan Materials Testing Reactor)は、第147サイクルの共同利用運転中に、一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管からの水漏れが確認されたため、12月10日に原子炉を手動停止した。当該圧力計導管については、充填ポンプが加振源となり圧力計導管が振動し、その繰り返し荷重によりき裂が発生・進展した可能性がある。このため、当該部の振動解析と応力解析を実施した。振動解析の結果、充填ポンプNo.1圧力計導管の固有振動数は5358Hz程度と推定され、共振周波数である50Hz(充填ポンプ回転数)に近い状態にあった。応力解析の結果、振動により当該圧力計導管に発生する応力は固有振動数53Hzで63MPa,58Hzで25MPaと求められた。振動による応力と、自重と内圧による応力の合計値を計算すると、固有振動数53Hzで112.2MPa,58Hzで74.2MPaになる。これらの発生応力は使用材料の疲れ限度に近い値であり、充填ポンプNo.1の圧力計導管に生じたき裂は、充填ポンプの振動に起因する疲労によるものと推測された。
き裂発生原因の調査ワーキンググループ
JAERI-Tech 2003-060, 183 Pages, 2003/07
日本原子力研究所大洗研究所の材料試験炉(JMTR)において、平成14年12月10日に一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管に水漏れが確認された。また、水漏れ停止後に行った外観観察及び浸透探傷試験の結果、当該圧力計導管にき裂が確認された。このため、水漏れ発生の原因と対策及び安全管理への取組みについて検討するために、日本原子力研究所内外の専門家から構成する「JMTR計測用配管水漏れ調査検討委員会」が平成14年12月16日に設置された。これを受けて、当該圧力計導管におけるき裂発生の原因を調査するためのワーキンググループを材料試験炉部に設置し、圧力計導管とその溶接部分を含む試料を切り出し、ホットラボ施設において外観検査,破面観察,金属組織観察,硬さ測定等を実施した。本報告書は、これらのデータをまとめたものである。
竹田 武司; 橘 幸男
Nuclear Engineering and Design, 223(1), p.25 - 40, 2003/07
被引用回数:2 パーセンタイル:18.89(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)の16対の制御棒は反応度変化を制御するため用いられる。HTTRは日本初の高温ガス炉であり、原子炉出口ガス温度は950C,熱出力は30MWである。原子炉圧力容器の上部に取り付けられている制御棒用スタンドパイプには、制御棒駆動装置が1個ずつ収納されている。制御棒駆動装置の温度が180Cを越える場合、電磁クラッチの電気絶縁性が低下し、制御棒駆動装置が正常に機能しない恐れがある。31本のスタンドパイプはスタンドパイプ室に林立しており、中央にある制御棒用スタンドパイプを効果的に冷却すべきである。そこで、適切な空気吹出しノズルと空気吸込口を有する1対のリング状ダクトを介して、空気の強制循環により制御棒駆動部を間接的に冷却することとした。解析結果に基づくリング状ダクトをスタンドパイプ室に据え付けた。HTTRの出力上昇試験の評価結果から、全出力運転及びスクラム時において、制御棒用スタンドパイプ内の電磁クラッチ及びその回りのヘリウムガス雰囲気温度はそれぞれ180C,75Cを下回ることが明らかになった。
JMTR計測用配管水漏れ調査検討委員会
JAERI-Review 2003-014, 117 Pages, 2003/03
日本原子力研究所大洗研究所材料試験炉(JMTR)において、平成14年12月6日に、漏水検知器の警報が発報し、平成14年12月10日、一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管に水漏れが確認された。日本原子力研究所では、所内外の専門家から構成する「JMTR計測用配管水漏れ調査検討委員会」を平成14年12月16日に設置して、平成15年1月6日までに公開による委員会を3回開催し、水漏れ発生の原因と対策及び安全管理への取組みについて検討を行った。本報告書は水漏れ発生の原因と対策及び安全管理への取組みについて取りまとめたものである。
堀 順一; 佐藤 聡; 山内 通則*; 落合 謙太郎; 西谷 健夫
JAERI-Research 2003-002, 50 Pages, 2003/03
本研究では、低放射化フェライト鋼(F82H)と酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼に対してD-T中性子照射を行い、逐次反応によるCo生成実効断面積を測定した。F82H,ODSフェライト鋼に対するCo生成実効断面積は、鉄の約1.5倍となった。さらに、6種類の核融合炉材料(鉄,銅,バナジウム,チタン,タングステン,鉛)とF82Hに対して、水素化合物との接触面領域での逐次反応実効断面積の分布を測定した。水素化合物との接触面で逐次反応率は同一材料の場合と比べて20倍以上となり、F82Hに対しては50倍となった。核融合冷却水配管表面で生成されるCoによる放射能は、1次中性子反応で生成されるMnによる放射能の3~10%に至ることを示した。逐次反応実効断面積を(n,xp), (p,n)反応断面積,陽子放出スペクトル,陽子阻止能を用いて評価し、実験値との比較を行なった。
関 泰; 森 清治*; 西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.268 - 275, 2000/03
高い安全性、良好な環境影響、高い熱効率と稼働率を目指したDREAM炉概念を提案した。この炉のブランケットには極低放射性のSiC/SiC複合材を構造材として、化学反応性のないヘリウムガスを冷却材としている。非常に簡単な分解保守方式により高いプラント稼働率が得られ、出口温度900Cのヘリウムガスにより50%近い熱効率を実現した。このように魅力的な炉概念ではあるが、口径80cmのヘリウム冷却管を通しての中性子ストリーミングが問題となる。中性子ストリーミングが冷却管に隣接する極低温超電導磁石におよぼす影響、ガスタービン管における被ばく線量に対する効果を調べた。その結果、冷却管をトーラスの内側に引き出す場合には、被ばく線量を十分に低くできないが、トーラスの外側に引き出す場合には、追加遮蔽を施すことにより被ばく線量を十分に低くできることを明らかにした。
岡 潔; 伊藤 彰*; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 高橋 弘行*; 多田 栄介
JAERI-Tech 99-048, 222 Pages, 1999/07
核融合実験炉において、ブランケットを交換・保守する際、それらに付属する冷却配管をあらかじめ切断し、撤去を行い、その後、新しいブランケットを設置し、冷却配管を再溶接する作業が必要である。また、溶接後は溶接部の健全性評価のための検査が必要である。これら一連の作業は、遮蔽領域の確保と狭小なポートからのアクセスという観点から、新しい作業概念の適用が要求されている。本報告では、これまでに開発を行ってきた枝管用溶接・切断装置について報告するとともに、ブランケットの冷却配管保守に関して、母管用の溶接・切断装置の開発、枝管用非破壊検査装置の開発、枝管用リーク試験装置の開発、溶接・切断・観察を行うことが可能な複合型光ファイバの開発を、併せて報告する。
岡 潔; 角舘 聡; 中平 昌隆; 田口 浩*; 多田 栄介; 伊藤 彰*; 柴沼 清; Haange, R.*; A.Tesini*
Fusion Technology 1996, 0, p.1649 - 1652, 1997/00
国際核融合実験炉(ITER)では、D-T燃焼により炉内機器は放射化されるため、遠隔機器による保守・交換作業が必要となる。これら炉内機器には、冷却配管が付属しているためこれまでに、配管内からのアクセスによる溶接・切断・検査装置の開発を行ってきた。今回、ブランケットの冷却配管を対象とし、曲がり部を通って枝管を溶接・切断することを可能とした加工ヘッド及び移動機構を製作した。駆動試験の結果、半径400mmの曲がり部を持つ配管内をスムーズに移動し、枝管部での位置決めが正常に行われることを確認した。また、出力の異なる発振器での溶接・切断試験を実施し、配管及び厚板での最適な加工パラメータの取得を行った。非破壊検査装置については、試作したEMATにより基礎試験を行い、その性能を評価し、合わせて、検査ヘッドの設計を行った。今後は、総合遠隔機器(モックアップ)試験を展開する予定である。
岡 潔; 中平 昌隆; 角舘 聡; 多田 栄介; 小原 建治郎; 田口 浩*; 金森 直和*
JAERI-Tech 96-035, 47 Pages, 1996/07
核融合炉実験炉において、炉内機器を交換保守する際、それらに付属する冷却配管をあらかじめ切断し、撤去を行い、その後、新しい炉内機器を設置し、冷却配管を再溶接する作業が必要である。本報告では、従来までの一般的な手法であった配管の外側からのアクセスによる溶接・切断装置によらず、配管内からのアクセスによる溶接・切断を光ファイバー導光が可能なYAGレーザを用いることによて、曲率を持つ配管内を通過後、枝管を溶接・切断するシステムを提案し、要素開発を行った。まず、溶接・切断用加工ヘッドを製作し、基本パラメータの取得を行い、加えて、YAGレーザの基礎的な溶接・切断試験を行い、有効なデータベースを構築した。さらに本システムの有効性を炉内機器の1つであるブランケット冷却配管の溶接・切断に適用することで実証した。
傍島 真; 安達 公道; 鈴木 光弘; 岡崎 元昭; 斯波 正誼
Nucl.Eng.Des., 54(3), p.419 - 427, 1979/00
被引用回数:1ROSA-II試験装置によりPWRの改良型ECCSの実験を行った。低温側配管破断においては、上部プレナムに温水を、下部プレナムに冷却水を注入し、低圧注入系を高温側配管に注入する方式が、LOCAの全過程を通じて炉心冷却に有効であることが実験的に示された。実験結果は、RELAP4Jコードの解析結果と相互評価のために比較され、コードは流出流の挙動をかなりよく見積ることができ、改良ECCSの実施された方法における大まかな流体挙動を表していることが明らかになった。しかし計算された熱伝達の結果は、気液対向流が炉心上部で顕著なときなどは実験データとよく合わない。