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報告書

中性子散乱施設使用済ターゲット取扱・保管設備の概念検討,2

安達 潤一*; 神永 雅紀; 佐々木 忍; 羽賀 勝洋; 麻生 智一; 木下 秀孝; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2001-093, 108 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-093.pdf:7.49MB

中性子散乱施設の使用済ターゲット容器等は高度に放射化するため被曝防止の観点から遠隔操作機器により交換する必要がある。また、使用済ターゲット容器の保管等に際しては、使用済ターゲット容器は崩壊熱を有するとともに内部に蒸発による外部汚染の可能性を有する水銀が残留していることを配慮する必要がある。このような使用済ターゲット容器等の取扱・保管設備について概念設計を行い、設備の基本概念を構築するとともに設備の基本仕様を明らかにした。本報告書は、合理化・簡素化を目的に行った、使用済ターゲット容器等の遠隔取扱機器についての最新の設計結果を反映した設備の基本概念と配置計画をまとめたものである。

論文

Present status of spallation neutron source development; JAERI/KEK joint project in Japan

神永 雅紀; 羽賀 勝洋; 麻生 智一; 木下 秀孝; 粉川 広行; 石倉 修一*; 寺田 敦彦*; 小林 薫*; 安達 潤一*; 寺奥 拓史*; et al.

Proceedings of American Nuclear Society Conference "Nuclear Applications in the New Millennium" (AccApp-ADTTA '01) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/00

原研とKEKは大強度陽子加速器計画の下で中性子散乱実験施設の建設計画を進めている。核破砕中性子源としては、1MWの陽子ビーム入射を想定したクロスフロー型水銀ターゲットの設計検討を実施している。本報では、水銀ターゲット熱流動設計を中心に中性子散乱実験施設建家設計の現状,水銀熱伝達試験結果及びターゲット容器の遠隔操作実証試験装置について報告する。水銀ターゲットの熱流動解析では、陽子ビームプロファイルとしてガウス分布を想定した。入口水銀温度50$$^{circ}C$$,入口平均流速1.0m/s,内部総発熱量約0.4MWの条件で解析を行い、水銀最高温度121.5$$^{circ}C$$,容器最高温度232$$^{circ}C$$という結果を得て、熱流動的には成立することを明らかにした。また、解析で用いた熱伝達モデルは、水銀熱伝達実験結果に基づき検証した。さらに、本施設の要となるターゲットリモートハンドリング機器については、概念設計結果を基に実規模試験に着手し、所期の性能を発揮することを確認した。

報告書

中性子散乱施設使用済ターゲット取扱・保管設備の概念検討

安達 潤一*; 神永 雅紀; 佐々木 忍; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2000-068, 86 Pages, 2000/11

JAERI-Tech-2000-068.pdf:4.39MB

中性子散乱施設の使用済ターゲット等は、高レベルに放射化し、かつ、高い崩壊熱を有するほか、内部に蒸発による外部汚染の可能性を有する水銀が残留しているため、遠隔で取り扱うとともに崩壊熱の冷却や水銀等の拡散防止等を考慮する必要がある。本報告書は、このような使用済ターゲット等の取り扱い・保管設備についてその設計方針・基準の策定を行うとともに設備の概念設計の結果をまとめたものである。放射線被曝防止、水銀汚染拡大防止、崩壊熱除去を考慮して設備の基本計画を立案するとともに取扱・保管フローダイヤグラムを作成した。また、主要機器である使用済みターゲットキャスク、ターゲット交換台車の基本構造について概念設計を行い、取り扱いが容易で信頼性等の高いキャスク等を提案した。さらに、設備の安全性確保の観点から放射線監視設備の基本仕様を定めた。

報告書

核破砕ターゲットリモートハンドリング実証試験装置

神永 雅紀; 佐々木 忍; 羽賀 勝洋; 麻生 智一; 木下 秀孝; 粉川 広行; 秋元 敦*; 安達 潤一*; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2000-060, 37 Pages, 2000/11

JAERI-Tech-2000-060.pdf:5.54MB

原研とKEKが共同で建設計画を進めている中性子散乱施設では、大強度陽子加速器から1MWのパルス状陽子ビームを水銀ターゲットに入射させ、核破砕反応により発生した中性子を生命・物質科学等の先端分野の研究に利用する計画である。水銀ターゲット容器は、陽子ビーム及び中性子による照射損傷等により数ヶ月間の運転ごとに交換が必要である。水銀ターゲット容器の交換では、容器が強く放射化しているため、リモートハンドリングによる取り扱いが必須となる。そこで、3次元シミュレーション解析を実施し、ターゲット容器の最適なリモートハンドリングによる交換作業手順とそれに必要な機器を定めた。本報では、リモートハンドリング機器の機能を実証するため計画した実規模ターゲットリモートハンドリング実証試験装置の仕様及び試験計画について述べる。

論文

Prototype tokamak fusion power reactor based on SiC/SiC composite material, focussing on easy maintenance

西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 迫 淳*; 高瀬 和之; 関 泰; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; et al.

Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.271 - 279, 2000/09

 被引用回数:16 パーセンタイル:27.27(Nuclear Science & Technology)

将来の商用炉として環境安全性及び保守性に重点をおいたDREAM炉を過去にすでに提案した。そこでは材料開発の著しい進展が前提とされている。実験炉の次の原型炉の建設予定時期においては、材料は開発途上であることが想定され、そのことを前提として原型炉ドリームの概念構築を試みた。以下、検討の結果得られた主なパラメータを商用炉との比較をし、記述する。

論文

Maintenance and material aspects of DREAM reactor

植田 脩三; 西尾 敏; 山田 禮司; 関 泰; 栗原 良一; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; Dream Design Team

Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.521 - 526, 2000/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:55.31

核融合商用炉DREAM(核融合出力:5.5GW)と原型炉Proto-DREAM(核融合出力:1.5GW)の概念検討を行ってきた。本報はそのうちメインテナンスと材料の側面から報告したものである。炉心構造材としてSiC/SiC複合材を採用し、それと相性の良いヘリウムを冷却材とする核融合動力炉システムである。主な結論は以下の通りである。(1)低放射化材料であるSiC/SiC材料を採用したため、炉心部の線量率は10Gy/nr程度であり、保守用機器の開発が楽になる。(2)セクタ単位の引出し方式としたため、保守時間の短縮化が可能になる。(3)SiC/SiC複合材の特性は現状では、炉の要件を満たさないが、特性の改善をめざした材料開発プログラムが原研で計画された。

論文

中性子散乱施設の使用済ターゲット等取扱・保管設備の設計

安達 潤一*; 佐々木 忍; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

FAPIG, (155), p.48 - 54, 2000/07

高レベルに放射化するとともに毒性のある水銀を使用する中性子散乱施設の使用済ターゲット等を遠隔により信頼性高く安全に取り扱えることを目的として、その取扱・保管設備について基本計画の策定を行うとともに主要設備構成とその仕様、配置計画などの概念設計を行った。使用済ターゲット等取扱・保管設備は、ターゲット交換のためのターゲット交換台車、マニピュレータ等の遠隔操作機器、移送・保管時に密封収納する使用済ターゲット収納容器、使用済ターゲット等気中保管設備等から構成される。計算機シミュレーションにより逐次設計の妥当性等の確認を行いながら検討を進めた結果、安全かつ信頼性の高い設備の見通しが得られた。

論文

Improved tokamak concept focusing on easy maintenance

西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 関 泰; 新谷 吉郎*; et al.

Fusion Engineering and Design, 41, p.357 - 364, 1998/00

 被引用回数:51 パーセンタイル:3.98(Nuclear Science & Technology)

トカマク炉は保守が困難であるとの指摘がなされており、その原因としては、以下の3つが考えられる。(1)プラズマ周辺機器に作用する電磁力。これは電磁力に耐える強固な支持機械と容易な着脱性を同時に満足することが困難なことによる。(2)保守作業中の高い放射線環境条件。このような環境下で実用に耐える材料および機器は極めて限られる。(3)トカマク装置の幾何形状の複雑さ。トカマク装置の主要機器は互いに交鎖しており、かつ機器配置が窮屈である。これを克ふくするために高アスペクトで、SiC/SiC材料を用いたトカマクを提案した。

論文

A Fusion power reactor concept using SiC/SiC composites

植田 脩三; 西尾 敏; 関 泰; 栗原 良一; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; DREAM-Design-Team

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1589 - 1593, 1998/00

 被引用回数:43 パーセンタイル:5.27(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合動力炉の主要な要件として、設備利用率に直結した保守性、経済性を向上させる高い熱効率の実現、環境安全性に優れていることが挙げられる。著者らは、炉内機器の構造材料としてシリコンカーバイド複合材を採用し動力炉概念を構築することを試みた。シリコンカーバイド複合材は低放射化材料でありかつ耐熱材料でもある。また、電導率が小さい。配置に関して、プラズマ設計の要件を満たしながら保守のアクセスを良くするように全体構造を工夫した。ブランケットは、モジュール構造としトリチウム増殖率が正味で1.1が得られるよう中性子増倍材、トリチウム増殖材、遮蔽体の寸法を適正化した。その結果、保守作業は炉停止後1日から開始可能なこと、保守作業はセクター引出方式により簡単化されること、正味の熱効率は47%となること、廃棄物の観点から見ても優れていることが分かった。

論文

炉内保守システムの開発

角舘 聡; 深津 誠一*; 中平 昌隆; 武田 信和; 安達 潤一*; 松本 泰弘*

プラズマ・核融合学会誌, 73(1), p.29 - 41, 1997/01

ITERでは、ダイバータ及びブランケット等の炉内機器は厳しい熱・粒子負荷あるいは段階的運転計画等の理由により定期的に保守・交換される機器に分類される。また、これらの機器はD-T燃焼時に発生する中性子により放射化され、遠隔機器による保守作業が前提となる。これらの炉内機器は大重量・大型・複雑な形状のものを安定に、かつ高い位置・姿勢精度でハンドリングする性能が要求され、このため、ブランケットについては炉内に軌道を敷設し軌道上を走行するビークル/マニピュレータを用いる方式及びダイバータについては移動式台車を用いる方式を考案した。ITER工学R&Dでは、これらの保守方式の妥当性を検証するために、これまでに主要な技術開発を進めてきた。本報では、主に日本チームで進めてきたこれらの炉内保守に関する設計及び技術開発の現状を報告すると共に、実規模の遠隔保守機器について紹介する。

論文

炉内計測・観察システムの開発

小原 建治郎; 角舘 聡; 伊藤 彰*; 荻野 修司*; 岡田 晃*; 木村 正信*; 安達 潤一*

プラズマ・核融合学会誌, 73(1), p.42 - 53, 1997/01

高温、高放射線下で使用可能なITER用炉内計測、観察システムの開発を進めている。計測システムではレーザによる3次元計測方式が、観察システムでは屈折式光学ペリスコープ方式がそれぞれ主案となっており、全体システムの設計検討と並行して、これらのシステムを構成する各種光学機器、部品他の耐環境性試験を進めている。その結果、計測システムでは、1.5mmの凹凸が識別可能な自律式表面計測センサが、観察システムでは15m長(実機サイズ)の耐放射線性ペリスコープが世界で初めて試作開発できた。本報告では上記システムの全体概要とITERとの関連のもとに述べる。

報告書

ITER炉内コンポーネントの遠隔保守修理機器の設計と試作開発

近藤 光昇*; 柴沼 清; 角舘 聡; 寺門 拓也*; 金森 直和*; 堀田 政孝*; 岡 潔; 多田 栄介; 宗像 正*; 本多 啓三*; et al.

JAERI-M 93-066, 133 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-066.pdf:6.83MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の炉内コンポーネントであるダイバータや第一壁アーマタイルの遠隔保守修理機器として、炉内に軌道を展開し、軌道上をマニピュレータを搭載したビークルが走行し作業を行う軌道走行型炉内保守修理システムの設計を行った。本システムの特徴は、炉内作業の基盤となる軌道の高い機械的安定性によるマニピュレータの高い位置精度の確保、及びビークルの高い機動性による効率的な保守作業が可能なことである。本システムの概念の有効性は1/5縮小モデルを用いた試験により実証された。さらに、本システムの重要機器であるダイバータ保守用伸縮型マニピュレータの部分モデルをはじめ、ダイバータ冷却配管の管内アクセスによる溶接・切断ヘッド部、第一壁アーマタイルの表面損傷計測器等の試作試験を行い、今後本格的に展開されるITER工学設計に対して、有効なデータベースを構築した。

報告書

Japanese contributions to containment structure, assembly and maintenance and reactor building for ITER

柴沼 清; 本多 力*; 金森 直和*; 寺門 拓也*; 大川 慶直; 細渕 英夫*; 多田 栄介; 小泉 興一; 松岡 不織*; 西尾 敏; et al.

JAERI-M 91-080, 357 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-080.pdf:12.46MB

国際熱核融合(ITER)の概念設計は1988年に始まり、1990年12月を以て3年間に渡る共同設計活動を終了した。特別チームは主に炉構造、組立保守、炉建屋、プラントを担当した。この報告書は、ITERの概念設計の内、炉構造、遠隔保守及び炉建屋に対する日本のコントリビューションをまとめたものである。炉構造では溥肉真空容器構造設計、電磁気解析、ブランケット固定概念、クライオスタット構造、ポート及び周辺機器配置及びサービスラインレイアウト、遠隔保守では全体保守概念、炉内ハンドリング装置、炉外ハンドリング装置の設計解析及び関連したR&Dによる設計への反映、炉建屋は機器配置および保守時の物流を考慮した設計とその解析である。

論文

Maintenance approach and remote equipment design for FER

立川 克浩; 安達 潤一*; 飯田 浩正; 小林 武司*; 三木 信晴*; 斉藤 龍生*; 山田 政男*

IAEA-TECDOC-495, p.51 - 62, 1989/00

最近の核融合次期装置(FER)の遠隔保守・機器の設計について述べる。設計は遠隔保守の信頼性の向上、低コスト化に重点をおいた。特に、内側遮蔽側の第1壁の交換に供するガードリミタ交換システム、保守のための移動時にトリチウムの飛散を防ぐ移動キャスクの設計概念を紹介する。

報告書

核融合次期装置設計,昭和62年度設計報告書; プラントシステム設計

斉藤 龍生*; 柏原 晋一郎*; 細渕 英男*; 安達 潤一*; 本多 力*; 伊東 新一*; 中山 尚英*; 黒田 敏公*; 今村 豊*; 浅見 直人*; et al.

JAERI-M 88-083, 426 Pages, 1988/05

JAERI-M-88-083.pdf:10.48MB

本書は次期大型装置(FER)の設計検討の一環として、昭和62年度に実施された設計コーディネーション、およびプラントシステムの設計に関する報告書である。前者については、今年度の代表炉心(ACS-M)とこれにフレキシビリティを付加する件、および低物理リスク炉の検討と評価に関する作業の進め方、およびシステムイングレーションの更新について記した。後者については各種プラントシステムのエンジニアリングに関し、設計思想、システム構築、プロセス検討、および解析などを中心に報告している。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase two A,Part 3; Chapter VII; Configuration and maintenance

飯田 浩正; 小林 武司*; 山田 政男*; 安達 潤一*; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 浜島 高太郎*; 畑山 明聖*; 本多 力*; 喜多村 和憲*; et al.

JAERI-M 88-011, 261 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-011.pdf:6.44MB

この報告書は、IAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3における日本報告書の第7章に相当するものである。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop, phase two A, part 3, chapter VIII; Blanket and first wall

小林 武司*; 飯田 浩正; 阿部 忠*; 安達 潤一*; 相沢 雅夫; 海老沢 克之*; 藤井 政治*; 深谷 清; 福原 昌志*; 福原 由雄*; et al.

JAERI-M 87-219, 336 Pages, 1988/01

JAERI-M-87-219.pdf:8.39MB

この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3の日本の報告書の第VIII章(ブランケット/第一壁)に相当するものである。ここではトリチウム増殖ブランケット、第一壁、ダイバータ板、遮蔽体設計に係わる技術的重要検討課題の検討結果及びこれらに係わる新データベースについて述べてある。データベースとしてはセラミック増殖材、高熱負荷材、高熱負荷試験結果及び製作試験結果が含まれている。ブランケット概念の選定に当たっては幅広いスコーピング・スタディを実施し、その結果、優れたトリチウム増殖性能とトリチウム放出挙動よりLi$$_{2}$$Oを増殖材とする概念を標準案に採用した。第一壁に関しては、弾塑性破壊力学による寿命評価を行なうと共にアーマ無し概念とアーマ付き概念の構造検討を行なった。現在の不確かなディスラプション条件を考慮して修理交換が容易な部分的保護リミッタを第一案として提案した。ダイバータ板アーマ材は優れた熱衝撃特性と低スパッタリング特性よりタングステンを採用した。遮蔽検討としては鋼材及びタングステンについて内側遮蔽層を出来るだけ薄くするための最適化の検討を行なった。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); 炉本体構造設計

小林 武司; 山田 政男; 溝口 忠憲*; 井村 泰也*; 佐川 準基*; 真木 紘一*; 渡辺 隆*; 森 清治*; 安達 潤一*; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 87-139, 355 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-139.pdf:8.78MB

本報告書は、昭和59,60年度に引き続き実施された核融合次期装置(FER)炉本体構造設計に関しての報告である。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); 炉本体構造設計の重要検討課題

小林 武司; 山田 政男; 溝口 忠憲*; 井村 泰也*; 佐川 準基*; 真木 紘一*; 渡辺 隆*; 森 清治*; 安達 潤一*; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 87-138, 155 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-138.pdf:3.62MB

本報告書は昭和61年度核融合次期装置の炉本体構造設計に係る重要検討課題の報告である。

報告書

Main engineering features driving design concept and engineering design constraints; Conceptual design study of FY86 FER

斎藤 龍生*; 小林 武司*; 山田 政男*; 三木 信晴*; 中島 国彦*; 杉原 正芳; 山本 新; 飯田 浩正; 藤沢 登; 溝口 忠憲*; et al.

JAERI-M 87-137, 72 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-137.pdf:1.32MB

核融合炉に必要な主要工学設計の考え方を示す。

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