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論文

Mechanical properties of full austenitic welding joint at cryogenic temperature for the ITER toroidal field coil structure

井口 将秀; 齊藤 徹; 河野 勝己; 千田 豊; 中嶋 秀夫; 小川 剛史*; 片山 義紀*; 小方 大成*; 峯村 敏幸*; 渡海 大輔*; et al.

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2520 - 2524, 2013/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:36.16(Nuclear Science & Technology)

ITER TF構造物は高さ約17m,幅約9mのD型形状の大型溶接鋼構造物であり、その最大溶接深さは260mmとなる。TF構造物溶接時には、極低温における溶接継手強度を確保するために、溶接材料として、核融合炉設備規格 超伝導マグネット構造規格で規定されているFMYJJ1を、また、構造材料として4種類の窒素添加強化型ステンレス鋼を使用する計画である。原子力機構では、溶接深さと構造材料の組合が極低温における溶接継手の機械特性に与える影響を調査するために、FMYJJ1を使用した片側狭開先TIG溶接により、板厚40mmの4種類の構造材料の組合せ、及び板厚200mmの2種類の構造材料を組合せた溶接継手を製作し、これらの溶接継手から引張試験片を製作した。これらの試験片を用いて実施した4Kでの引張試験の結果、低い強度の構造材料を使用すると溶接継手の強度も低下するが、構造材料の強度を下回らないことがわかった。また、200mm厚さの溶接継手における引張試験結果では、継手強度は板厚方向にほぼ一定であり、極厚材の溶接においても実機TF構造物製作に十分な継手強度を確保できることを明らかにした。

論文

Development of structures for ITER toroidal field coil in Japan

井口 将秀; 千田 豊; 高野 克敏; 河野 勝己; 齊藤 徹; 中嶋 秀夫; 小泉 徳潔; 峯村 敏幸*; 小方 大成*; 小川 剛史*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4203305_1 - 4203305_5, 2012/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:49.63(Engineering, Electrical & Electronic)

日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)はITERの建設において、トロイダル磁場(TF)コイル構造物(以下、TF構造物)すべての製作を担当する。TF構造物調達活動の一環として、原子力機構はTF構造物の材料品質確認、及び製作技術の検討及び検証活動を行ってきた。原子力機構は日本機械学会が2008年に制定した核融合炉設備規格超電導マグネット構造規格(JAME S KA1 2008)(以下、JSME規格)のTF構造物製造適用を提案しており、JSME規格の実用性を検証するために、実規模試作用に製作したステンレス鍛鋼品に対する品質確認試験を4Kにて実施し、JSME規格との比較を実施した。また、製作技術検討活動として、FMYJJ1ワイヤを使用した狭開先TIG溶接の溶接施工法の検証、溶接能率向上のためのFMYJJ1以外のワイヤの適用可能性の検討、TF構造物施工法確認のためにTF構造物の小規模及び実規模試作を行ってきた。本発表ではこれらの活動結果について報告する。

論文

ITERトロイダル磁場コイル構造物の製作技術開発

井口 将秀; 千田 豊; 中嶋 秀夫; 小川 剛史*; 片山 義紀*; 小方 大成*; 峯村 敏幸*; 宮部 圭介*; 渡海 大輔*; 新見 健一郎*

低温工学, 47(3), p.193 - 199, 2012/03

ITERトロイダル磁場コイル構造物(TF構造物)は、高さ約17m,幅約9mのD型形状の大型溶接鋼構造物である。原子力機構はITER建設においてTF構造物すべての製作を担当しており、実機TF構造物製作に向けた製作技術の実証と合理化を目的として、実規模試作を行ってきた。原子力機構は日本機械学会が2008年に制定した核融合炉設備規格超伝導マグネット構造規格(以下、JSME規格)のTF構造物製作への適用を提案しており、JSME規格に基づいて製造したステンレス鍛鋼品の品質確認試験を実施し、JSME規格の実機用材料製造への適用性を確認した。また、TF構造物製作に必要な溶接施工法の検証を実施し、その溶接品質を確認するとともに、実規模試作を実施することで、これまで不明瞭であった溶接変形挙動を明らかにし、実機TF構造物の製作に目途を付けることができた。

論文

Coulomb excitation of $$^{174}$$Hf K-isomer; $$gamma$$-ray spectroscopy with high-spin isomer beam

森川 恒安*; 郷農 靖之*; 森田 浩介*; 岸田 隆*; 村上 健*; 井出口 栄治*; 熊谷 秀和*; G.H.Liu*; A.Ferragut*; 吉田 敦*; et al.

Physics Letters B, 350, p.169 - 172, 1995/00

 被引用回数:17 パーセンタイル:30.53

高スピン核異性体を逆運動学的核融合反応により生成し、不安定核二次ビームとして用いるあたらしい実験手法を開発した。この手法により$$^{174}$$HfのK$$^{pi}$$=8$$^{-}$$核異性体からなる二次ビームを$$^{208}$$Pbの第二次標的に照射し、散乱粒子と脱励起ガンマ線の同時計数法を用いてクーロン励起実験をおこなった。核異性体上に構築されたJ$$^{pi}$$=9$$^{-}$$の第一励起状態からのガンマ線を測定し、その収量から換算遷移確率B(E$$_{2}$$;8$$^{-}$$$$rightarrow$$9$$^{-}$$)の値をもとめた。その結果、この核異性体上の励起状態は基底状態とほぼ同程度の変形をした集団運動の状態であることがわかった。実験データとの比較によると、この核異性体のK量子数はかなり良い量子数であると考えられる。また、この実験は高スピン核異性体二次ビームによる二次反応を用いて行われた初めてのガンマ線核分光実験であった。

論文

A Model to predict the ultimate failure of coated fuel particles during core heatup events

小川 徹; 湊 和生; 福田 幸朔; 沼田 正美; 宮西 秀至; 関野 甫; 松島 秀夫; 伊藤 忠春; 角 重雄; 高橋 五志生

Nuclear Technology, 96, p.314 - 322, 1991/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:22.03(Nuclear Science & Technology)

仮想的な炉心過熱時における被覆燃料粒子の破損を予測するためのモデルを提出した。本モデルは被覆燃料粒子の寸法等の統計的ばらつきを考慮したことと、照射UO$$_{2}$$の定比性と平衡CO圧との熱力学的評価を行ったことを特徴とする。予測結果を照射後加熱試験結果と比較した。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 10% hot leg break experiment Run SB-HL-04

久木田 豊; 中村 秀夫; 佐伯 宏幸*; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 91-040, 122 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-040.pdf:3.42MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断(上向き破断)実験Run SB-HL-04の実験データをまとめたものである。本実験は、破断口向きの効果に関する実験シリーズ(合計3ラン)の一つとして実施され、他の2回の実験では、それぞれ同一破断面積の水平方向破断及び下向き破断を模擬した。また本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 10% hot leg break experiment; Run SB-HL-02

久木田 豊; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; et al.

JAERI-M 90-039, 122 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-039.pdf:3.38MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断実験Run SB-HL-02の実験データをまとめたものである。本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

報告書

Data report for ROSA-IV/LSTF 5% hot leg break experiment Run SB-HL-01

久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-225.pdf:3.53MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 5% cold leg break LOCA experiment Run SB-CL-08

久木田 豊; 平田 和男*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 89-220, 127 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-220.pdf:3.57MB

本報では、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-08の実験をまとめたものである。本実験は、加圧水型炉(PWR)のコールドレグ小破断冷却材喪失事故におけるループシールクリアリング時の炉心水位低下に対する蒸気発生器内残留水の影響を対象とする実験シリーズの一部として行われ、高圧注入系及び補助給水系の不作動を想定した。実験では2回にわたり炉心露出が生じた。第1回目はループシールクリアリング時におこり、蒸気発生器上昇流側と下降流側との残留水量の非対称による炉心水位低下の拡大がみられた。第2回目の炉心露出は圧力容器内冷却材のボイルオフのために生じ、蓄圧注入系の作動により炉心水位は回復した。

報告書

被覆粒子燃料のガススィープキャプセル照射試験、(II); 75F4A,75F5Aキャプセルによる照射

小川 徹; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 飛田 勉; 湊 和生; 山本 克宗; 鈴木 紘; 松島 秀夫

JAERI-M 87-020, 79 Pages, 1987/02

JAERI-M-87-020.pdf:4.96MB

ル-ズな状態の被覆燃料粒子及び燃料コンパクトを、それぞれ、75F4Aおよび75F5Aの2本のガススィ-プキャプセルに装荷し、JMTRのBe第1層領域孔で4サイクル(約80日)照射した。75F4Aキャプセル試料は初期3サイクルの間、貫通破損率が0であったので、最外層汚染ウランからのFPガス放出挙動についての知見が得られた。同キャプセルでは最高温度1500$$^{circ}$$C、燃焼率2.2%FIMAに達したが、照射後貫通破損率は3$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$にすぎなかった。また、75F5Aキャプセルでは最高1600$$^{circ}$$C、燃焼率1.6%FIMAに対して、照射後貫通破損率は5$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$であった。同キャプセル試料の照射後SiC層破損率は、照射前に比べて有意な増加を示さなかった。他に、熱分解炭素の照射効果、SiC層のパラジウム腐食、金属FP放出割合、燃料コンパクトの寸法変化等について、デ-タが得られた。

報告書

被覆粒子燃料のスイープガスキャプセル照射試験,(I); 74F-9Jキャプセルによる照射

福田 幸朔; 小川 徹; 鹿志村 悟; 井川 勝市; 岩本 多實; 山本 克宗; 鈴木 紘; 松島 秀夫

JAERI-M 84-054, 65 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-054.pdf:2.84MB

本報告は、原研で最初のスイープガスキャプセルによる照射試験に関するものである。照射試験の目的は、照射下におけるFPガス放出の測定により、破覆粒子の照射健全性を調べることであり、またスイープガスキャプセル(74F-9J)に装荷した破覆粒子は、48,49年度に予備設計仕様にもとづいて試作されたものであり、これらはルーズな状態で照射された。照射中には、装荷破覆粒子からのFPガス放出率を測定し、放出率より破覆粒子破損率の推定を行うとともに、照射後試験で、外観検査、X線ラジオグラフィ、酸漏出などにより破覆粒子破損率を求めた。また、キャプセル内で破覆粒子を保持していた黒鉛ホルダーには金属FPガスが吸着しており、このガンマ線測定から、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs放出率を求めた。

論文

特集: 核融合研究の現状と将来; 高温プラズマ発生装置,1; 磁場による閉じ込め

吉川 允二; 宮本 健郎*; 宇尾 光治*; 小川 潔*; 等々力 二郎*; 秋宗 秀夫*; 佐藤 照幸*

日本物理学会誌, 30(11), p.810 - 840, 1975/11

日本物理学界が編集する日本物理学会誌核融合特集号のため依頼された原稿である。

口頭

使用済樹脂を対象とした廃棄体化基礎試験

大谷 洋史; 東浦 則和; 水井 宏之; 遠藤 伸之*; 片桐 源一*; 大塩 正*; 小川 秀夫*

no journal, , 

ふげんの使用済みイオン交換樹脂は、減圧酸素プラズマ法による減容安定化処理装置にて減容・安定化(無機化)処理を行い、残渣(以下「灰化樹脂」と言う。)をセメントにより混練固化し、廃棄体として処分場へ搬出する計画である。この廃棄体を製作するうえでは「均一・均質固化体の廃棄確認方法」(JNES-SSレポート)や「余裕深度処分廃棄体の製作にかかわる基本要件」(日本原子力学会標準)等の諸条件を満足する必要がある。今回、廃棄体製作技術開発のための調査として、水和阻害物質によるセメント混練固化体への影響に着目し、ふげんの使用済みイオン交換樹脂の水和阻害物質含有量を踏まえた模擬灰化樹脂を用いてセメント混練固化試験体を製作し、その特性を確認した。調査の結果、過去の知見を反映した灰化樹脂の配合割合(35wt%)の条件下においても、廃棄体の廃棄確認において重要な「一軸圧縮強度」は、その基準値を上回る等の結果が得られ、水和阻害物質によるセメント混練固化への影響は認められなかった。

口頭

使用済樹脂を対象とした廃棄体化基礎試験,1; 使用済樹脂の減圧酸素プラズマ法による減容安定化処理

水井 宏之; 大谷 洋史; 東浦 則和; 小野崎 公宏*; 片桐 源一*; 遠藤 伸之*; 小川 秀夫*; 金田 由久*

no journal, , 

水和阻害物質によるセメント混練固化体への影響に着目して、「ふげん」の使用済みイオン交換樹脂の水和阻害物質含有量を踏まえた模擬灰化樹脂を用いてセメント混練固化試験体を製作し、その特性を確認した。減圧酸素プラズマ法による減容安定化処理を行った模擬灰化樹脂は、減重率,六価クロム溶出性,無機化性で良好な結果であり、水和阻害物質を含む実廃樹脂への適応の見通しも確認された。

口頭

基礎架台コンクリート等への放射性物質等の浸透性調査

水井 宏之; 伊藤 英樹*; 久米 恭*; 小川 秀夫*; 金田 由久*

no journal, , 

「ふげん」の解体撤去工事等に伴い撤去する基礎架台コンクリート等の処理・処分に向けた事前検討の一環として、放射性物質等の浸透性を調査した。本調査では、非放射性コバルト溶液のコンクリート中への浸透範囲をPIXE等により観察し、ひび割れの深さは超音波法等により測定した。調査の結果、コンクリートのひび割れ箇所に接液すれば、ひび割れ深さ程度までは浸透する挙動を確認した。ただし、表面に塗膜がある場合には短期間では浸透しなかった。また、浸透範囲はひび割れ深さと概ね相関傾向にあることを確認した。今後、同様の評価を継続し、浸透汚染が必ずしも否定できない範囲を評価する手法の構築を目指す予定である。

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