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論文

Conceptual design for Japan Sodium-cooled Fast Reactor, 4; Developmental study of steel plate reinforced concrete containment vessel for JSFR

根岸 和生; 細谷 拓三郎; 佐藤 健一郎*; 杣木 孝裕*; 松尾 一平*; 清水 克祐*

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9418_1 - 9418_7, 2009/05

ナトリウム冷却高速増殖炉の経済性向上を目的として、鋼板コンクリート構造格納容器(SCCV)の開発研究を行っている。本研究では、SC造による建屋構造や建設方法とともに、高速炉へ適用するための設計条件について検討を行った。また過酷事象時におけるSCCVの成立性を見通すために、高温下で曲げ試験を行う等の部材特性把握試験を実施した。この報告では、試験計画とともに試験の結果の一部を示す。

報告書

Conceptual design and related R&D on ITER mechanical based primary pumping system

丹澤 貞光; 廣木 成治; 阿部 哲也; 清水 克祐*; 井上 雅彦*; 渡辺 光徳*; 井口 昌司*; 杉本 朋子*; 猪原 崇*; 中村 順一*

JAEA-Technology 2008-076, 99 Pages, 2008/12

JAEA-Technology-2008-076.pdf:35.19MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空排気システムは、DT核融合反応で生じたヘリウム(He)を大量の未反応DT燃料とともにトカマク真空容器外へ排出する役割を担うとともに、大気圧から超高真空までの排気や真空漏洩試験,壁洗浄などにも使う。機械式真空ポンプシステムは、クライオポンプシステムと比較しての長所として連続排気や極低トリチウム滞留量,低運転コストが挙げられる。一方、短所として磁気シールドの必要性や水素(H$$_{2}$$)排気性能の不十分性などが一般に認識されている。ITER条件での機械式ポンプシステムの上記短所を克服するため、ダイバータH$$_{2}$$圧力0.1-10Paで十分な排気性能を有するヘリカル溝真空ポンプ(HGP)ユニットを開発し、その性能試験を行った。そしてその開発・試験を通して、軽元素ガス排気用ヘリカル溝真空ポンプユニットの大型化設計・製作に関する多くのデータベースを取得した。また、同データベースをもとにヘリカル溝真空ポンプユニットを使い、ITER条件に合わせて最適配置した磁気シールド構造を有する機械式真空ポンプシステムの概念設計を行った。さらに、タービン翼とヘリカル翼を組合せた複合分子ポンプユニットを使ったコスト低減化(RC)ITER機械式真空ポンプシステムの概念設計も行った。

論文

Basic analysis of weldability and machinability of structural materials for ITER toroidal field coils

小野塚 正紀*; 清水 克祐*; 浦田 一宏*; 木村 政宏*; 門脇 宏和*; 岡本 護*; 中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 奥野 清

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1431 - 1436, 2007/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.49(Nuclear Science & Technology)

ITERトロイダル磁場コイル容器で使用される新しい構造材料である原子力機構が開発したJJ1鋼及び既存の高窒素316LN鋼の加工性及び溶接性を把握するための要素試験を実施した。JJ1の溶接時間の短縮を目指した電子ビーム溶接及び高効率TIG溶接の試験によれば、板厚40mmまでの電子ビーム溶接施工及び26g/minの溶着速度のTIG溶接施工が可能であることを確認した。また、切削加工試験の結果から、極低温用高強度ステンレス鋼の切削は304L, 316L等、従来のステンレス鋼に比べ難しく、製作精度確保のためには、切削条件の最適化を計る必要のあることがわかった。本発表では、これら要素試験の結果について発表する。

論文

Demonstration tests for manufacturing the ITER vacuum vessel

清水 克祐*; 小野塚 正紀*; 碓井 志典*; 浦田 一宏*; 辻田 芳宏*; 中平 昌隆; 武田 信和; 角舘 聡; 大森 順次; 柴沼 清

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2081 - 2088, 2007/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:65.57(Nuclear Science & Technology)

ITER真空容器の製作・組立手順を確認するため実施した以下の試験について紹介する。(1)実規模部分モデルにより、製作性を確認した。(2)現地組立作業を確認するため、試験スタンドを製作した。(3)現地溶接時の外壁外側のバックシールについて、3種類の構造について試験した。(4)UTの適用性について試験を実施した。(5)高真空環境機器への浸透探傷試験の適用性について確認した。

報告書

IFMIF液体リチウムターゲット背面壁の熱構造解析

中村 博雄; 井田 瑞穂; 清水 克祐*; 杉本 昌義

JAEA-Technology 2007-008, 28 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-008.pdf:4.05MB

本報告は、平成15年度から17年度に実施した、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲット背面壁の熱構造解析について取りまとめたものである。IFMIFは、核融合炉材料開発のための、D-Liストリッピング反応による加速器型の高エネルギー中性子照射施設である。液体Li流中で発生した高エネルギー中性子は、ターゲットアセンブリの背面壁と呼ばれる薄い壁を通過して、テストセル内の照射試料を照射する。背面壁は、ステンレス鋼316L又は低放射化フェライト鋼F82Hであり、リップシール溶接によりターゲットアセンブリに取り付けられている。背面壁の中心部では、1年あたり50dpaの中性子照射を受け、最大で25W/cm$$^{3}$$の核発熱が発生するため、熱構造設計がターゲット設計の重要課題の一つである。熱応力評価には、ABAQUSを用いた。熱応力の許容値は、300$$^{circ}$$Cでの非照射材の降伏応力とした。その結果、背面壁がステンレス鋼316Lの場合、背面壁中心部の熱応力は、許容値164MPaを超える。一方、背面壁が低放射化フェライト鋼F82Hの場合、熱応力は289MPaであり、許容値455MPa以下であった。以上の結果、F82Hは背面壁の有力な候補材料である。

報告書

ITERトカマク本体の組立方法と組立手順の検討

小原 建治郎; 角舘 聡; 柴沼 清; 佐郷 ひろみ*; 上 弘一*; 清水 克祐*; 小野塚 正紀*

JAEA-Technology 2006-034, 85 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-034.pdf:9.18MB

核融合炉心の実証と核融合発電炉に必要な炉工学技術の開発を目的とした国際熱核融合実験炉(ITER)は、単体寸法と重量が十数メートル,数百トンもの大型・大重量の各種機器によって構成され、組立後のトカマク本体の概略形状寸法は直径26m,高さ18m,総重量は16,500tにもなる。一方、トカマク本体の位置・組立精度については$$pm$$3mm程度の高精度が要求されている。このため、大型・大重量機器としての取扱いはもとより、高度な組立精度を考慮したトカマク本体の組立手順と組立技術について検討する必要がある。本報告では、ITER国際チーム(IT)が中心となってまとめた従来設計をより実現可能な方法に改善するために、これまでの大型・大重量機器の組立・据付の知見をもとに、次に示す各作業ごとに必要な冶工具,専用ツール,計測方法を含めた組立方法・手順について検討した。(1)トロイダルコイルの組立・芯出し作業,(2)組立作業の簡易化と誤差を少なくするための手順と組立ツールの検討,(3)真空容器の溶接歪を小さくするための手順の検討,(4)作業中、トロイダルコイルに変形を与えない真空容器の支持方法,(5)要求位置・組立精度を確保するために必要な基準点・基準線の設定・検討。その結果、大型で大重量機器から構成されるITERトカマク本体の高精度な組立について現実的な組立方法・手順を提示することができた。

論文

Thermal and thermal-stress analyses of IFMIF liquid lithium target assembly

井田 瑞穂*; 中村 博雄; 清水 克祐*; 山村 外志夫*

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.847 - 851, 2005/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.42(Nuclear Science & Technology)

IFMIF条件下でのターゲットアセンブリ構造の熱的健全性を評価するため熱応力解析を実施した。強力中性子束の核発熱により、アセンブリ/背面壁間の熱伝達が15.8W/m$$^{2}$$Kと小さい場合は背面壁に局所的に440$$^{circ}$$Cの高温部が生じ、回転拘束の背面壁でも熱応力は最大で約500MPaとなり、リチウム流れに接する部分が2mm変位し、安定なリチウム流形成が困難となることを示した。熱伝達を150W/m$$^{2}$$Kとすれば最大熱応力は約260MPaに軽減され、背面壁変位が0.3mmとなることを示した。これにより、現設計に対し、背面壁の拘束方法や冷却方法の考慮を加えることとした。次に、ターゲットアセンブリ全体の温度維持の成立性を評価するため温度解析を実施した。定常運転時に相当するテストセル真空条件0.1Paではアセンブリ,背面壁ともに温度がLi融点180$$^{circ}$$C以上であるが、メンテナンス時の1気圧Ar雰囲気では180$$^{circ}$$C以下となることを示した。同時に得られた必要なヒーター容量は15kW、熱遮蔽は0.2mm厚さのステンレス鋼で16層であり、これらの知見はターゲットアセンブリの設計見直しに反映される。

報告書

Review of JAERI activities on the IFMIF liquid lithium target in FY2004

中村 博雄; 井田 瑞穂*; 松廣 健二郎; Fischer, U.*; 林 巧; 森 清治*; 中村 博文; 西谷 健夫; 清水 克祐*; Simakov, S.*; et al.

JAERI-Review 2005-005, 40 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-005.pdf:3.52MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合炉材料の開発のために、十分な照射体積(500cm$$^{3}$$)を有し照射量200dpaまで照射可能な強力中性子束(2MW/m$$^{2}$$)を発生可能な加速器型中性子源である。このような中性子を発生させるために、最大エネルギー40MeV,最大電流250mAの重水素ビームを、最大流速20m/sの液体リチウム流ターゲットに入射させる。ターゲット系では、7Be,トリチウムや放射化腐食生成物等が発生する。また、背面壁は、年間50dpaの中性子照射下で使用する必要がある。本報告では、平成16年度の原研におけるターゲット系の活動主要なトピックスとして、ターゲットアセンブリの熱・熱応力解析、放射化腐食性生物によるリチウムループ近接性の影響評価,トリチウムインベントリと透過量評価を取りまとめた。

論文

Present status of the liquid lithium target facility in the international fusion materials irradiation facility (IFMIF)

中村 博雄; Riccardi, B.*; Loginov, N.*; 荒 邦章*; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.202 - 207, 2004/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:32.37(Materials Science, Multidisciplinary)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、重陽子-リチウム(Li)反応による加速器型中性子源であり、国際協力で3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)を2002年末まで実施した。本報告では、液体LiターゲットのKEP活動の結果、それを反映した設計と今後の展望について述べる。液体Li流動特性評価のための水模擬実験及び液体Li流動実験,液体リチウム純化系開発のためのトリチウムと窒素不純物制御用材料特性評価,放射化したターゲットアセンブリの交換のための遠隔交換アームの概念設計と基礎実験,安全性評価,計測系の概念検討等を実施した。KEP活動に続いて、Liターゲットの長時間安定運転を実証するため、移行期間を経てLi試験ループを中心とした工学実証・工学設計フェーズを開始する予定である。

論文

Numerical evaluation of experimental models to investigate the dynamic behavior of the ITER tokamak assembly

小野塚 正紀*; 武田 信和; 中平 昌隆; 清水 克祐*; 中村 友道*

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.757 - 762, 2003/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.18(Nuclear Science & Technology)

ITERトカマクの動的挙動について検討した。動的な事象、おもに地震時の数値解析手法検証のために、3種類の試験モデルが考えられている。振動試験のため、1998年時ITER設計ベースにて1/8サイズのトカマクモデルが製作されている。このモデルでは、静的荷重に対するトカマクの剛性,固有振動数、及び地震力に対する振動及び応答特性を把握する。減衰などの非線形の振動特性は、実寸大のモデルでしか把握できない。したがって、実寸大のコイル重力支持構造が設計されており、試験を予定している。またトカマクモデルでは真空容器が剛と仮定されている。この仮定は1/20モデルにて実証されるとしている。上述の試験モデルと試験条件は、解析及び数値計算にて評価された。例えば、静的解析及び固有値解析にて得られた静的及び動的ばね定数はよく一致した。

論文

核融合装置の水リーク探知技術開発用模擬リーク試験体の試作

廣木 成治; 丹澤 貞光; 新井 貴; 阿部 哲也; 清水 克祐*; 仲谷 潤之介*; 栗林 志頭真*

真空, 44(3), P. 329, 2001/03

核融合装置の真空容器内水冷機器(ブランケットやダイバータ等)や、二重壁構造の水冷式真空容器内にもし、水の漏洩(リーク)が生じた場合の新しい水リーク探知手法として、われわれはプローブガスを冷却水に溶解させ、水を流したまま水リーク探知ができる新しい方法を検討している。今回、その方法の原理実証試験を行うための模擬リーク試験体を試作した。同試験体では、プローブガスにクリプトンを使用する。模擬リークとしては、ニードル弁タイプのリーク弁を水循環系の3箇所に取付け、氷結しないようにヒーターで加熱する。このリーク弁を真空容器につなぎ、真空容器内に流入するクリプトンを四極子質量分析計で検出する。そして、クリプトンを溶解させてからそれを検出するまでの時間差を解析して、大まかなリーク箇所を特定できると考えている。

報告書

プラズマ溶射アルミナ電気絶縁コーティング膜の衝撃耐久特性に及ぼす衝撃面形状効果

金成 守康*; 阿部 哲也; 丹澤 貞光; 清水 克祐*; 豊田 真彦*; 惣万 芳人*

JAERI-Research 99-012, 21 Pages, 1999/02

JAERI-Research-99-012.pdf:2.26MB

プラズマ溶射によってステンレス鋼基材上に形成されたアルミナ電気絶縁コーティング膜の電気絶縁耐久性に及ぼす種々の面形状をもった落錘の繰り返し衝撃荷重の効果を調べた。落錘試験は、3種類の直径を有する平端面、くさび形、半球形、円錐形の各試験片形状について、落錘面と固定面の双方をアルミナとした場合のアルミナ/アルミナ組合せ、落錘面もしくは固定面のいずれか一方をステンレスとした場合のアルミナ/ステンレス組合せで行われた。アルミナ膜の電気絶縁耐久性は、算出された平均衝撃圧力の増加とともに低くなった。アルミナ/ステンレス組合せにおいて、アルミナ膜の電気絶縁耐久性は、アルミナ/アルミナ組合せの時と比較して約2.7倍以上に向上し、平均衝撃圧力640MPaで最長の210,000回だった。

報告書

プラズマ溶射によって形成されたアルミナ電気絶縁コーティング膜の繰り返し衝撃荷重に対する耐久性

金成 守康*; 阿部 哲也; 榎枝 幹男; 豊田 真彦*; 馬越 俊光*; 清水 克祐*; 森 順二*; 高津 英幸

JAERI-Research 98-029, 23 Pages, 1998/06

JAERI-Research-98-029.pdf:2.51MB

プラズマ溶射によってステンレス鋼基材上にNi-Cr中間層を介し形成されたアルミナ電気絶縁コーティング膜(アルミナ膜)の繰り返し衝撃荷重(638MPa)に対する電気絶縁耐久性(耐電圧1kV)を、アルミナ平端面の接触を伴う落錘試験を用いて評価した。繰り返し衝撃荷重に対するアルミナ膜の電気絶縁耐久性は、70,000回以上だった。絶縁破壊に至るまでのアルミナ膜の経時変化を調べるために、所定の回数だけ落錘試験を行った試料について、アルミナ膜表面及び断面のSEM観察を行った。その結果、アルミナ膜厚は、落錘試験開始時228$$mu$$mであったが、衝撃回数に比例して直線的に減少し、その速度は2.43nm/回だった。絶縁破壊時のアルミナ膜厚は落錘試験開始時の約21%であり(約50$$mu$$m)、その断面はアルミナ膜とNi-Cr中間層との混在相を示していた。

論文

Design of the ITER vacuum vessel

伊尾木 公裕*; G.Johnson*; 清水 克祐*; D.Williamson*

Fusion Engineering and Design, 27, p.39 - 51, 1995/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:26.37(Nuclear Science & Technology)

ITER装置の真空容器は第1の安全バウンダリーであり、信頼性の高い機器であることが要求されている。使用材料はインコネル625もしくは316ステンレス鋼であり、全溶接構造の二重壁構造を採用している。冷却は水を用い、最高圧力は約2MPaである。プラズマディスラプション時の電磁力・その結果生じる応力について解析・評価し、ほぼ成立する見通しを得た。

報告書

核融合実験炉(ITER/CDA)ブランケット支持構造の概念設計と試作開発

西尾 敏; 渋井 正直*; 清水 克祐*; 小泉 興一; 阿部 哲也; 多田 栄介

JAERI-M 93-091, 92 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-091.pdf:2.69MB

ITERブランケット筐体の支持機構として、キー、コッター概念を選定し、コッターの駆動機構には水圧を利用した金属風船を外側ブランケットに、ピストン/シリンダー型を内側ブランケットに適用した。これら駆動機構を含む支持構造全体の設計を終え必要な試作試験を通じて実機適用の見通しを得た。

報告書

ITER真空容器の耐震解析,1; モデル化及び固有値解析結果

二川 正敏; 小泉 興一; 清水 克祐*; 高津 英幸; 武藤 康; 今木 敏雄*

JAERI-M 92-164, 58 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-164.pdf:1.92MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の大型真空容器について、1/16セクタの詳細な構造モデルを用いた固有値解析を行って真空容器のポロイダル断面内の振動挙動を調べると共に、詳細モデルによって得られた固有値解析結果に基づいてリブ付き二重壁構造体の特性を維持できる解析モデルの簡易化手法の検討を行った。さらに、簡易化したセクタモデルを1/2トーラスモデルに展開してトーラス構造体としての真空容器の低次振動挙動を検討した。得られた主な結論は以下の通りである。(1)評細モデルにより得られた1/16セクタ真空容器の一次固有振動数は、約30Hzであった。(2)補強リブ付き二重壁構造を有する真空容器一般部の振動挙動は、剛性として直交異方性を有する一枚のシェルで表わせる。(3)真空容器の低次振動挙動に対しては、二重壁構造シェルの剛性、上部ポートの質量が支配的である。

報告書

遮蔽一体・均一抵抗型真空容器の構造設計及び部分試作試験

清水 克祐*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 金森 直和*; 西尾 敏; 佐々木 崇*; 多田 栄介

JAERI-M 92-135, 139 Pages, 1992/09

JAERI-M-92-135.pdf:3.74MB

均一抵抗型真空容器(薄肉二重壁構造)にコイル系に対する遮蔽機能を備えた遮蔽一体均一抵抗型真空容器の構造検討を行ない、真空容器一般部、現地接続部、炉内コイル取付部の構造を明らかにするとともに今後の課題を摘出した。真空容器一般部の実寸大部分モデルの試作並びに溶接継手部及び部分モデルによる機械試験を行ない、製作性(溶接施工法、手順)並びに溶接継手部の強度データ及び挙動に関する基礎データを取得することができた。

報告書

ダイバータ支持構造設計

岡崎 隆司*; 西尾 敏; 渋井 正直*; 小泉 興一; 清水 克祐*; 佐々木 崇*; 多田 栄介

JAERI-M 92-108, 62 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-108.pdf:1.59MB

国際熱核融合実験炉(ITER)のダイバータ支持構造体の概念設計を行った。ダイバータ支持構造体は、ダイバータ板とダイバータ遮蔽体を連ぐもので、機械的強度を持たせるために枠組構造とした。本ダイバータ支持枠は、(1)電気絶縁を施し、ディスラプション時に発生する電磁力に耐える構造としたこと、(2)ダイバータ遮蔽体に上記枠を納める台形状の突部を設け、上記枠をダイバータ遮蔽体に設置する時のガイドの役目と遮蔽性能向上の役目を持たせたこと、(3)ダイバータ板と上記枠の、ダイバータ遮蔽体からの脱着に水圧コッターを用いること、(4)ダイバータ支持枠の冷却性能向上のために、支持枠内に直接冷却材を流し込む構造にしたこと、に特徴を持つ。この概念を基に、ダイバータ支持枠の実規模部分モデルを試作し、水圧コッターによるダイバータ遮蔽体からの脱着機能及び支持枠の健全性を試験して、その有効性を確認した。

報告書

核融合炉実験炉(ITER)クライオスタット及び貫通部構造設計

沢 正史*; 金森 直和*; 清水 克祐*; 野村 由紀夫*; 大川 慶直; 柴沼 清; 多田 栄介

JAERI-M 92-094, 102 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-094.pdf:2.3MB

原研では、臨界プラズマ試験装置(JT-60)に続く次期大型装置として核融合実験炉の研究開発を進めている。ITERは、日本、米国、EC及びロシアの4極協同で進めている国際熱核融合実験炉であり、既に3年間にわたる概念設計を終了している。本件は、ITERの炉構造の主要構成機器の一つであるクライオスタット及びその貫通部の構造設計に係わるものであり、日本提案のコンクリート製クライオスタットを基本とした脱着式上部蓋、開口部、非円形断面ベローズ、大型ゲート弁構造及び冷却配管配置の検討結果を取りまとめたものである。本検討により、遠隔による分解組立性と遮蔽機能を両立する構造概念を明らかにすると共に大型ゲート弁についてはシール部の試作試験を通してくり返しシール特性を把握することができた。

論文

Separatrix sweeping by in-vessel coils on a fusion reactor

西尾 敏; 荒木 政則; 新谷 吉郎*; 清水 克祐*; 黒田 敏公*; 杉原 正芳; 下村 安夫

Fusion Engineering and Design, 19, p.203 - 211, 1992/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:71.68(Nuclear Science & Technology)

ITERにおけるダイバータ熱負荷の除去対策は極めて重要な課題である。そこで確実性の高い方法としてセパラトリックスの掃引を提案し、その工学的影響を評価することによって成立性を明らかにした。スウィープコイルを真空容器の中に設置することにより従来は10MW/m$$^{2}$$の除熱が限界であったが40MW/m$$^{2}$$まで高めることが可能になった。一方、容器内にコイルを設置することによる分解修理の困難さについてはコイルをセクタ毎にユニット化する方法で解決できることを示した。

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