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論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04

The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO$$_{2}$$) that would contribute, not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning, but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients ($$>$$ 2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by X-ray computed tomography (CT) technology and by electron probe micro-analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective, in terms of applicability of the NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 長 明彦; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; 松井 泰; et al.

Proceedings of 16th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1270 - 1273, 2019/07

原子力機構-東海タンデム加速器は最高加速電圧が約18MVの大型静電加速器であり、核物理,核化学,原子物理,材料照射などの分野に利用されている。平成30年度の利用運転日数は138日であり、主として核物理実験に利用された。最高加速電圧は16.5MVであった。新たにタンデム加速器の入射ビームラインにビームアッテネータを設置し、ビーム電流の制御を容易にし、かつ荷電変換フォイルの消耗を最小化できるようにした。主な整備事項として、約7万時間使用したペレットチェーンおよび、約9年使用した高電圧端子内発電機の駆動モーターの交換を行った。最近のビーム電流の増強によりビームプロファイルモニターのワイヤーがビームで溶断するトラブルが2件発生した。その他建家の酸欠モニタの電源故障が発生した。発表では加速器の運転・整備状況およびビーム利用開発等について報告する。

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-3 test

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of International Conference on Dismantling Challenges; Industrial Reality, Prospects and Feedback Experience (DEM 2018) (Internet), 11 Pages, 2018/10

2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO$$_{2}$$ペレットの代りにZrO$$_{2}$$ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。

論文

Dynamic properties of nano-confined water in an ionic liquid

阿部 洋*; 山田 武*; 柴田 薫

Journal of Molecular Liquids, 264, p.54 - 57, 2018/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:39.62(Chemistry, Physical)

Nano-confined water (a water pocket) was spontaneously formed using an ionic liquid (IL), 1-butyl-3-methylimidazolium nitrate ([C$$_{4}$$mim][NO$$_{3}$$]), in [C$$_{4}$$mim][NO$$_{3}$$]-H$$_{2}$$O and [C$$_{4}$$mim][NO$$_{3}$$]-D$$_{2}$$O mixtures. The static average size of the water pocket in [C$$_{4}$$mim][NO$$_{3}$$]-80 mol% D$$_{2}$$O has been estimated to be around 20${AA}$, determined via small-angle neutron scattering measurements. In this study, the dynamics of the water pocket in the IL were directly examined using incoherent quasielastic neutron scattering. Using the H-D difference of a neutron incoherent scattering cross section, the extent of the diffusion of the water molecules in the water pocket was determined. The water pocket could be characterized due to the slow dynamics of the water compared with those of bulk water.

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO$$_{2}$$ with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m $$times$$ 0.3 m $$phi$$) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ($$>$$ 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-1 and the CMMR-2 tests

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 12th International Conference of the Croatian Nuclear Society; Nuclear Option for CO$$_{2}$$ Free Energy Generation (USB Flash Drive), p.109_1 - 109_15, 2018/06

2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO2ペレットの代りにZrO2ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。

論文

Application of nontransfer type plasma heating technology for core-material-relocation tests in boiling water reactor severe accident conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(2), p.020901_1 - 020901_8, 2018/04

原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するために、我々は小規模試験体(107mm$$times$$107mm$$times$$222mm (height))を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用性が確認できた。また我々は、中規模の模擬燃料集合体(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR事体に関する試験を実施予定である。

論文

Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm $$times$$ 10 cm $$times$$ 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm $$times$$ 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.

論文

Preparation for a new experimental program addressing core-material-relocation behavior during severe accident with BWR design conditions; Conduction of preparatory tests applying non-transfer-type plasma heating technology

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 石見 明洋; 中桐 俊男; 永江 勇二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するため、我々は小規模試験体(107mm$$times$$107mm$$times$$222mmh)を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用可能性が確認できた。また我々は、2016年に中規模の予備実験(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR自体に関する試験を実施予定である。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 長 明彦; 阿部 信市; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; et al.

Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.357 - 360, 2015/09

原子力機構-東海タンデム加速器施設における2014年度の加速器の運転・開発状況およびビーム利用開発について報告する。2014年度の加速器の運転日数は156日であり、最高運転電圧は18MVで8日間の利用があった。利用されたイオン種は15元素(19核種)である。高電圧端子内イオン源からのビーム利用は30%であり、原子あたり3.5MeVのエネルギーでC$$_{3}$$分子イオンの利用があった。近年、需要の増えた非密封RIや核燃料を標的とした実験に対応するため、これらの標的を扱える照射室(第2照射室)を新たに整備した。2014年11月にビーム試験を実施し、2015年2月より実験利用が開始された。現在RI標的の利用が可能であり、今後、核燃料標的に拡大する予定である。東海タンデム加速器では高電圧端子内機器への電力供給のために地上電位にある40HPおよび30HPのモーター出力を動力伝達用アクリルシャフトを介して端子内の10kVAおよび15kVAの発電機を駆動している。このシャフトの軸受マウント部を改良しベアリング寿命を大幅に伸ばすことに成功した。大型静電加速器としての特徴を活かすべくビーム開発を実施しているところである。

論文

Surface modification effects on hydrogen absorption property of a hydrogen storage alloy by short pulse laser irradiation

阿部 浩之; 下村 拓也; 徳平 真之介*; 島田 幸洋*; 竹仲 佑介*; 古山 雄太*; 西村 昭彦; 内田 裕久*; 大道 博行; 大島 武

Proceedings of 7th International Congress on Laser Advanced Materials Processing (LAMP 2015) (Internet), 4 Pages, 2015/08

短パルスレーザー(ナノ秒,フェムト秒)を水素吸蔵合金表面層に照射し、水素吸蔵能向上を目指す表面改質実験を行った。レーザー条件をパルス幅100fsec、エネルギー0.2-3.4mJ/pulseとして、水素吸蔵合金LaNi$$_{4.6}$$Al$$_{0.4}$$合金に照射することで表面の局所構造を変化させ、この吸蔵合金の初期水素吸蔵反応とレーザー照射との相関について調べた。その結果、フルエンスで2.0mJ/cm$$^{2}$$付近でのレーザー照射したサンプルは未照射サンプルに比べ、1.5-3.0倍水素吸蔵初期反応速度が速くなり水素吸蔵能が向上することを見いだした。これによりレーザー照射は水素吸蔵材料の表面改質に有効であると結論づけられる。

論文

東海タンデム加速器の故障事例

松田 誠; 阿部 信市; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; et al.

第27回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.142 - 145, 2015/03

原子力機構-東海タンデム加速器において、過去10年ほどの間に発生した様々な機器の故障事例を紹介する。当施設は運転開始から約30年を経過し、機器の高経年化による故障が多々見られるようになった。その代表として、冷却水配管の継ぎ手、ホローコンダクタなどからの水漏れや、圧力タンク内部機器の接触不良などがある。圧力タンク内は六フッ化硫黄(SF$$_6$$)ガスが充填されているが、コロナプローブのコロナ放電や時折発生する放電により腐食性のあるSF$$_6$$の分解生成物のガスも発生している。この腐食性のガスにより徐々に電気機器の接点やアルミガスケット、真空機器の溶接部が腐食し、接触不良および真空リークを発生する事例がみられる。このほかベローズの伸縮の繰り返しによってビームラインバルブやファラデーカップのベローズ部からの真空リークも近年多く発生するようになってきた。また高圧下および放電サージに晒される特殊環境下である加速器圧力タンク内の機器の故障について報告し、それらの原因および対処法などについて述べる。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 長 明彦; 阿部 信市; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; et al.

Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.410 - 413, 2014/10

原子力機構-東海タンデム加速器施設における2013年度の加速器の運転・開発状況およびビーム利用開発について報告する。2013年度の加速器の運転は、7/16$$sim$$10/6および1/16$$sim$$3/2の2度の定期整備期間を除いて実施され、運転日数は154日であった。最高運転電圧は17.5MVで14日間の利用があった。近年は分子イオン加速のために低い電圧での利用も増え、3.5MVでの加速も実施された。利用されたイオン種は15元素(19核種)である。高電圧端子内イオン源からのビーム利用は33%であった。加速器運転の省力化・効率化のために、光学計算による光学パラメータの自動設定やスケーリング則による設定の技術開発を行っている。その過程で既存の光学要素が計算に全く合わない部分があることが判明した。原因は磁気ステアラーや、磁気四重極レンズの極性やその並びがビームラインごとに異なっていたり、中にはでたらめに配線されているものがあった。これらを修正したところ計算値との整合性を改善することができた。今後、精度を高めるべく開発を継続していく。主な整備事項として、端子電圧を制御するSLITコントロールの不調や、大型偏向電磁石の磁場制御のためのNMRの経年劣化による動作不良、高電圧端子内発電機の増速ギアボックスのオイル漏れが発生した。加速器建家においては老朽化した、高圧受変電設備の更新やエレベータ制御機器の更新が実施された。大型静電加速器としての特徴を活かすべくビーム開発を実施しているところである。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 長 明彦; 阿部 信市; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; et al.

Proceedings of 10th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.307 - 309, 2014/06

2012年度の加速器の運転は2度のマシンタイム期間で行われ、運転日数は113日であった。最高運転電圧は18MVで9日間の利用があった。利用されたイオン種は16元素(19核種)であり、C分子イオンも加速された。また、$$^{132}$$Xeと$$^{12}$$Cを同時に試料に照射するデュアルビーム加速を実現した。高電圧端子内に設置されたECRイオン源からのビーム利用が多く全体の48%を占めた。超伝導ブースターは4日間運転され、現在は予算削減のため休止状態となっている。主な整備事項では、2012年度交換を完了しなかったひびの入った残りの加速器の絶縁カラムを支えるセラミクスポストの交換を実施した。最終的には、240本中38本にひびが生じていた。また先の大地震で被害を受けた建屋の補修工事を2012年の11月から約3か月に渡り実施し、建屋の壁や柱のひび割れの補修を行った。現在は、大型静電加速器としての特徴を活かすべくビーム開発を実施しているところである。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 阿部 信市; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; et al.

Proceedings of 9th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.362 - 366, 2013/08

原子力機構-東海タンデム加速器施設には、20MVタンデム加速器とその後段加速器として1/4波長型超伝導空洞40台から構成される超伝導ブースター加速器が設置されている。2011年発生した東北太平洋沖地震では、東海タンデム加速器は震度6弱の揺れに襲われ、地震計のインターロックにより自動停止した。加速器の圧力タンクからのSF$$_6$$ガスの漏れも発生せず、超伝導ブースターのHe冷凍機は停止中であったのでHeガスの放出もなかった。加速器の主な被害は、高電圧発生部の絶縁カラムを支持するセラミクス支柱の35本(総数240本)の破損、加速管へのSF$$_6$$ガスのリーク、ビームライン機器の移動(特に大型偏向電磁石)等であった。加速器本体の被害が小さかったのは、絶縁カラム全体が免震機構によって支えられていたおかげである。約半年に及ぶ復旧作業の結果、2011年9月には運転を再開することができ、最高電圧は18MVを保持している。本報告では、被災状況とその復旧作業及び施設の運転状況と最近のビーム開発について報告する。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成23年度)

片桐 裕実; 奥野 浩; 岡本 明子; 池田 武司; 田村 謙一; 長倉 智啓; 中西 千佳; 山本 一也; 阿部 美奈子; 佐藤 宗平; et al.

JAEA-Review 2012-033, 70 Pages, 2012/08

JAEA-Review-2012-033.pdf:6.38MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法等に基づき「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国, 地方公共団体, 警察, 消防, 自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成23年度においては、上記業務を継続して実施するとともに、平成23年3月11日の東日本大震災により発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故対応について、原子力機構が実施する人的・技術的な支援活動の拠点として、原子力緊急時支援・研修センターを機能させた。各部署と連携を取りながら原子力機構の総力を挙げて、国,地方公共団体の支援要請を受け、事業者が対応する復旧にかかわる技術的検討、住民保護のためのさまざまな支援活動や、特殊車両・資機材の提供を継続して実施した。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成22年度)

片桐 裕実; 奥野 浩; 澤畑 正由; 池田 武司; 佐藤 宗平; 寺門 直也; 長倉 智啓; 中西 千佳; 福本 雅弘; 山本 一也; et al.

JAEA-Review 2011-037, 66 Pages, 2011/12

JAEA-Review-2011-037.pdf:4.52MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成22年度においては、上記業務を実施したほか、平成23年3月11日の東日本大震災により発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故に際し、指定公共機関としての支援活動を総力を挙げて行った。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の被災状況

松田 誠; 長 明彦; 阿部 信市; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; et al.

第24回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.51 - 54, 2011/07

2011年3月11日に発生した東北太平洋沖地震によって東海タンデム加速器施設は震度6弱の揺れに襲われた。加速器は16.1MVで運転中であったが、インターロックにより自動停止した。幸い、SF$$_{6}$$ガス及びHeガスの放出も発生せず、施設の大規模な損傷はなかった。タンク内の機器に甚大な被害は見られず一安心であったが、絶縁カラムを支持するカラムポストにひびや割れが確認された。地震の揺れの割に被害が小さかったのは、カラム全体が免震機構によって保護されていたおかげである。ビームラインでは、大型電磁石が数cm移動したり、真空ベローズが破壊されたりした箇所があった。被害の全容は調査段階であり完全には掴めていないが、確認された被災状況と現時点での復旧状況について報告する。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

石崎 暢洋; 石井 哲朗; 阿部 信市; 花島 進; 長 明彦; 田山 豪一; 松田 誠; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; et al.

第23回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.13 - 16, 2010/11

2009年度のタンデム加速器の運転,整備及び利用状況について報告する。加速器の運転時間は約3600時間で例年より少ないが、これは年2回の定期整備以外にタンク開放を要する不具合が4回発生したためである。利用されたイオン種は20元素(25核種)で、多い順にH, O, C, Xe, Ni, N, Li, Arなどであり、ターミナルイオン源からCO$$_{2}$$の加速試験も実施した。利用分野は、核物理,核化学,材料・物性,加速器開発などであった。カラムのショーティングロッドのナイロン製接続ネジが破断し、タンク外へ取り出せなくなる不具合が発生した。圧空ジャッキによるロッドの抜き差しの際に過大な力が加わり破断に至ったものと推定された。ロッドの接続部で放電や引っかかりが起こらない改良型ロッドを製作中である。電磁石のトラブルとして、12月にコイルの内部に微少な水漏れが発生し磁場が不安定になる現象が起きた。現在片側のコイルのみで運転中であり、新しいコイルを製作中である。また、別の電磁石電源で使用している水冷シャントの銅管にピンホールによる水漏れが発生した。これは冷却不要のDCCTに置き換えた。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成21年度)

金盛 正至; 白川 裕介; 山下 利之; 奥野 浩; 照沼 弘; 池田 武司; 佐藤 宗平; 寺門 直也; 長倉 智啓; 福本 雅弘; et al.

JAEA-Review 2010-037, 60 Pages, 2010/09

JAEA-Review-2010-037.pdf:3.11MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成21年度においては、日本原子力研究開発機構年度計画に基づき、おもに下記の業務を推進した。(1)国,地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動,(2)国,地方公共団体等の原子力防災関係者に対する研修・訓練,(3)原子力防災にかかわる調査・研究の実施及び情報発信,(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災にかかわる国際貢献。

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