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高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.
JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB
中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温
300
Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200804_1 - 4200804_4, 2015/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Engineering, Electrical & Electronic)JAEA is planning performance test of 50 m Toroidal Field (TF) conductor of ITER using Central Solenoid Model Coil (CSMC) test facility at Naka-site in Japan. In order to test the conductor, "TF Insert Coil" (TFIC) is under fabrication in cooperate with Hitachi, Ltd. TFIC is a solenoid coil wound in 1.44 m diameter. It is going to be installed into the bore of CSMC, whose maximum magnetic field is 13 T. The maximum driven current of TFIC is 68 kA. In order to prepare for fabrication of TFIC, several trials of components including windings, removal of Cr plating of the strands, welding and compaction of terminal sleeve were carried out for process qualification. The results of trials showed that the winding dimater satisfied its criterion, the Cr plating was clearly removed using non-woven cloth soaked into HCl solution, the mechanical strengths at 4 K of welds at the terminal were enough. Eventually, the fabrication process qualification of TFIC was completed.
安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 唐戸 孝典*; 渡邊 壮太*; 井上 修*; 川崎 信史; 江沼 康弘*
Journal of Pressure Vessel Technology, 136(4), p.041406_1 - 041406_10, 2014/08
被引用回数：9 パーセンタイル：43.74(Engineering, Mechanical)構造不連続部のクリープ疲労評価法の比較評価のため、改良9Cr-1Mo鋼切り欠き試験体によるクリープ疲労試験を実施した。試験は単軸の引張り-圧縮試験及びインダクションコイルを用いた熱荷重による試験を行った。応力集中部の応力は切り欠き半径により調整した。種々のクリープ疲労評価法により寿命評価を行うために有限要素法解析を実施するとともに、その予測寿命と試験寿命の比較検証を行った。クリープ疲労評価法としては応力再配分軌跡法(SRL法),弾性追従法,高速炉規格による方法等を採用した。これらの比較によりすべての試験結果に対してSRL法が最も適切な予測寿命を与えることが確認された。高速炉規格については繰り返し数で70倍以上安全側の評価を与えることが確認された。
吉田 雅史; 花田 磨砂也; 小島 有志; 井上 多加志; 柏木 美恵子; Grisham, L. R.*; 秋野 昇; 遠藤 安栄; 小又 将夫; 藻垣 和彦; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 8(Sp.1), p.2405146_1 - 2405146_4, 2013/11
本研究では、JT-60負イオン源の端部から引き出される負イオンビームの密度が低い原因を明らかにするために、負イオン源内での負イオン生成の元となる水素イオン及び水素原子の密度分布を静電プローブ及び分光計測にて調べた。またフィラメントから電子の軌道分布を計算コードにて求めた。その結果、負イオンビームの密度が低くなる原因は、電子のB
grad Bドリフトによって負イオンが非一様に生成されるためであることがわかった。また、負イオンビームが電子数の多い端部では高密度の負イオンを、電子数の少ない反対側の端部では低密度の負イオンを引き出すために歪んでしまい、接地電極に当たっていることも明らかとなった。
若井 隆純; 井上 修*; 安藤 勝訓; 小林 澄男
Transactions of the 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-22) (CD-ROM), 9 Pages, 2013/08
In Japan, the basic designing works for a demonstration plant of Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) are now conducted. JSFR is an advanced loop type reactor concept. To enhance the safety and the economic competitiveness, JSFR employs modified 9% chromium - 1% molybdenum (Mod.9Cr-1Mo) steel as a material for coolant pipes and components, because the steel has both excellent high temperature strength and thermal properties. The steel has been standardized as a nuclear material in Japan Society of Mechanical Engineers (JSME) code in 2012. In JSFR pipes, demonstration of Leak Before Break (LBB) aspect is strongly expected because the safety assessment may be performed on the premise of leak rate where the LBB aspect is assured. Although the authors have already performed a series of thermal fatigue crack growth tests of austenitic stainless steel cylinders, crack growth behavior in the structures made of Mod.9Cr-1Mo steel has not been investigated yet. Especially for the welded joints of Mod.9Cr-1Mo steel, "Type-IV" cracking may occur at Heat Affected Zone (HAZ). Therefore, this study performed a series of thermal fatigue crack growth tests of thick wall cylinders made of Mod.9Cr-1Mo steel including welds, to obtain the crack growth data under cyclic thermal transients. The test results were compared to the analytical results obtained from JAEA's simplified methods.
永田 寛; 井上 修一; 山浦 高幸; 土谷 邦彦; 長尾 美春
JAEA-Technology 2013-008, 30 Pages, 2013/06
JAEA-Technology-2013-008.pdf:2.24MB
JMTRの改修は平成22年度に完了し、平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に対する補修も完了し、現在、JMTR再稼働に向けた準備を実施している。JMTR再稼働後は、軽水炉の安全研究や基礎基盤研究、医療用ラジオアイソトープ等の生産のための照射試験が実施される予定である。一方で、利用者にとって魅力的な試験炉とするため、利用性の向上を検討してきた。その一環として、照射利用申込から照射試験完了までの期間(ターンアラウンドタイム)短縮について検討した。検討にあたっては、別途試作した照射キャプセルの製作プロセスを分析した。その結果、照射キャプセルの部品の共通化や電気ヒータ等の計装類については既製品を利用し、検査工程の見直し等により、これまで製作に6か月要していた照射キャプセルについては、その製作期間を約2か月短縮できることがわかった。
井上 修一; 小室 忠男; 鍋谷 栄昭; 松井 義典; 飯田 一広; 伊藤 和之; 木村 明博; 菅野 勝
JAEA-Technology 2010-010, 27 Pages, 2012/05
JAEA-Technology-2010-010.pdf:1.99MB
沸騰水キャプセルを用いた燃料照射試験では、燃料破損時においてキャプセルから流出する核分裂生成物(FP: Fission Products)量を炉外に設置した放射線モニターで検出できる最小限にし、FPの原子炉施設内への放出を低減させる目的で沸騰水キャプセル内に希釈管を設けている。JMTR再稼動後に行う燃料異常過渡試験では、広範囲の試験条件の設定が可能なように沸騰水キャプセルの給水流量の増加が計画されている。給水流量が増加すると、放出されるFPの増大が予想されたため、給水流量をパラメータとして希釈管の希釈効果を炉外実験で確認した。本報告は、沸騰水キャプセル内の希釈管の希釈係数測定結果をまとめたものである。
本田 明; 増田 薫*; 建石 剛*; 加藤 修*; 井上 博之*
材料と環境, 60(12), p.541 - 552, 2011/12
高硝酸塩濃度条件での硝酸イオンと金属との化学的相互作用を理解し、既報のモデルを改良するために、閉鎖系で、高アルカリ性かつ高硝酸ナトリウム濃度の水溶液を用いた炭素鋼の浸漬試験及び自然浸漬電位の測定試験を実施した。修正したモデルを用いて解析し、自然浸漬電位,化学種量の変化の傾向及び化学種量の値自体ともおおむね再現することができた。
花田 磨砂也; 小島 有志; 田中 豊; 井上 多加志; 渡邊 和弘; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 秋野 昇; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.835 - 838, 2011/10
被引用回数：13 パーセンタイル：69.64(Nuclear Science & Technology)JT-60SAにおいては、12基の正イオン中性粒子入射装置(NBI)と1基の負イオンNBIを用いて、合計30MWの重水素原子を100秒間プラズマへ入射することが要求されている。正イオンNBIにおいては、1基あたり1.7MW, 85keVの重水素原子の入射に向けて、既存の正イオンNBIの電源の一部や磁気シールドを改造する設計を進めている。電源に関しては設計をほぼ完了し、改造機器の仕様を決定した。磁気シールドに関しては工学設計をほぼ完了し、今後、製作設計を開始する予定である。500keV, 10MW入射が要求されている負イオンNBIにおいては、同装置の心臓部である負イオン源の開発を強力に進めている。負イオン源内の真空絶縁を改善することによって、負イオン源の耐電圧を従来の400kVから設計電圧である500kVに大幅に改善した。加えて、イオン引き出し面積の約20%を用いたビーム生成実験において、2.8A, 500keVの水素負イオンビーム生成に成功した。本結果は1A以上の負イオンビームを500keV以上のエネルギーまで加速した世界初の成果である。開発に加えて、設計・調達においても、500kV加速電源の改造設計を完了し、2010年度から調達を開始する。
花田 磨砂也; 小島 有志; 井上 多加志; 渡邊 和弘; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 秋野 昇; 椛澤 稔; et al.
AIP Conference Proceedings 1390, p.536 - 544, 2011/09
被引用回数：7 パーセンタイル：84.66(Physics, Atomic, Molecular & Chemical)JT-60SAにおいては、12基の正イオン中性粒子入射(NBI)装置と1基の負イオンNBI装置を用いて、合計30-34MWの重水素中性粒子ビームを100秒間プラズマへ入射することが要求されている。正イオンNBIに関しては、JT-60SAの設計値である1基あたり2MW, 85keVの重水素中性粒子ビームの入射を達成している。その際、イオン源やイオンダンプ等のビームライン機器は、100秒入射が要求されるJT-60SAで既存の装置を改造することなく再使用できる見通しを得ている。また、10MW, 500keV入射が要求されているJT-60SAの負イオンNBI装置のための開発においては、500keV, 2.8Aの水素負イオンビーム生成に成功している。これは、1A以上の負イオンビームを500keV以上のエネルギーまで加速した世界初の成果である。今後、実験装置を整備し、負イオンの100秒間生成のための開発研究を実施する予定である。
小島 有志; 花田 磨砂也; 田中 豊*; 河合 視己人*; 秋野 昇; 椛澤 稔; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 薄井 勝富; 佐々木 駿一; et al.
Nuclear Fusion, 51(8), p.083049_1 - 083049_8, 2011/08
被引用回数：51 パーセンタイル：88.4(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60NNBIの負イオン源は今まで耐電圧性能が低く、入射パワーが制限されていることが大きな問題であった。そこで、負イオン源内の真空絶縁距離を調整し、単段の要求性能を超える各段200kVを保持することに成功した。この結果を踏まえて負イオン源を改良し、従来よりも短いコンディショニング時間で500kVの印加に成功し、設計値である490kVを加速電源の限界である40秒間絶縁破壊することなく保持することにも成功した。そして、1/5のビーム引き出し領域からビーム加速試験を実施し、従来410keVが最高であったビームエネルギーを最高507keVまで上昇させることに成功した。また、486keVのビームでの負イオン電流値は18m離れたカロリーメーターで2.8A(84A/m
)が得られた。通常、過度のギャップ長延長はビーム光学の劣化を引き起こすが、今回のギャップ長ではビーム光学の大きな劣化がないことを計算及び実験で確認した。これらの結果はJT-60SAやITERのNBIにおける耐電圧設計に大きく貢献するものである。
安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 唐戸 孝典*; 渡邊 壮太*; 井上 修*; 川崎 信史; 江沼 康弘*
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 11 Pages, 2011/07
To compare and evaluate these estimation methods, a series of creep-fatigue test was carried out with notched specimens. All the specimens were made of Mod.9Cr-1Mo steel. Deformation controlled creep-fatigue tests and temperature controlled creep-fatigue tests were performed and creep-fatigue lives, crack initiation and propagation processes were observed by digital micro-scope and replica method. A series of elastic Finite Element Analysis were carried out and number of cycles to failure was predicted by several creep-fatigue damage evaluation methods. Then these results were compared with test results. Four types of evaluation methods which are stress reduction locus method, simple elastic-follow up method, the method using conventional Neuber's rule and the methods described in JSME FBR design code were applied. In addition that, experimental based estimation were also compared.
小沼 勇一; 井上 修一; 岡田 祐次; 作田 善幸; 菅野 勝
JAEA-Technology 2011-016, 13 Pages, 2011/06
JAEA-Technology-2011-016.pdf:3.58MB
大洗研究開発センターのJMTR(Japan Materials Testing Reactor:材料試験炉)では、キャプセル照射装置を用いた照射試験において、照射試料の温度制御能力を向上させるための取り組みを実施している。これまでに照射キャプセル内の照射試料の温度を制御する装置に、リアルタイムの原子炉出力の信号を取り込み、原子炉出力の変動に基づき、先行値制御を行うことにより照射試料の温度を精度よく制御することができるキャプセル温度自動制御装置を開発した。JMTR再稼働後においては、未知の材料挙動の解明及び材料の開発により、将来社会に向けた新たな原子力エネルギー開発に貢献し、世界でもトップレベルの高精度で温度制御された照射試験データを得られるようにするため、改良型キャプセル温度制御装置の開発を進めている。
layersUmenyi, A. V.*; 本美 勝史*; 川尻 慎也*; 品川 晃祥*; 三浦 健太*; 花泉 修*; 山本 春也; 井上 愛知; 吉川 正人
Key Engineering Materials, 459, p.168 - 172, 2011/04
有限差分時間領域法(FDTD法)により、光通信で使われる波長1.55
m領域を対象とした新たな光導波路を設計した結果、円孔の径を465nm、周期を664nmとした三角格子フォトニック結晶導波路が有効であることが予測された。そこで、400kVイオン注入装置を用い、照射エネルギー:80keV,照射量:110
ion/cmの条件の下、Siイオンを熱酸化により形成されたSi基板上のSiO層に注入して導波路のコアとなる高屈折層を形成した。電子ビームレジストを塗布してEB描画装置で設計パターンを描画したフォトニック結晶表面を原子間力顕微鏡(AFM)を用いて調べた結果、円孔の径が466nm、周期が666nmとなり、設計値どおりのフォトニック結晶導波路が作製できていることが確認できた。
小島 有志; 花田 磨砂也; 田中 豊*; 河合 視己人*; 秋野 昇; 椛澤 稔; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 薄井 勝富; 佐々木 駿一; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
JT-60N-NBIの負イオン源は今まで耐電圧性能が低く、入射パワーが制限されているのが問題であった。そこで、加速電極の間隔を拡げて、負イオン源内の最短の真空絶縁距離である支持枠角部の電界集中を低減した結果、単段の要求性能を超える200kVを保持することに成功し、設計指標となっていた大型の負イオン源では小型電極よりも6から7倍程度長い真空絶縁距離が必要であることが明らかになった。その理由として電極の面積が100倍異なることだけでなく、1080個もある電極孔や支持枠等の局所電界の電界分布が影響していることが小型電極の実験結果から予測される。そして、1/5のビーム引き出し領域からビーム加速試験を実施した結果、従来420keVが最高であったビームエネルギーを最高507keVまで上昇させることに成功した。ギャップ長を増加させたことによりビーム光学が劣化して電極熱負荷が増大することが懸念されたが、今回のギャップ長の範囲ではビーム光学の劣化がないことを確認した。これらの結果はJT-60SAやITERのNBIにおける耐電圧設計に大きく貢献するものである。
北岸 茂; 谷本 政隆; 飯村 光一; 井上 修一; 斎藤 隆; 近江 正男; 土谷 邦彦
JAEA-Review 2010-046, 19 Pages, 2010/11
JAEA-Review-2010-046.pdf:2.51MB
JMTRは、1968年に初臨界を達成してから、燃材料の中性子照射試験やRI製造等に利用されてきたが、改修のために2006年に一旦停止した。再稼働後のJMTRは、軽水炉の長寿命化(高経年化対策,次世代軽水炉の開発等),産業利用の拡大(医療診断用
Tcの製造等)といった幅広い利用ニーズに応えるために、改修工事と並行して、新たな照射試験技術の開発を進めている。本報告書は、JMTRの中性子照射試験で用いる計測機器として開発中のFPガス圧力計,多対式熱電対,ECPセンサー及びセラミックセンサーの開発の現状についてまとめたものである。
花田 磨砂也; 秋野 昇; 遠藤 安栄; 井上 多加志; 河合 視己人; 椛澤 稔; 菊池 勝美; 小又 将夫; 小島 有志; 藻垣 和彦; et al.
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.208 - 213, 2010/08
原子力機構では、JT-60SAに向けた負イオンNBI装置の開発及び設計を進めている。特に、開発に関しては、500keV, 22Aの重水素負イオンビームの生成に向けて、既存のJT-60負イオン源を改良し、JT-60負イオンNBI装置に取り付けて、試験を行っている。現在、開発の最優先課題である負イオン源の高エネルギー化を精力的に進めている。負イオン源内の電極間のギャップ長を従来よりも伸張することによって、イオン源に印加可能な加速電圧を従来の400kVから要求性能である500kVまで改善した。加えて、イオン引き出し領域の1/5を用いて、世界に先駆けて、500keV, 3Aの高エネルギー水素負イオンビームの生成に成功した。負イオン源の高エネルギー化と並行して、JT-60SAにおける100秒入射に向けて、既設のJT-60負イオンNBI装置の長パルス化を図った。負イオン源内の電極熱負荷を従来より20%低減し、同装置の限界である30秒入射を実現した。その結果、入射時間とパワーの積である入射エネルギーは世界最大値80MJに到達し、プラズマの高性能化に大きく貢献した。
井上 修一; 山浦 高幸; 斎藤 隆; 石川 和義; 菊地 泰二; 相沢 静男; 土谷 邦彦
JAEA-Technology 2009-076, 33 Pages, 2010/03
JAEA-Technology-2009-076.pdf:18.29MB
材料試験炉(JMTR)では、シュラウド照射装置「OSF-1」や沸騰水キャプセルを用い、発電炉で使用された燃料試料の出力急昇を伴う照射試験を数多く行った。同燃料照射に用いる燃料試料には、遠隔で行う溶接により、熱電対やFPガス圧計のような再計装機器を直接取付けられていた。本開発では、再計装機器の利用効率の向上を図ることを目的に、従来の溶接の代わりに当該機器の再使用を可能にする機械的な接続方法、すなわち「メカニカルシール機構」を考案し、その構造の設計,試作及び確証試験を行った。試作したメカニカルシール機構の試験体は、各種確証試験において良好な結果を示し、再計装機器の再利用が可能となる見通しを得た。
北岸 茂; 井上 修一; 斎藤 隆; 近江 正男; 土谷 邦彦
UTNL-R-0475, p.2_5_1 - 2_5_9, 2010/03
材料試験炉(JMTR)を用いた燃材料の中性子照射試験では、中性子照射量,照射温度等を正確に測定することは必要不可欠である。特に温度測定では、熱電対が使用されているが、照射キャプセルの内容器(直径2030mm)に熱電対を取り付ける本数には制限があった。このため、低温領域(200300C)から高温領域(10001200C)までの広い温度範囲において、1本の細径シースに最大7点までの測温接点を有し、かつ軸方向温度分布が測定可能な細径多対式熱電対の開発を開始した。本発表では、1000C以下での温度測定では、K型多対式熱電対を用いることで、照射環境下において測定できることを確認した。また、1000C以上での温度測定では、新たにN型多対式熱電対を設計・試作し、炉外試験を通じて製作性と電気的性能を確認した。この結果、シース外径
1.8mm、測温接点の軸方向における寸法公差が
1mm以内で製作が可能でかつ各測温接点での温度特性及びシース-素線間の絶縁性が良好であることから、多対式熱電対の製作の見通しを得た。
