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論文

RCSビーム入射部における低放射化・保守性向上のための真空容器のアップグレード

神谷 潤一郎; 山本 風海; 柳橋 亨*; 佐藤 篤*; 三木 信晴*

Proceedings of 15th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.645 - 648, 2018/08

J-PARC 3GeVシンクロトロン(Rapid Cycling Synchrotron: RCS)のビーム入射部は、リニアックからの負水素イオンを陽子へ荷電変換する薄膜によるビーム散乱のため、真空ダクト等が放射化し残留放射線量が高いエリアである。加えて、パルス電磁石であるシフトバンプ電磁石の漏洩磁場で真空ダクトのフランジ温度が100度近くになるため、熱膨張により真空リークが発生しやすい箇所である。今後1MWのビーム出力に向けて安定運転をしていくうえで、このような状況の改善は、保守時の被ばくを低減するという観点で必須である。残留放射線量低減を目的として遮蔽体を常設するために、入射点の真空容器の構造を改良する。フランジの発熱によるリークの問題は、フランジ材料を現在の純チタン2種(耐力:約220MPa)から高強度材料であるTi-6Al-4V(耐力:約920MPa)に変更することで、高トルクでの締め付けにも耐えうるようにする。本会では、これらのアップグレードの状況について報告する。

論文

ITER nuclear components, preparing for the construction and R&D results

伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Barabaschi, P.*; Barabash, V.*; Chiocchio, S.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; Federici, G.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.31 - 38, 2004/08

 被引用回数:14 パーセンタイル:66.17(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER主要コンポーネントの発注仕様書の準備が現在進行中である。製造方法や非破壊検査法などを考慮しつつ炉構造機器(真空容器や容器内機器)の詳細設計を現在行っている。R&D開発については、20度あるいは30度の入射角の超音波試験,2チャンネルモデルによる流量配分の試験,第一壁のモックアップやパネルの製造及び試験,ハウジングを含めた全システムとしてのフレキシブル支持構造の試験,リーク試験のための予備真空領域を設けた同軸冷却管接続の試験,ダイバータの垂直ターゲットのプロトタイプの製造と試験などが行われた。こうした結果により、設計の成立性について確信を与えるとともに、低コストの代替え製造法の可能性を示すものである。

論文

Design and technology development of solid breeder blanket cooled by supercritical water in Japan

榎枝 幹男; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 三木 信晴*; 本間 隆; 秋場 真人; 小西 哲之; 中村 博文; 河村 繕範; et al.

Nuclear Fusion, 43(12), p.1837 - 1844, 2003/12

 被引用回数:100 パーセンタイル:93.52(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文は、高い経済性を有する核融合発電プラント用ブランケットの設計と開発に関するものである。高い経済性と実現性の双方を有する発電ブランケットとして、超臨界圧水冷却方式の固体増殖ブランケットの概念設計を明らかにした。最重要設計項目として、モジュール構造の核特性,熱機械特性に関し基本的な成立性を示した。また、発電システムとして41%以上の発電効率を有することを示し、本方式の経済的な魅力を明らかにした。また、構造体製作技術開発の成果としては、実機構造を模擬する第一壁パネル試験体を用いて、原型炉で想定している最高熱負荷1MW/m$$^{2}$$ に相当する加熱試験を行い、試験体が母材と同等の熱疲労寿命を持つことを実証した。さらに、ブランケット熱設計の要となる増殖材充填層の有効熱伝導率研究に関しては、湿式法で製造したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ を用いて、充填層の有効熱伝導率を明らかにし、裕度のある設計を可能とした。

報告書

Nuclear, thermo-mechanical and tritium release analysis of ITER breeding blanket

古作 泰雄; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 佐藤 聡; 佐藤 真一*; 大崎 敏雄*; 三木 信晴*; 秋場 真人

JAERI-Tech 2003-058, 69 Pages, 2003/06

JAERI-Tech-2003-058.pdf:5.86MB

ITERの増殖ブランケット設計は、中性子増倍材微小球充填層中にトリチウム増殖材微小球の管状充填層(BIT)を置く構造を採用している。設計は、遮蔽ブランケットと同一のモジュール支持構造と冷却マニフォールドを使用することを仮定したものである。本研究では、微小球充填層型増殖ブランケットに特有の設計課題である、トリチウム増殖性能核解析,トリチウム放出挙動解析,ペブル充填層を考慮した熱機械特性解析を実施し、設計が妥当であることを明らかにした。

報告書

Japanese contribution to the design of primary module of shielding blanket in ITER-FEAT

黒田 敏公*; 秦野 歳久; 三木 信晴*; 廣木 成治; 榎枝 幹男; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-098, 136 Pages, 2003/02

JAERI-Tech-2002-098.pdf:24.33MB

ITER-FEATの遮蔽ブランケット設計における日本での検討事項をまとめた。第一壁/遮蔽ブロックの熱・応力解析及び遮蔽ブロックの熱・流力解析を行い、遮蔽ブロックの一部に熱応力が過大となる箇所があること、また遮蔽ブロック内の流路で閉塞的な状態となっている箇所があることを指摘するとともに改善を提案した。つぎに、ソリッド要素を用いた3次元電磁力解析を行って、ディスラプション時にブランケットモジュールに生じる電磁力を求めるとともに、第一壁と遮蔽ブロック、また遮蔽ブロックと真空容器の接続構造の強度検討を行った。最後に、ブランケットへの主給排水管が真空容器内部に埋設された場合の水-水リーク検出システムについて検討した。

報告書

東海再処理施設の複数ユニットの臨界安全評価

白井 更知; 田口 克也; 飯沢 昇司; 大部 智行; 佐藤 信晴*; 須藤 俊幸

JNC TN8410 99-055, 69 Pages, 1999/09

JNC-TN8410-99-055.pdf:2.98MB

東海再処理施設の安全性確認の一環として実施した臨界安全及び遮蔽設計に用いられた基本データの確認については既に報告している。この報告の中では、臨界安全設計における複数ユニットの臨界安全に関しては、プルトニウム製品貯蔵セルを代表としてその臨界安全性を確認している。本報告は、複数ユニットの臨界安全性について、臨界管理対象施設のうち、初期に設計・建設された分離精製工場及びウラン貯蔵所を対象に追加評価を行ったものである。分離精製工場では、濃縮ウラン溶解セル、給液調製セル、分離第2セル、分離第3セル、ウラン精製セル、ウラン濃縮脱硝室、プルトニウム精製セル、プルトニウム濃縮セル、プルトニウム製品貯蔵セル及びリワークセルを、ウラン貯蔵所では貯蔵室を対象箇所とした。これらの対象箇所は複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。

論文

Present activities preparation of a Japanese draft of structural design guidelines for the experimental fusion reactor

宮 健三*; 武藤 康; 高津 英幸; 羽田 一彦; 小泉 興一; 實川 資朗; 荒井 長利; 大川 慶直; 島川 貴司*; 青砥 紀身*; et al.

Fusion Engineering and Design, 31, p.145 - 165, 1996/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:32.75(Nuclear Science & Technology)

核融合実験炉ITERを我国に建設する際に構造設計基準上の観点から、どのような規制が必要となるかについて検討を行った。検討課題は、機器区分、運転状態分類、解析手法、破壊基準、簡易評価手法、材料特性、溶接及び検査などである。この結果、機器区分案及び運転状態分類案を作成し、また第1壁の316SS部分が中性子照射により脆化する際の破壊がティアリングモジュラス・クライテリオンで評価でき、更に現在用いられている応力ベースの許容基準が安全側であること、電磁力による振動及び破壊挙動に関する実験結果、真空容器が第3種機器に相当する場合に要求される溶接、検査、ISIの項目について記す。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,PhaseIIA,Part 2, Chapter III:Impurity Control(Engineering)

関 昌弘; 三木 信晴*; 渋谷 陽二*; 藤村 薫; 安達 潤一*; 佐藤 瓊介*; 藤井 政治*; 山崎 誠一郎*; 伊藤 新一*

JAERI-M 85-075, 177 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-075.pdf:3.35MB

この報告書はIAEA主催INTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本のナショナルレポートの第III章(後半)に相当するものである。ダイバー夕、リミタ、第1壁の候補材についてのデー夕べース評価を行ない、特に高速中性子による照射効果に関するデータの不足を明らかにした。高密度低湿度条件に対するダイバータの工学設計を行なった。設計にあたっては、材料選択、構造概念、熱流力解析、応力解析、ディスラプション解析、寿命評価、トリチウム透過の検討を行なった。本報告書は、これら検討評価の結果を述べたものである。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop, Phase IIA; Chapter IX:Magnets

西尾 敏; 嶋田 隆一; 島本 進; 上田 孝寿*; 深井 佑造*; 沢田 芳夫*; 山口 貢*; 三木 信晴*; 浜島 高太郎*; 長沼 正光*; et al.

JAERI-M 82-176, 263 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-176.pdf:5.22MB

超電導コイルシステムは国際トカマク炉(INTOR)の主要コンポーネントの一つである。本報告では炉本体構造の分解修理空間に必要なコイルボア、運転に必要な電源容量、コイルに加わる応力等を考慮し、可能な限りコンパクト化の方向で超電導コイルシステムの検討を行なった。また電源容量の低減化を図るべく、ポロイダル磁場コイルの最適配置に関する検討は詳細に行い、コイルのクエンチ対策等安全性の検討も行なった。さらに、現状技術と要求される技術のギャップを埋めるべく今後必要なR&D項目を摘出した。

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