オーバーパック溶接部の設計手法に関する研究-溶接品質定量化のための基礎データの取得-(研究概要)

柳澤 一郎*; 重 隆司*; 加口 仁*; 冨松 実*; 佐郷 ひろみ*; 内藤 大靖*; 中村 和博*

JNC TJ8400 2000-048, 30 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-048.pdf:1.64MB

本研究では、溶接部の設計手法について見通しを得ることを目的に、溶接部の基礎データを取得し、これを用いた破壊予測解析等を実施した。各項目の成果は下記の通りである。1)供試体の設計および溶接施工条件の検討 溶接方法として電子ビーム溶接、TIG溶接、MAG溶接を選定し、溶接部の品質が実オーバーパックと同等となるよう溶接条件を検討した。2)供試体の製作 電子ビーム溶接とTIG溶接、MAG溶接の供試体3体を製作し、溶接部の品質がJISZ31041類以上であることを確認した。3)強度試験片等の採取・加工 溶接後の各供試体から試験片を採取し、腐食試験用試験体をサイクル機構殿へ納入した。4)強度試験および組織観察 引張試験は室温と150、破壊靱性試験は0と150で実施し、応力ひずみ曲線とJ-R曲線、ビッカース硬度などを取得すると共に、ミクロ組織、マクロ組織を観察した。5)評価 試験結果から得られた溶接部データを用い、「第2次とりまとめレポート」のオーバーパック構造を対象に、破壊予想解析ならびに溶接欠陥による不安定破壊の評価を実施し、下記の結論を得た。・評価対象としたオーバーパック構造では、破壊荷重に対する溶接部の影響(材料特性、残留応力)ならびに製作公差の影響は無視できる。・さらに板厚を減じた設計でも、崩壊が胴中央部から生じるため、破壊荷重への溶接部の影響は少ないと判断された。・不安定破壊に至る欠陥寸法は10mm程度となり、現状の非破壊検査で検出可能なレベルである。この結論は、板厚を減じた設計でも同様と考えられる。

Design study of nuclear shielding and fuel cycle for steady-state tokamak device JT-60SU

宮 直之; 林 巧; 鈴木 優*; 永島 圭介; 閨谷 譲; 豊島 昇; 鈴木 達志*; 菊池 満; 内藤 大靖*; 永見 正幸

Fusion Engineering and Design, 36(2-3), p.309 - 324, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(96)00696-5

JT-60U以降の計画として、評価・検討を進めている定常炉心試験装置の遮蔽・排気処理系についてまとめた。薄板2重壁構造の真空容器の内部に遮蔽材を兼ねたボロン入冷却水を循環する水タンク方式とした。装置全体は40cm厚のコンクリート製クライオスタット内に格納する。低放射化材料としてこれまで評価してきたTi合金に加え、今回新たに代替案として、SUSとタングステンの組合せを提案し、線量当量の設定目標を満たす遮蔽構造を示した。ダイバータポートの実効排気速度20pam/s(30mol/h)を可能とする定常粒子排気系を検討した。プラズマ及びNBIからの排気ガスは燃料精製系で不純物を処理した後、プラズマ燃料として循環再利用する。本装置のDD放電では0.2g/年のトリチウムが発生する。トリチウム循環系は多重格納とし、緊急時の処理が可能なトリチウム安全処理系を検討した。

Parameter study on Japanese proposal of ITER hydrogen isotope separation system

吉田 浩; 榎枝 幹男; 小原 敦*; 田中 茂; 大川 慶直; 長倉 正昭*; 内藤 大靖*; 長島 一寛*

JAERI-M 90-233, 38 Pages, 1991/01

JAERI-M-90-233.pdf:0.72MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の燃料系概念設計において、日本はトリチウムにかかわる全てのサブシスを考慮した総合設計を行った。ITERでは以下のサブシステムが必要とされる:燃料供給系(ガスパフ系,ペレット入射系)、トーラス排気系、プラズマ排ガス精製系、水素同位体分離系、NBI及びRFまわりのトリチウム系、ブランケット系、一次冷却水処理系、安全系、廃液処理系。水素同位体分離系は、これらの系統から回収されるトリチウムを分離、濃縮し、プラズマ条件を満足する燃料ガスとする役目を持つものである。本報は、日本が提案した水素同位体分離システムに関するパラメータ解析及び設計の結果をまとめたものである。

Hydrogen isotope separation study with TSTA cryogenic distillation system; Single column experiment with D-T system

山西 敏彦; 吉田 浩; 内藤 大靖*; 平田 慎吾*; Sherman, R. H.*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 88-253, 21 Pages, 1988/12

JAERI-M-88-253.pdf:0.58MB

深冷蒸留の実験研究が、重水素-トリチウム(トリチウム量60g)系によりTSTA深冷分離システムの一本の蒸留塔を用いて行われた。統括のHETRは、全環流操作の場合4~5.7cm,抜き出し循環操作の場合5~5.5cmであった。両操作の場合共に、HETPの値は塔内蒸気速度の増加に伴って増加した。環流比のHETPに対する影響は認められなかった。シミュレーションモデルによる塔の動特性の計算値は、実験値と定性的には一致した。

TSTA loop operation with 100 grams-level of tritium; Milestone run in July, 1987

吉田 浩; 平田 慎吾*; 内藤 大靖*; 山西 敏彦; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*; R.V.Carlson*; D.O.Coffin*; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*

JAERI-M 88-205, 60 Pages, 1988/10

JAERI-M-88-205.pdf:1.42MB

本報告は、日米協力として米国ロスアラモス研究所のトリチウムシステム試験施設で開始された(昭62年6月)TSTA共同試験(7月実施)の概要を述べたものである。本試験は前月に実施したマイルストン・ランを補足するものであり、約100グラムのトリチウムを使用して1週間3交代の直勤務体制で行われた。従事した人員は原研側の4名を含めて約25人(施設オペレータ、装置オペレータ、放射線管理等安全担当者、等を含む)であった。