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林 孝夫; 櫻井 真治; 逆井 章; 柴沼 清; 河野 渉*; 大縄 登史男*; 松陰 武士*
Fusion Engineering and Design, 101, p.180 - 185, 2015/12
被引用回数：4 パーセンタイル：33.25(Nuclear Science & Technology)JT-60SAはITERへの支援研究および原型炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAではプラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換および修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表ではJT-60SAのRHシステムの一部として開発した、下部ダイバータカセット内の冷却水配管接続に用いる溶接装置について述べる。ダイバータカセットの配管と真空容器外から入ってくる配管を溶接するために、冷却水配管(SUS316L製、内径
54.2mm、肉厚2.8mm)の内部から円周溶接が可能な溶接ヘッドを開発し、溶接試験を行った。配管溶接の技術的課題を解決するため配管突合せ部のギャップと芯ずれがどの程度まで許容できるかを調べた。溶接対象の配管は実機と同様に鉛直方向に配置し、その先端を突合せ溶接した。上管先端の内径側に突起部を設けることにより、最大ギャップ0.7mm、最大芯ずれ0.5mmまでの溶接裕度を確保することができた。
鈴木 正啓*; 加川 昭夫; 三代 広昭*; 出原 重臣*; 高原 晃*; 河野 孝夫*; 米川 雪夫*; 宮崎 仁*
PNC TN841 84-17, 79 Pages, 1984/03
プルトニウム燃料製造施設で発生するプルトニウム廃棄物の減容,安定化を図るため,前年度に引続き可燃性廃棄物処理試験,固化体評価に関する調査研究,TRU廃棄物測定技術開発試験,グローブボックス等大型機器解体時のおける防護服の開発,プルトニウム固体廃棄物管理データの電算機処理を継続するとともに,新たに放射性廃棄物低減化に関する調査研究,撤去技術の開発,フロンによる除染試験の技術開発を開始した。一方,処理技術を実証する施設であるプルトニウム廃棄物処理開発施設(PWTF)については詳細設計(3)を実施するとともに村,県及び国に対してPWTFの建設に関する説明を実施した又,処分技術開発として,固化体内でのウラン挙動及び固化体からのウラン浸出メカニズムを測定・評価する一方,プルトニウム固化体が使用できるホット試験設備の設計及びTRU核種の地層での挙動を評価する設備の概念の検討を行った。
鈴木 正啓*; 三代 広昭*; 河野 孝夫*; 宮崎 仁*; 前田 勝雄; 佐藤 正*; 長洲 邦男*; 加川 昭夫
PNC TN841 83-50, 28 Pages, 1983/07
プルトニウム燃料第一開発室,同第二開発室の管理区域から発生する液体廃棄物の内,工程廃液については前年度繰越し廃液及び分析廃液を受け入れ,凝集沈殿法+活性炭吸着処理法により処理を行い,処理済み液として同第一開発室の廃水処理室のLLDタンクへ3.55m3(この処理済み液中に含まれる全アルファ量は30.4ミュ-Ciであった。)を送水した。施設廃水処理についても,フ-ド等から放射性廃液5m3,施設廃水379.4m3を同第一開発室のLLDタンク及びMDタンクに受け入れた。これらLLDタンク及びMDタンクへ受入れられた廃水は廃水処理設備により,ろ過,混合,希釈等の処理を行い公害規制物質が基準値以下及びアルファ-濃度,ベ-タ濃度が1.0X10-7ミュ-Ci/cm3以下であることを確認した後に海に放出した。この年間放出量は約2213.7m3でプルトニウム濃度は約1.6X10-9ミュ-Ci/cm3であった。洗たく廃水及びモックアップ廃水は合計で1294.4m3発生しアルファ濃度が1.0X10-7ミュ-Ci/cm3以下であることを確認したのち,中央廃水処理場へ送水した。一方,同第一,二開発室の管理区域から発生する固体廃棄物についてはドラム収納物85.9m3(この内B棟発生分は3.8m3),コンテナ収納物25.4m3等受け入れ屋外固体廃棄物貯蔵庫及びプルトニウム廃棄物貯蔵施設に保管した。又,管理区域で発生する管理区域使用一般器材等の内,可燃物(紙,布,木片類)及び難燃物(ゴム,プラスチック類)についてはカ-トンに収納後,一般廃棄物焼却炉にて約13.7トンを焼却した。さらに,不燃物(金属類)についてはプレス処理にて減容し,4m3をプル燃敷地内のピットに保管した。
大島 武; 宮本 晴基; 今泉 充*; 花屋 博秋; 川北 史朗*; 森岡 千晴*; 佐藤 真一郎; 金子 広久; 金沢 孝夫; 岐部 公一*; et al.
no journal, ,
原子力機構と宇宙航空研究開発機構が共同研究で進めている宇宙用太陽電池の放射線劣化評価に関して、特に、電子線照射試験法に焦点を当てて紹介する。まず、評価試験に使用している加速器の仕様とチャージコレクタを用いた電子線の線量測定方法を述べる。次に、本共同研究で行っている、二種類の照射試験法(逐次法及び同時計測法)に関しての説明を行う。逐次法とは、太陽電池を水冷板上に置き大気中で照射し、その後、別の施設で発電特性を測定するものであり、世界的に見て一般的な方法である。一方、同時計測法は、原子力機構と宇宙航空研究開発機構との共同研究により開発した独自の試験法であり、電子線照射容器に模擬太陽光を導入することで照射試験中に太陽電池発電特性を測定することが可能である。
大縄 登史男*; 河野 渉*; 松本 泰弘*; 櫻井 真治; 林 孝夫
no journal, ,
核融合発電実用化に向けた日欧共同の幅広いアプローチ計画のサテライトトカマクであるJT-60SAにおいて、炉内機器であるダイバータカセットと炉外から入ってくるその水冷冷却配管を接続する方法を開発した。溶接装置取付面から最深部で481.8mmの箇所の円周溶接が可能な溶接ヘッドを開発し、内径54.2mm、肉厚2.8mmの配管溶接試験に適用した。上管を下管の間に想定されるギャップ0.5mm分の体積に相当する突起部を上管下端の内径側に設けることにより最大ギャップ0.6mm程度までのギャップ裕度が確保できる。
