Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
立川 克浩; 堀江 知義; 関 泰; 藤沢 登; 近藤 光昇*; 内田 高穂*
JAERI-M 89-084, 69 Pages, 1989/07
次期大型装置(FER)の第1壁を迅速かつ容易に交換する遠隔操作技術は重要な技術課題のひとつである。遠隔操作技術は炉本体構造と密接な関係があり、両者の整合性を十分に配慮する必要がある。本報告(昭和63年度委託調査)は、従来から提案されてきた第1壁アーマタイルの構造、特性および交換方法などを調査した。調査の重点は形状記憶合金(SMA)の適用など迅速に交換可能なタイル締結構造、健全性点検法および点検・交換システム概念の検討に絞った。この技術は今後さらに検討の深度を高めるため継続する必要があり、また適時に部分的モックアップにより設計の検証を行うことが不可欠である。
立川 克浩; 安達 潤一*; 飯田 浩正; 小林 武司*; 三木 信晴*; 斉藤 龍生*; 山田 政男*
IAEA-TECDOC-495, p.51 - 62, 1989/00
最近の核融合次期装置(FER)の遠隔保守・機器の設計について述べる。設計は遠隔保守の信頼性の向上、低コスト化に重点をおいた。特に、内側遮蔽側の第1壁の交換に供するガードリミタ交換システム、保守のための移動時にトリチウムの飛散を防ぐ移動キャスクの設計概念を紹介する。
沢田 芳夫; 東稔 達三; 斉藤 龍太; 関 泰; 小林 武司; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 伊藤 裕; 西尾 敏; 堀江 知義; et al.
JAERI-M 85-179, 454 Pages, 1986/01
国の長期計画において、JT-60の次期装置として想定されているトカマク型核融合実験炉FERの概念設計を行った。FERは昭和55年度より、炉概念の検討を進めてきたが、昭和59年度より新たに再度炉概念の見直しを行う。本報告書は初年度(59年度)の検討をまとめた中間報告書の一部である。本報告書では、標準設計と並行して行った重要技術課題の検討結果を述べる。重要技術課題には次の項目が含まれる。(1)プラズマ、マグネット、電源に関するパラメータ・サーベイ。(2)トリチウム増殖ブランケットの検討。(3)完全定常核融合実験炉に関する検討。(4)その他。
沢田 芳夫; 東稔 達三; 斉藤 龍太; 関 泰; 小林 武司; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 伊藤 裕; 西尾 敏; 堀江 知義; et al.
JAERI-M 85-178, 872 Pages, 1985/12
国の長期計画に於いて、JT-60の次期装置として設定されているトカマク型核融合実験炉FERの概念設計を行った。FERは昭和55年度より、炉概念の倹討を進めてきたが、昭和59年度より新らたに再度炉概念の見直しを行う。本報告書は初年度(59年度)の検討をまとめた中間報告書の一部である。本報告書では、標準設計である準定常核融合実験炉の加熱・竃流駆動系、プラズマ位置制御、電源系、計測系、ニュートロニクス、ブランケット・テスト・モジュール、分解修理、安全性等の設計結果について述べる。
沢田 芳夫; 東稔 達三; 斉藤 龍太; 関 泰; 小林 武司; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 伊藤 裕; 西尾 敏; 堀江 知義; et al.
JAERI-M 85-177, 908 Pages, 1985/12
国の長期計画に於いて、JT-60の次期装置として想定されているトカマク型核融合実験炉FERの概念設計を行った。FERは昭和55年度より、炉概念の検討を進めてきたが、昭和59年度より新たに再度炉概念の見直しを行う。本報告書は初年度(59年度)の検討をまとめた中間報告書の一部である。本報告書では、標準設計である準定常核融合実験炉の炉心プラズマ、炉本体構造、炉心構造物、マグネットの設計結果について述べる。
沢田 芳夫; 東稔 達三; 斉藤 龍太; 関 泰; 小林 武司; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 伊藤 裕; 西尾 敏; 堀江 知義; et al.
JAERI-M 85-176, 86 Pages, 1985/11
国の長期計画に於いて、JT-60の次期装置として想定されているトカマク型核融合実験炉FERの概念設計を行った。FERは昭和55年度より、炉概念の検討を進めてきたが、昭和59年度より新たに再度炉概念の見直しを行う。本報告書は初年度(59年度)の検討をまとめた中間報告書の要約である。昭和59年度の検討は、炉の基本構想を決定する「予備検討」、これにより定められた枠内で幾つかの炉本体構造案を検討する「基本検討」、選択された主案について炉本体の設計を行う「設計検討」の手順で行った。本年度のFER設計のフレームは、(1)炉心プラズマ;自己点火条件達成。(2)運転シナリオ;準定常方式(RF電流駆動立上げ,OH電流維持及び再充電)による長時間パルス運転。(3)中性子フル工ンス;0.3MW・Y/m
に減少。(4)ブランケット;しゃへい形の採用(トリチウム増殖テスト・モジュールにより工学的データを取得)。(5)マグネット;超電導方式。、である。
苫米地 顕; 本多 力*; 飯田 浩正; 東稔 達三; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 海老沢 克之*; 平田 慎吾*; 井上 登代一*; 喜多村 和憲*; et al.
JAERI-M 85-078, 207 Pages, 1985/07
この報告書はIAEA主催の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VI章に相当するものである。二つの異なる核融合実験炉のメンテナンス概念、すなわち一方は炉停止1日後に人間が炉本体外側に接近出来る概念、他方は全く人間の接近の必要のない完全遠隔操作に基づく概念について比較検討を行なった。炉形状、卜リチウム閉じ込め、安全性、遮蔽性能、メンテナンス手順、メンテナンス時間、必要遠隔操作機器およびコスト等種々の観点から両概念の比較が述べられている。また、現在の日本の遠隔操作技術のデータ・ベースを整理、評価し今後必要なR&D項目を摘出した。
立川 克浩; 飯田 浩正; 西尾 敏; 東稔 達三; 青田 利一*; 岩本 太郎*; 新倉 節夫*; 西沢 博史*
Robotics and Remote Handling in Hostile Environments,Proc.1984 National Topical Meeting, p.289 - 298, 1984/00
核融合実験炉(FER)の遠隔分解修理の設計に関する設計方針,炉構造,作業工程,各種遠隔修理機器などの概要を述べるとともに今後の研究開発課題および将来計画試案について触れる。
立川 克浩
重水素およびトリチウム分離に関するシンポジウムのプロシーディング, p.283 - 293, 1981/00
核融合炉におけるトリチウム燃料サイクル技術を開発することを目的として、グラムレベルのトリチウムを取扱いプロセス技術の研究および安全取扱技術の開発をおこなう施設の概念設計を実施した。施設の構成、とくに、各種トリチウム除去設備、多重隔壁格納方式を中心にして概要を説明する。
岡根 章五; 立川 克浩
JAERI-M 8084, 45 Pages, 1979/02
日本原子力研究所アイソト-プ事業部製造部では、昭和52年10月に改正された放射性物質等車両運搬規則に従い、B(M)型、L型およびA型輸送物の安全性試験を実施した。本報告はその結果をまとめたものである。B(M)型輸送物の構成は、円筒形の積層板、アルミニウムハニカム吸収体および内枠に固定された引出型15cm厚鉛容器からなる。重量は1841kgで、照射した
Ir6540Ciと
P188Ciを輸送するために使われる。この輸送物で事故試験項目の9m落下と1mピン上落下および耐火試験を行った。落下試験での最大衝撃力は9m落下と1mピン上落下では2590Gと735Gであった。また、耐火試験では鉛容器表面の温度は19.1
Cの上昇であった。これらの一連の試験は1個の試験体で実施した。L型とA型輸送物の12.2mからの落下試験では模疑の溶液を入れたバイアルは何ら影響を受けなかった。
Auグレインの製造加藤 久; 木暮 広人; 立川 克浩; 源河 次雄
JAERI-M 7209, 14 Pages, 1977/08
癌治療に使用される医療用放射線源Auグレインの製造は、日本原子力研究所アイソトープ事業部製造部において、1975年に開始した。Auグレインは0.5mm
2.5mmlの金線から成り、肉厚の0.15mmの白金によって被覆されている。これら14個のグレインがアルミニウムチューブの中に装填され、そのまま中性子照射される。このアルミニウム製チューブを4本(グレイン数にして56個)が、JRR-2のHR孔、JRR-3のHRとしてVR孔そしてJRR-4のSとTパイプにおいて照射された。Auグレインの1個あたりの使用時における放射能は5mCiとなるように計画し、実際に得られた平均放射能はおよそ5.8mCiであった。製品は通常毎週1回出荷された。
Co大線源の試験製造加藤 久; 木暮 広人; 立川 克浩; 伊藤 太郎
JAERI-M 7026, 21 Pages, 1977/03
高比放射線の密封Co線源の製造技術の確立を目的として、ペレット状コバルトターゲット(1.0mm1.0mm、6.9mg/個、ニッケルメッキ)を平均熱中性子束1.210
n/cm、secで最高5573時間照射した。比放射能としては最高68.1Ci/gのものが得られ、本試験製造で取り扱ったCo線源の全放射能は1.9KCiに達した。これらのCo線源は長さ96mm、直径10mmのステンレス製カプセルへ封入して密封線源とした。密封後の線源の安全性試験としては、拭き取りおよび煮沸法による漏洩試験を行った。全製品は日本原子力研究所高崎研究所照射施設課へ出荷し、Co大線源の試験製造計画は1976年にすべてを完了した。本報告書は、Co大線源の試験製造の詳細と、それから得たいくつかの知見について述べたものである。
Co線源の試験製造立川 克浩; 加藤 久; 源河 次雄; 伊藤 太郎
JAERI-M 5568, 58 Pages, 1974/02
Co大量線源の製造技術の確立を目的として、ウェーファ形コバルトターゲット(8.3mm
2.3mm、1.1g)をJRR-3のVC照射孔において約3年間照射した。10ncm・secの熱中性子束領域で約7300時間照射した後Coの全放射能は約2.2KCiであり、比放射能は3.3~4.2Ci/gになった。試料の開封から測定、密封などに至る試料の処理は、ラジオアイソトープ製造棟にある汎用ケーブ(01ケープ、遮蔽厚:重コンクリー卜65cm厚)において3バッチに分割して実施された。試験製造による全製品は高崎研究所照射施設課に1973年2月から4月の間にわたり出荷した。これらの試験製造により照射技術、大量放射能試料の取り扱い、線源の組み立て、廃棄物処理、除染、遠隔操作による溶接密封技術および1基の汎用型ケーブの有効利用などCo線源の製造に関する多様な知見を得ることができた。
天野 恕; 伊藤 太郎; 山林 尚道; 立川 克浩; 加藤 久; 四方 英治
JAERI-M 5363, 41 Pages, 1973/08
日本原子力研究所、大洗研究所の材料試験炉部によって、JMTRの実用期間に入る前に試用期間を利用して、関連技術の習熟および必要な諸データの集積のために一連の照射試験がおこなわれた。ラジオアイソトープ関係はアイソトープ事業部製造部が担当し、将来、照射、製造、利用の可能性のあるアイソトープのターゲット28種を選定して照射試験をおこなった。照射後、試料の状況、取扱いの難易、生成量、照射孔の中性子束などを検討したが、すべての面で予想と大きく異なった結果のものはなく、今後の実用照射のために有効なデータが得られた。
立川 克浩
照射, (19), p.27 - 30, 1973/00
日本原子力研究所製造部におけるCo線源の試験製造の経験をもとに、Co線源の製造の概略を解説した。製造の原理、ターゲットの設計および照射計画の要点、輸送、試料の解体から密封および廃棄物処理に至る製造工程などについて平易に説明した。
