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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.
上野 健一; 松井 邦浩; 西野 徹; 礒野 高明; 奥野 清
Plasma and Fusion Research (Internet), 8(Sp.1), p.2405062_1 - 2405062_5, 2013/05
原子力機構は国内実施機関(JADA)として、ITERのTFコイル構造物,一部のコイル巻線及びTFコイル組立作業について調達を担当している。TFコイル製作はITERファーストプラズマに対するスケジュール上のクリティカルパスとなっており、スケジュールの観点からも重要な機器である。このためTFコイル製作についてリスク評価を行い、リスクの管理,低減が必要である。今回JADAは、これまでのモデルコイルや低温産業界の知見をもとにリスク評価を行った。その結果、TFコイル製作上のリスクは、適切な設計を行い、試作を通じて製造手法,品質管理手法を検証し、それをもとにプロトタイプの製作を行うことにより低減できることを確認した。
飛田 茂治; 西野 一成; 住野 公造; 小川 徹
UTNL-R-0453, p.2_1 - 2_10, 2006/03
「常陽」では、試験炉規則第14条の2に定められた原子炉施設の定期的な評価に基づき、昭和50年4月24日(保安規定認可日)
平成15年3月31日を対象に高経年化に関する評価を実施した。高経年化に関する評価では、ナトリウム冷却型高速炉である高速実験炉「常陽」の特徴を踏まえつつ、考えられる経年変化事象を抽出した後、これらの代表となるべき評価対象機器を選定し、これまでの点検結果、改造・取替工事での経年変化に対する観察結果,測定データ,補修・交換の実績調査を行い、現状の保全活動が適切であるかを評価した。抽出した経年変化事象は、(1)放射線劣化、(2)腐食、(3)磨耗・侵食、(4)熱時効、(5)クリープ・疲労、(6)応力腐食割れ、(7)絶縁劣化、(8)一般劣化であり、経年変化に対する実績を調査した結果、「常陽」において問題となる経年変化事象は、定期的に分解点検を実施する際に交換する部品等の一般劣化を除けば、放射線劣化,冷却水及び大気環境による材料の腐食,絶縁劣化にほぼ集約でき、安全機能上問題となるような経年変化傾向はなかったものの、腐食を中心とした定期的な監視,一部機器・部品等の計画的な更新等を行っていく必要があると評価した。評価結果を受けて抽出した経年変化事象に対して、平成17年度から平成26年度(10か年)までの長期保全計画を策定した。ここでは、冷却水環境の腐食対策として、これまでの点検結果及び長期保全計画に基づき、最近実施した遮蔽コンクリート冷却器及び1次Na純化用コールドトラップ冷却器の更新について報告する。
礒崎 和則; 小川 徹; 西野 一成; 皆藤 泰昭; 市毛 聡; 住野 公造; 須藤 正義; 川原 啓孝; 鈴木 寿章; 高松 操; et al.
JNC TN9440 2005-003, 708 Pages, 2005/05
JNC-TN9440-2005-003.pdf:31.46MB
高速実験炉「常陽」では、定期的な評価(高経年化に関する評価)として、「経年変化に関する技術的評価」及び「長期保全計画の策定」について、平成17年4月までに実施した。(1)経年変化に関する技術的評価 「常陽」における経年変化事象として、(1)放射線劣化、(2)腐食、(3)磨耗、侵食、(4)熱時効、(5)クリープ、疲労、(6)応力腐食割れ、(7)絶縁劣化、(8)一般劣化を抽出し、当該項目に係る技術的評価を実施した。その結果、定期的な監視もしくは更新を実施することで、安全機能上問題となるような経年変化がないことを確認した。(2)長期保全計画の策定 経年変化に関する技術的評価の結果に基づき、平成17年度平成26年度までの長期保全計画を策定した。 今後、高速実験炉「常陽」の設置者長期自主検査計画書における施設定期検査計画に加え、長期保全計画に基づく点検・更新等を実施していくことで、機器・構築物の健全性を確保し、その機能喪失を未然に防止することができると評価した。
仙田 郁夫*; 荘司 昭朗; 常松 俊秀; 西野 徹*; 藤枝 浩文*
Fusion Engineering and Design, 42, p.395 - 399, 1998/00
被引用回数：3 パーセンタイル：31.85(Nuclear Science & Technology)国際核融合実験炉(ITER)の炉内構造物に誘起される渦電流の評価を行い、プラズマ制御への影響を検討した。特に、初期励磁からプラズマ電流初期立ち上げまでのポロイダル磁場コイル制御の最適化を渦電流を考慮して行った。ITERの炉内構造物は複雑な構造を有しており、そこに誘起される渦電流の複雑な経路を模擬するために、有限要素法を用いた詳細な炉内機器のモデル化を行った。プラズマ放電開始においては、ポロイダル磁場コイルにより、大きな誘導電場をトカマクにかけ、絶縁破壊を起こしプラズマ電流を発生させる。その後、プラズマ電流成長に適した磁場配位を作ることにより、プラズマ電流を増加させる。ITERでは、このプラズマ放電初期に大きな渦電流が誘起されることが予測される。本発表では、誘起される渦電流を考慮して、コイル制御を最適化することにより有効なプラズマ立ち上げを得ることを報告する。
仙田 郁夫*; 荘司 昭朗; 常松 俊秀; 西野 徹*; 藤枝 浩文*
Nuclear Fusion, 37(8), p.1129 - 1145, 1997/00
被引用回数：9 パーセンタイル：33.78(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク炉内構造物に誘起される渦電流とそのプラズマ制御への影響を検討した。トカマク炉の例として、国際熱核融合実験炉(ITER)の設計を用い、そのブランケットのモジュール構造を詳細にモデル化し解析を行った。また、トロイダル対称性を持つ2次元的な炉内構造物のモデルで3次元的な詳細モデルと同様な効果を得るための方法を提案した。炉内構造物の渦電流と深く係わるプラズマ制御の問題として、炉内構造物プラズマ安定化効果、プラズマ位置形状の時間発展、磁気計測器の信号、プラズマ点火時の誤差磁場について検討を行った。その結果、プラズマの位置・形状の時間発展などについては、本論文で提案する方法で得た2次元的なモデルで3次元的モデルと良く一致する結果を得た。計測器信号や誤差磁場については、3次元的な渦電流経路の効果が重要であることがわかった。
仙田 郁夫*; 荘司 昭朗; 西野 徹*; 藤枝 浩文*; 常松 俊秀
JAERI-Tech 96-016, 23 Pages, 1996/03
プラズマ点火時において、点火領域に発生する誤差磁場を低減するようにポロイダル磁場コイルの制御電圧波形を最適化し、その時の磁場配位の時間発展をシミュレーションする計算コード、Break Down Optimization and Simulation (BDOS)-codeを開発した。国際熱核融合実験炉の工学中間設計・標準シナリオを例にとり、プラズマ点火時の誤差磁場低減の解析を行った。コイル電圧波形の最適化を行うことにより、トロイダル一周電圧が点火領域で17Vの時、誤差磁場が2mT以下の領域を半径1mの円形領域にわたって作ることが可能であることを示した。また、プラズマ一周電圧を低くすることで、低誤差磁場の領域を大きく取ることができ、一周電圧を10V程度にすることで、初期励磁の時と同程度の低誤差磁場領域を得ることがわかった。
仙田 郁夫*; 荘司 昭朗; 西尾 敏; 常松 俊秀; 西野 徹*; 藤枝 浩文*
JAERI-Data/Code 95-010, 32 Pages, 1995/08
JAERI-Data-Code-95-010.pdf:1.02MB
マイナーディスラプション等、比較的大きな擾乱がプラズマに加わった時の、プラズマ位置・形状制御を模擬する計算コードを開発した。本コードでは、プロイダル磁場コイル及び渦電流の作る磁場を考慮し、プラズマの運動と伴に、プラズマ形状の変化を時間的に追うことができる。本コードは、線形化されたプラズマの運動方程式の解法と、グラッド-シャフラノフ方程式を解く平衡計算を組み合わせたものである。まず、数学的な定式化及びその計算方法を解説し、つづいてコードの使用法について説明を加える。また、ITER工学設計活動において、本コードを用いて得られたマイナーディスラプション時のプラズマ位置制御シミュレーションの例をいくつか示す。
仙田 郁夫*; 西尾 敏; 常松 俊秀; 西野 徹*; 藤枝 浩文*
JAERI-Tech 94-018, 56 Pages, 1994/09
ITER感度解析において、日本国内チームが行った、プラズマ位置制御シミュレーションの結果をまとめた。プラズマ剛体モデルを用い、プラズマ平衡位置からのずれに対して、比例・微分フィードバック制御を行い解析をした。プラズマのゆらぎが生ずる原因として、有限の水平擾乱磁場、十分小さな水平擾乱磁場、そしてポロイダルベータ・内部インダクタンスの急激な変化を検討した。擾乱磁場が十分小さく、真空容器等で決まる時定数でプラズマのゆらぎが成長する場合、数ボルトの制御電圧で十分な制御性が得られることを示した。ポロイダルベータ・内部インダクタンスが同時に変化する場合、条件により制御が困難になり、大きな制御電圧が必要になることがわかった。
森山 幸記*; 西野 徹*; 関 泰; 山崎 誠一郎*
JAERI-M 93-130, 71 Pages, 1993/07
定常トカマク型核融合動力炉(SSTR)のダイバータの改良を検討した。本研究で行なった改良は、ダイバータプラズマ周辺にバッフル板を付加したり、ダイバータプレートにスロットを設置するなどの構造上の変更を加えることによってダイバータプラズマをより低温、高密度化し、ダイバータプレートの熱負荷を低減することである。SSTRに従来から採用されていたダイバータ、バッフル板を付加したダイバータ、下方に排気するダイバータ及びガスを標的とするダイバータについてダイバータ解析コード(UEDA)を用いてダイバータプラズマの特性の評価・比較を行なった。数値解析の結果、バッフル板を付加したダイバータが、ダイバータプラズマの温度、密度及びダイバータプレートの熱負荷低減の面で優れていることが示された。スロット内のガスを標的とするダイバータや下方に排気するダイバータは、成立自体が困難であることが示された。
中村 幸治; 西野 徹*; 常松 俊秀; 杉原 正芳
JAERI-M 92-189, 75 Pages, 1992/12
変形可能な軸対称トロイダルプラズマの時間発展をシミュレートすることができるTSCコードの使用手引きをまとめた。TSCコードは磁束関数やトロイダル電流分布、さらに、プラズマ流体の2次元ベクトル場などの大量の時間発展データを作る。このため、大容量数値データ用高速入出力システムGAEAを用いて保存データファイルの作成から、シミュレーションの実行、さらに図形を得るまでの一連の作業と管理を一元化し、データの管理や検索を容易にするためのシステムを作った。軸対称運動を与えるモデル方程式、コードの概要、最適な収束解を得る方法、利用手順、入力の方法などが詳細に説明されている。
友田 陽*; 西野 創一郎*; Harjo, S.; 高橋 東之*; 盛合 敦; 鈴木 徹也*; 足立 吉隆*
no journal, ,
民間企業の関心が高い「中性子応力測定法の高度化」に話題の中心を置きながら「量子ビームを環境調和型材料開発へ総合的に利用するニーズ開拓」を目標に、3回の公開研究会と地元企業とのモデル実験を行った。まず、中性子残留応力測定の普及・啓蒙とさらなる技術的発展の検討においてはaA原子力機構において2回,高エネ機構において1回のモデル実験を県内企業3社と行った。その成果は、日本材料学会講演大会(2件:5月),日本機械学会茨城講演会(9月)及びアジア熱処理大会(韓国にて11月:1件)において発表した。欧米におけるこの分野の状況を把握すべく、9月には3名の専門家を招聘して国際ワークショップを開催し理解を深めた。現在、国内で残留応力が測定できる装置は原子力機構のRESAのみであり、各種の宣伝が効を奏してビームタイムの半分近くが産業利用に使われる状況になっている。一方、応力測定以外にも、有望な産業利用方法が考えられ、本会の趣旨に沿って、「茨城県材料解析装置」等の装置も対象にした課題発掘を目指して、界面科学研究会及び次世代電池材料研究会と合同で研究会を開催した。これらの研究会には、新しい人々の参加が目立ち、お互いの交流が促進され中性子ユーザーの裾野を広げるのに役立ったと思われる。とりわけ、平成18年4月から物質材料研究機構がプロジェクトチームを作って取り組まれることになったことは、大きな戦力アップになると期待される。
中野 正憲*; 村木 慎作*; 西野 徹*; 近石 尚樹*; 見上 隆志*; 柴田 卓弥; 保科 宏行; 佐伯 誠一; 植木 悠二; 笠井 昇; et al.
no journal, ,
機能化材料として繊維を母材とした素材を活用するため、放射線グラフト重合により水中に溶存する金属イオンを捕集可能な材料を開発した研究内容について講演する。本発表では、半導体製作時に使用するエッチング液などに微量で溶存するナトリウムやアルミニウムを高速に捕集することを可能にしたことで、KURANGRAFTという商標で液体フィルターを実用化した例の紹介をする。また、原子力発電所事故以降に飛散したセシウムを捕集可能な材料を高度化させて製作した家庭用浄水器(KuranCsair)についても紹介をする。
礒野 高明; 河野 勝己; 尾関 秀将; 佐藤 稔; 齊藤 徹; 西野 克巳
no journal, ,
ITER超伝導導体の導体性能を評価するために、試験コイルを製作した。試験コイルは外径約1.5m、約9ターンのコイルで、原子力機構が保有するCSモデル・コイル試験装置に組み込み試験する。この試験コイルは、中心ソレノイド(CS)実機導体を用いて製作した。CS導体は、1辺49mmの角形の外形で、576本のNb
Sn超伝導線を用いたケーブルが挿入されており、13Tの磁場中で40kA通電する。試験コイルの製作手順は、約40mのCS実機導体を1.5mの直径に巻いた後、両端にターミナルを製作し、超伝導生成熱処理後、ターン絶縁を巻き、対地絶縁施工後、上下フランジを組込み、計測素子を取り付ける。試験コイルの製作前に、同じ長さのダミー導体を用いてコイルを試作し、その製作要領を実証して、試験コイルの製作を行った。本発表では、試作及び実機製作の結果を報告する。
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.
no journal, ,
国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル・フィールド(TF)コイル用超伝導導体の性能を評価するため、原子力機構はTFインサート・コイル(TFIC)という直径1.44mで8.875ターンの巻線部を有するTF導体を用いたソレノイドコイルをメーカーとの協力により製作した。TFICは、原子力機構の所有する中心ソレノイドモデルコイル施設の中心ボアに据付され、最大13Tまでの外部磁場環境下で性能試験が行われる。TFICの製作にあたっては、TF導体及びTFICの構造を考慮した製作技術を確立する必要があった。原子力機構では、その製作過程で適用する製作技術について試作を実施し、超伝導素線へのダメージが無く、構造的強度が十分で、かつ、製作プロセスが適切に完了可能であるかという観点から、解体試験及び極低温度を含む温度領域での機械試験を実施した。上記試験の結果から、各製作プロセスである導体巻線・Crめっき除去・電気継手部の溶接・熱処理・導体絶縁のための樹脂含浸工程を確立し、TFインサート・コイルの製作を問題なく完了することができた。本発表では、上記試作結果とTFICの製作プロセスについて報告する。
名原 啓博; 諏訪 友音; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 梶谷 秀樹; 井口 将秀; 辺見 努; 下野 貢; 海老澤 昇; 佐藤 稔; et al.
no journal, ,
ITER中心ソレノイド(CS)用の導体を用いて、長さ約80mのソレノイド状のサンプル(ITER CSインサート導体)を製作し、那珂核融合研究所にあるCSモデル・コイルによってその導体性能を評価した。CSはITERにおいてパルス運転を行うことから、本試験では16000回の繰返し通電と3回の昇温・再冷却を行い、適宜、性能評価試験を実施した。その結果、分流開始温度は設計値(13T, 40kAにおいて5.2K)に対して1.5K以上の大きな裕度があることを明らかにした。また、2014年にスイスにあるSULTAN試験装置を用いて実施した、長さ約3mの直状サンプルの評価結果と比較し、両者が論理的に整合した結果であることを示した。
礒野 高明; 河野 勝己; 尾関 秀将; 齊藤 徹; 名原 啓博; 諏訪 友音; 下野 貢; 海老澤 昇; 佐藤 稔; 宇野 康弘; et al.
no journal, ,
原子力機構ではITER中心ソレノイド(CS)用導体の調達を進めており、今回、その超伝導性能をCSモデル・コイル試験装置を用いて評価した。試験において、16000回の繰り返し通電、3回の室温までの熱履歴を行い、分流開始温度(Tcs)の変化を測定した。また、試験コイルがフープ力により歪むことのTcsへの影響及びクエンチ試験を実施した。本稿では、これらの試験方法について報告する。
西野 友貴; 倉本 新平; 成瀬 恵次; 西野 一; 後藤 健博; 竹内 徹
no journal, ,
「もんじゅ」の廃止措置は、化学的に活性な液体ナトリウムを保有する炉心及び炉外燃料貯蔵槽に燃料体が存在する残留リスクの除去を最優先に行うこととし、令和4年10月に全ての燃料体を燃料プールへ移送した。その後、更なるリスク低減として、液体ナトリウムの保有範囲を縮減すべく冷却系配管内に保有していた液体ナトリウムを全てタンクへ移送し、漏えいリスクがない固化ナトリウムとした。「もんじゅ」においては、冷却系を3系統設置しており、常に1系統以上の運転を想定した設計であるため、本件は過去に実績がない初めての試みとなった。関連設備への影響評価を含む事前のリスク検討、専用手順書の策定及び種々の運用変更等の課題に対処し、液体ナトリウムの保有リスク低減を達成した。
