Structure of nitride layer formed on titanium alloy surface by N-gas exposure at high temperatures

武田 裕介; 飯田 清*; 佐東 信司*; 松尾 忠利*; 長嶋 泰之*; 大久保 成彰; 近藤 啓悦; 平出 哲也

JPS Conference Proceedings (Internet), 25, p.011023_1 - 011023_3, 2019/03

https://doi.org/10.7566/JPSCP.25.011023

今回、(1)810C、600分、(2)850C、720分のふたつの条件でチタン合金表面に窒化層を導入した。低速陽電子ビームを用いて、陽電子消滅線ドップラー広がり測定により試料表面を測定した結果、表面近傍において陽電子は欠陥に捕まって消滅していることがわかった。TEM観察によると表面近傍には10nm程度の結晶粒が存在しており、ほとんどの陽電子は結晶中を拡散後、粒界の欠陥において消滅していることが明らかとなった。さらに、陽電子消滅ドップラー広がり測定の結果は、陽電子の消滅している部位における化学組成が深さに対して変化していることを示していたが、EDS観察においても、バナジウムなどの不純物に深さ依存性があることが示され、これらの測定結果は粒界における不純物濃度の変化を反映していると考えられる。

Control and instrumentation for the ITER magnet system

吉田 清; 高橋 良和; 飯田 浩正

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.775 - 778, 2006/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2006.873251

ITER超伝導コイルシステムは、18個のTFコイル,6個のPFコイル,6個のCSモジュール,18個の補正コイルから構成される。これらのコイルを安全に最適に運転するには、コイルを広範囲に計測し、制御する装置が必要である。各コイルの電流と冷媒は、電源システムとヘリウム冷凍機から供給され、中央制御装置から制御される。冷凍負荷を平準化するために、コイル内の冷媒のシミュレーションを行って、各冷却ループの流量配分を制御しなければならない。また、超伝導コイルのクエンチを検出して、コイル保護を連動させる装置が独立して必要である。また、各コイルの電気絶縁を監視して、運転に警告を行う必要がある。一方、コイルやフィーダーで使用される計測センサー及び電気絶縁継手,各種共通部品は、統一仕様で一括準備することになっている。本稿ではこの計測制御システムの要求性能と機器仕様を報告する。

ITER工学設計

下村 安夫; 常松 俊秀; 山本 新; 丸山 創; 溝口 忠憲*; 高橋 良和; 吉田 清; 喜多村 和憲*; 伊尾木 公裕*; 井上 多加志; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 78(Suppl.), 224 Pages, 2002/01

http://ci.nii.ac.jp/naid/40004988703

日本,米国,欧州,ロシアの4極の協定に基づき、1992年7月に開始されたITER工学設計活動(ITER-EDA)は、ITER建設の判断に必要な技術的準備を整え、2001年7月に9年間の活動を完了した。本件は、ITER工学設計活動において完成された最終設計報告書の物理及び工学設計の成果を簡潔にまとめたものである。

Protection measures for selected ITER magnet system off-normal conditions

吉田 清; 飯田 文雄*; R.Gallix*; N.Britousov*; N.Mitchell*; R.J.Thome*

Fusion Engineering and Design, 41, p.247 - 252, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(97)00181-6

国際熱核融合実験炉(ITER)の超電導マグネットは、巨大な磁気エネルギー(100GJ)を蓄積している。地落、相間短絡、ヘリウム・リークなどの故障が、重大な事故を引き起こす要因である。本発表は事故防止のための設計上の工夫について述べる。

Evaluation of the environmental gamma-ray dose rate by skyshine analysis during the maintenance of an activated TFC in ITER

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 山田 光文*; 森 清治*; 飯田 浩正; R.Santoro*

Journal of Fusion Energy, 16(3), p.211 - 218, 1997/00

https://doi.org/10.1023/A:1021891203613

放射化されたトロイダルコイルを、それのみをトーラスから引き抜いた場合と、放射化された真空容器もあわせて引き抜いた場合の、両者に対して、ITER敷地内のガンマ線公衆被曝線量を、2次元Sスカイシャイン解析により評価した。ITER建家から1kmを敷地境界とした場合、前者の場合は1.1Sv/year、後者の場合は84Sv/yearとなった。前者の場合は、100Sv/yearとした場合の制限値を十分満足している。後者の場合は、一桁の裕度を考慮すると、天井のコンクリートを約14cm(現設計では15cm)厚くする必要がある。

Interface detail design for ITER coil system

本田 忠明*; 松井 邦浩; 濱田 一弥; 西田 和彦*; 加藤 崇; 辻 博史; 飯田 文雄*; 吉田 清; 保川 幸雄*; 樋上 久彰*; et al.

Proc. of 16th Int. Cryogenic Engineering Conf. /Int. Cryogenic Materials Conf., 0, p.135 - 138, 1996/00

ITER超電導コイルは、20個のトロイダル磁場コイル、中心ソレノイドコイル、7個のポロイダル磁場コイルからなる。このコイルシステムを動作させるため、電流リードと超電導ブスバーを介して電力が供給され、配管を介して冷媒が供給される。電力、冷媒供給設備と超電導コイルの取合機器として、23台のコイルターミナルボックスがクライオスタット近傍に設置される。電気絶縁、電位、断熱、真空、設置空間の設計条件を考慮して、コイルターミナルボックスの設計を行った。本発表では、超電導コイルと電力、冷媒供給設備の取合条件と取合機器の基本設計結果を紹介する。

Measurement of formation cross sections of short-lived nuclei by 14 MeV neutrons; Ru, Pd, Cd, Sn

春日井 好己*; 田中 晶彦*; 浅井 雅人*; 山本 洋*; 加藤 敏郎*; 飯田 敏行*; 高橋 亮人*; 河出 清*

JAERI-M 93-124, 41 Pages, 1993/06

JAERI-M-93-124.pdf:0.94MB

半減期が21分から21秒程度の短寿命核生成断面積を、中性子エネルギー13.4から14.9MeVの範囲にわたり、Ru,Pd,Sn,Cdの(n,2n),(n,p),(n,),(n,np)反応のうち18反応を測定した。また、14MeV中性子で生成される短寿命核の半減期の測定を、Rh,In,Inの3核種に対して、Ge検出器を用いてスペクトルマルチスケーリングモードで行った。

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irradiation examination of MH-2 fuel rod

柳澤 和章; 片西 昌司; 本間 功三*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 92-015, 211 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-015.pdf:8.77MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-2(MH-2)を用いたパルス照射がNSRRで1990年3月8日に実施された。当該燃料の発熱量は68cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-2に関して燃料棒再製作時のデータ。NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

核融合実験炉の概念設計; 安全性の解析・評価

関 泰; 高津 英幸; 飯田 浩正; 真木 紘一*; 小川 益郎; 野口 宏; 村田 幹生; 小澤 義弘*; 伊東 新一*; 岡崎 隆司*; et al.

JAERI-M 91-126, 511 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-126.pdf:12.54MB

核融合実験炉としての基本的構成が類似しているFER/ITERを対象に、安全性の解析と評価を行った。安全性の検討の仕方としては、まず、安全設計の考え方を明確にし、次に、運転状態、すなわち、通常運転時、分解修理時、事故時に分けて、解析・評価した。特に、通常運転時においては、トリチウム及び放射化生成物量の評価を、分解修理においてはトリチウム放出量の評価を、事故時においては冷却水喪失事故・真空破断事故・電源喪失事故の事故シナリオの検討を、それぞれ行った。また、安全に関する法規・基準を付加し、全体として、核融合実験炉の安全性を一通り概観できるようにした。

技術報告; PWR型燃料棒の短尺化

柳澤 和章; 宇野 久男; 笹島 栄夫; 山崎 利; 稲葉 稲雄; 石島 清見; 黒羽 裕; 関田 憲昭; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 90-091, 171 Pages, 1990/06

JAERI-M-90-091.pdf:6.33MB

予備照射済燃料(商用炉で使用したLWR型燃料他)を用いたNSRRでの反応度事故(RIA)模擬実験遂行に関しては、実験遂行にあたり次の様な3つの技術的課題を克服する必要があった。(1)燃料棒の短尺化:商用炉で使用された予備照射済燃料棒の有効発熱表は3.6mあり、これをNSRR実験で使用するには有効発熱長0.12m程度に短尺化した燃料棒を(短尺化率1/30)作製しなければならなかった。(2)炉内計装機器の開発:炉内使用期間中、燃料棒は水側腐食、曲がり、つぶれ等の構造及び寸法変化をおこしていた。この様な状況の下で研究上の必要性から燃料棒内圧センサー、被覆管と燃料ペレットの伸びセンサー及び被覆管表面の熱電対等の計装類を遠隔操作で燃料棒に取り付ける技術を開発しなければならなかった。(3)パルス後の短尺化燃料棒の照射後試験機器の整備。以上の3つの課題につき、反応度安全研究室、NSRR管理室、実燃燃料試験室及び研究炉管理部ホットラボの技術陣が約4年の歳月をかけて当該技術課題と取り組み解決に至った。本報は、その技術的成果を集大成したものである。