Development of the buckling evaluation method for large scale vessel in fast reactors by the testing of austenitic stainless steel vessel with severe initial imperfection subjected to horizontal and vertical loading

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 岡島 智史

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/07

高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮,曲げ、およびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、検討中の評価手法の適用性を検証するために、オーステナイト系鋼の円筒試験体に対して水平荷重に加えて繰返し鉛直荷重を負荷する条件等を付した座屈試験と有限要素法解析を実施した。その結果、提案式による評価は、試験の座屈荷重に対して保守的であることが確認できた。また、有限要素法解析により2.25Cr-1Mo鋼や550度を超える温度における適用性についても検証した。

Development of the buckling evaluation method for large scale vessel by the testing of Gr.91 vessel subjected to horizontal and cyclic vertical loading

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 宮崎 真之

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮,曲げ、およびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、検討中の評価手法の適用性を検証するために、新しい材料(改良9Cr-1Mo鋼)の円筒試験体に対して水平荷重に加えて繰返し鉛直荷重を負荷する条件等を付した座屈試験と有限要素法解析を実施した。その結果、提案式による評価は、試験の座屈荷重に対して保守的であることが確認できた。また、有限要素法解析により座屈荷重に対する溶接残留応力の影響はほとんどないことを検証した。

水環境調整設備の調整運転

馬籠 博克; 岡田 祐次; 冨田 健司; 飯田 一広; 安藤 均; 米川 昭久; 上田 晴康; 塙 博; 菅野 勝; 作田 善幸

JAEA-Technology 2015-025, 100 Pages, 2015/09

JAEA-Technology-2015-025.pdf:78.32MB

日本原子力研究開発機構では、軽水炉利用の高度化及び高経年化に対応するため、軽水炉燃料及び材料の照射試験を実施する準備を進めている。JMTRは第165運転サイクル後の2006年8月に停止し、再稼働に向けて照射施設の整備を進めており、燃料及び材料の中性子照射試験を行うための燃料異常過渡試験装置及び材料照射試験装置を2008年度から2012年度にかけて製作、設置した。材料照射試験装置は、IASCC(照射誘起応力腐食割れ: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)研究に供するものであり、主として3基の水環境調整設備で構成されている。本報告書は、水環境調整設備の性能確認を目的として、2013年度に実施した調整運転についてまとめたものである。

軽水炉照射環境下におけるIASCC研究のための水環境調整設備の整備,1

岡田 祐次; 馬籠 博克; 塙 博; 近江 正男; 菅野 勝; 飯田 一広; 安藤 均; 柴田 光敦; 米川 昭久; 上田 晴康

JAEA-Technology 2013-019, 236 Pages, 2013/10

JAEA-Technology-2013-019.pdf:45.07MB

日本原子力研究開発機構では、軽水炉利用の高度化及び高経年化に対応するため、軽水炉燃料及び材料の照射試験を実施する準備を進めている。JMTRは第165運転サイクル後の2006年8月に停止し、再稼働に向けて照射施設の整備を進めており、燃料・材料の中性子照射試験を行うための燃料異常過渡試験装置及び材料照射試験装置を2008年度から2012年度の間に製作、設置する予定である。本報告書は、2008年度から2010年度までに実施した照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion)研究のための材料照射試験装置の水環境調整設備等の整備についてまとめたものである。

A Model for electrical fast transient analyses of the ITER NBI power supplies and the MAMuG accelerator

Bigi, M.*; De Lorenzi, A.*; Grando, L.*; 渡邊 和弘; 山本 昌則

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.446 - 450, 2009/06

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2009.02.003

ITER NBIでは、ビーム加速のために-1MVの超高圧加速電源が必要であり、その電源は負荷である加速器での放電破壊の際に負荷を保護する機能が重要である。本論文では、これらの短絡サージの回路解析を行うための等価回路について、複雑なインダクタンス成分や静電容量成分を有限要素法を用いた解析で求め、実体に即した等価回路を構築した。これによってサージ抑制等に関する回路定数の最適化が可能になった。

NBI技術の波及効果

渡邊 和弘; 安東 靖典*

プラズマ・核融合学会誌, 81(10), p.792 - 797, 2005/10

https://doi.org/10.1585/jspf.81.792

中性粒子入射装置(NBI)で開発された大出力イオン源や電源技術の波及効果について述べる。具体的には、高集積電子デバイス,ハードディスクの大容量化,大型液晶モニターなどのようなハイテク製品実現を支える製造装置への波及が上げられる。つまり、これらの技術の進展の裏には、それを製造する際に必要な道具、いわゆる製造装置の性能向上が不可欠であり、それを可能にしたのがNBIで培われた大面積大出力イオンビーム技術である。さらに、NBI電源技術についても、サージ抑制素子の高性能化技術などが、高エネルギー加速器の小型化高性能化に大きく貢献している。本稿では、NBI開発によって進展したイオンビーム技術が、今日のIT化時代を支える柱の一つとなっていること、さらに、加速器などの分野への貢献を含めて具体的な例を挙げながら紹介する。

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

https://doi.org/10.1088/0029-5515/44/2/015

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/mに耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

Engineering design study of JT-60 superconducting modification

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 栗田 源一; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 加藤 崇; et al.

Proceedings of 19th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE), p.221 - 225, 2002/00

コイルの超伝導化を主体とするJT-60改修の工学的設計研究を行った。JT-60改修の目的は、原型炉の経済性・環境適合性向上を目指した高性能プラズマの定常運転技術、及び低放射化材料の利用技術の確立である。JT-60改修では、定常化運転に向けて高プラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱・粒子制御,ディスラプション制御に関する研究課題が設定された。これを実現するために必要な装置,機器の検討を行った。トカマク放電を長時間(100秒)維持するために必要な超伝導トロイダル磁場コイル(TFC)には、高銅比4のNbAlケーブル・イン・コンジット導体を採用することにより高い電流密度の性能が得られ、コンパクトなTFCの設計を可能にした。また、低放射化フェライト鋼製の安定化バッフル板やリップル低減用フェライト鋼の配置及び直接冷却ダイバータ構造体等を検討した。

高温工学試験研究炉におけるトリチウム製造試験のための被覆リチウム粒子の開発

山下 清信; 沢 和弘; 安藤 弘栄; 北村 昶*; 西村 一久*

日本原子力学会誌, 40(1), p.65 - 69, 1998/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.40.65

高温工学試験研究炉でのトリチウム製造試験に被覆リチウム粒子を用いることを提案し、この粒子のトリチウム保持特性を評価した。この粒子は、セラミックをリチウム化合物のカーネルに被覆したものであり、セラミック被覆にはAlO、カーネルにはLiAlO等の物質を使用する。本検討より、1000Kで400日加熱しても、この粒子からのトリチウムの漏洩率は1%以下に押さえることができ、また、1400K以上で加熱すれば短時間でほぼ完全に放出できることが明らかとなった。この特性から、HTTRのトリチウム製造試験では1000K以下で照射し、照射後この粒子を1400K以上に加熱することにより容易にトリチウムを抽出できるものと考える。更に、この粒子を核融合炉に装荷しバッチ交換してトリチウムを製造すれば、ブランケット等のトリチウム漏洩防止機能への要求は低くなるものと考えられる。

Sputtering characteristics of BC-overlaid graphite for keV energy deuterium ion irradiation

後藤 純孝*; 山木 孝博*; 安東 俊郎; 神保 龍太郎*; 荻原 徳男; 西堂 雅博; 照山 量弘*

Journal of Nuclear Materials, 196-198, p.708 - 712, 1992/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(06)80128-5

2種類のBC表面改質黒鉛(コンバージョン法及びCVD)のスパッタリング率等を測定し、黒鉛やBCバルク材の特性と比較した。測定項目は1keVの重水素イオン照射に対するエロージョン率、イオン照射後の昇温脱離ガス特性及び熱拡散率,熱伝導率である。測定温度範囲は3001400Kとした。測定の結果、BC表面改質材のエロージョン率はBCバルク材より大きいが、黒鉛よりは50%以上小さいこと、重水素の放出ピークは黒鉛より200K低温側に現れ、捕獲された重水素がより低温側で脱離しやすいこと、炭素の化学エロージョンを表すCDの生成が黒鉛の1/10以下であることが判明した。またBC改質層内での熱拡散率,熱伝導率は、高熱伝導性CFCの約1/10となるが、バルクの熱特性にはほとんど影響を及ぼさないことがわかった。これらの実験結果よりBC表面改質黒鉛が、黒鉛と比較して優れた表面特性を有することを確証した。