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安藤 勝訓; 手塚 泰治*; 中村 敏夫*; 大川 智宏*; 江沼 康弘*; 川崎 信史; 月森 和之
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/07
Estimation method of the buckling criterion of cantilever type pipes subjected to lateral displacements is proposed. We define the criterion of the deformation controlled buckling based on bending strain at buckling portion. Then finite element method is used to estimate the displacement and bending strain at local buckling portion on the displacement controlled buckling. All of the finite element analysis are carried out by using the material properties of Mod.9Cr-1Mo and 316FR. As the result, an equation which represents the limitation for displacement controlled buckling of cantilever type pipes is proposed.
安藤 勝訓; 手塚 泰治*; 中村 敏夫*; 大川 智宏*; 江沼 康弘*; 川崎 信史; 月森 和之
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/07
Displacement controlled buckling tests are carried out with cantilever type pipes made of Mod.9Cr-1Mo steel fixed at lower end. The top of pipe is pulled by servo pulser machine. To confirm the effect of configuration, pipe thickness and length, four kinds of pipes are supplied for buckling test in the room temperature. In addition these tests, high temperature test is carried out at 550
C. Comparison of test results and FEA results proved that examinations are adequately predictable by FEA. The relationship between reaction force and displacement at pipe top is predicted accurately. Therefore proposed estimation method of buckling criterion, which is constructed by series of FEAs, is good corresponding to the test results.
若井 栄一; 安堂 正巳; 沢井 友次; 谷川 博康; 田口 富嗣; Stroller, R. E.*; 山本 敏雄; 加藤 佳明; 高田 文樹
Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.74 - 80, 2007/08
被引用回数：10 パーセンタイル：58.16(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉の実証炉等に向け、構造材料として研究開発を進めているF82H鋼(Fe-8Cr-2W-0.1C系マルテンサイト鋼)に関して、照射硬化と脆化をコントロールさせるための熱処理法の検討を行った。本研究では焼き戻し温度を750Cから800Cまで振り、その時間を0.5時間から10時間まで振った。これらをパラメータにして照射硬化量の変化及び引張試験温度に対する硬化量の変化を調べた。JMTR炉で微小引張試験片(SS-3タイプ)を150Cと250Cで約2dpaまで中性子照射を行った。照射後、引張試験を室温から500Cまで行った。750Cで焼き戻しを行った場合、室温試験において、硬化量が100
240MPa程度であったが、500Cの試験ではいずれの試料においても、硬化量がほとんどなくなった。一方、焼き戻し温度をやや高めに(780C又は800Cで0.5時間)した試料では、室温試験で硬化量は約300MPa程度であった。また、500C試験では硬化量が130R200MPa程度まで保持された。このことから、やや高めで焼き戻し処理をした試料では、高温まで比較的安定に存在する照射欠陥クラスターが形成されていると考えられる。以上のように、照射硬化量は照射前に施す焼き戻しの温度と時間に依存して変化するため、照射硬化と脆化の抑制には熱処理法による調整が有効な方法であると考えられる。
此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.
JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06
JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB
ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。
齋藤 賢司; 中川 繁昭; 平戸 洋次; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 土山 賢*; 安任 敏雄*; 茂木 利広; 水島 俊彦; 中澤 利雄
JAERI-Tech 2004-042, 26 Pages, 2004/04
JAERI-Tech-2004-042.pdf:1.16MB
HTTRの原子炉制御系は、原子炉出力制御系,原子炉入口温度制御系及び1次冷却材流量制御系等から成り立っており、1次冷却材流量一定条件の下に、原子炉出力30MW,原子炉出入口冷却材温度850C/395Cを達成している。本報告書は、原子炉制御系のうち、原子炉入口温度制御系について、HTTRの出力上昇試験において実施した制御特性試験の結果を示すものである。試験の結果、外乱に対して原子炉入口冷却材温度を安定に制御できる制御パラメータを選定することができた。また、選定した制御パラメータにより、原子炉入口温度制御系が定められた制御変動幅内での安定した温度一定運転ができること、及び原子炉運転中の外乱に対して、原子炉入口冷却材温度を発散させることなく、安定に追従できることを確認した。
平戸 洋次; 齋藤 賢司; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 茂木 利広; 土山 賢*; 安任 敏雄*; 水島 俊彦; 中澤 利雄
JAERI-Tech 2004-037, 33 Pages, 2004/04
JAERI-Tech-2004-037.pdf:4.08MB
HTTR(高温工学試験研究炉)は、並列運転モードでの運転経験の蓄積と安全性実証試験の実施を目的として、平成15年5月6日から平成15年6月18日までの予定で、原子炉の運転を行っていた。5月21日、原子炉出力約60%(約18MW)で原子炉の運転を行っていたところ、「1次加圧水冷却器ヘリウム流量低」スクラム信号により原子炉が自動停止した。原子炉自動停止の原因は、1次ヘリウム循環機Aが自動停止したことにより、1次加圧水冷却器のヘリウム流量が低下したためであった。調査の結果、1次ヘリウム循環機Aが自動停止した原因は、1次ヘリウム循環機Aの動力電源ラインにある遮断器の制御電源を監視している補助リレーが、常時励磁され発熱している他の電気部品と接近して設置され、使用温度の上限に近い温度条件下で使用されてきたために性能が劣化し、誤動作したためであることが明らかになった。
礒野 高明; 濱田 一弥; 河野 勝己; 阿部 加奈子*; 布谷 嘉彦; 杉本 誠; 安藤 俊就*; 奥野 清; 坊野 敬昭*; 富岡 章*; et al.
低温工学, 39(3), p.122 - 129, 2004/03
高温超伝導体(HTS)を核融合用電流リードに応用する開発を行ってきた結果、ITERに必要な60kA級への大電流化と性能試験に成功した。本開発研究では、従来の銅を用いた電流リードの性能と比較して、4Kへの熱侵入量を1/10、冷凍機消費電力を1/3となることを開発目標とした。これらの目標を達成するための課題として、HTSシース材の選択,銅部の最適化,接続部発熱の軽減,HTSとステンレス鋼間の熱接触の改善を行った。開発した電流リードは60kA通電と開発目標を達成した。このHTS電流リードはITERに適用でき、冷凍機電力の低減が期待できる。
礒野 高明; 河野 勝己; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 布谷 嘉彦; 原 英治*; 加藤 崇; 安藤 俊就*; 奥野 清; 坊野 敬昭*; et al.
Physica C, 392-396(Part2), p.1219 - 1224, 2003/10
核融合応用を目的として、4.2Kへの熱浸入の少ない60kA高温超伝導(HTS)電流リードの開発及び試験を行った。本HTS電流リードは、低熱浸入量だけではなく、事故時の安全性も考慮した設計となっている。HTS電流リードは、強制冷凍の銅リード部と伝導冷却のHTSリード部から構成される。HTSリード部は、288本の銀合金シース型Bi-2223テープをステンレスのチューブ上に円筒状に配置しており、自己磁場のテープに対して垂直な成分を減少させることにより、HTSの臨界電流の低下を抑える工夫を行っている。さらに銀合金として、熱伝導を減少させるため10%の金を含んだ銀を使用している。HTS部の直径は146mm,長さは300mmである。試験の結果、世界最高記録である60kA通電に成功した。この時の銅リード部の冷媒条件は入口温度20Kで冷媒流量3.2g/s,4.2Kへの熱浸入量は5.5Wであり、冷凍機電力としては従来の電流リードと比較して1/3まで減らすことができた。この結果により、核融合用大型HTS電流リードの技術が確立できた。
安藤 勝訓; 青砥 紀身; 中桐 俊男
日本原子力学会誌, 45(9), 568 Pages, 2003/00
要素技術開発部新材料研究グループの研究内容を、本研究グループにおける研究項目のうちから、「水素製造技術開発」と「アルカリ金属熱電交換システム開発」を取上げ紹介する。
安藤 俊就; 礒野 高明; 濱田 一弥; 西島 元; 辻 博史; 富岡 章*; 坊野 敬昭*; 保川 幸雄*; 今野 雅行*; 上出 俊夫*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 11(1), p.2535 - 2538, 2001/03
被引用回数：6 パーセンタイル：42.23(Engineering, Electrical & Electronic)ITERの建設に必要な60kAの電流リードを高温超伝導体を用いて設計した。また、その設計の正当性を実証するためのR&Dを行った。特に超伝導コイルのクエンチ時での電流リードの安全性について新しいアイデアを提出し、その検証した結果を紹介する。
西尾 敏; 牛草 健吉; 植田 脩三; Polevoi, A.*; 栗田 源一; 飛田 健次; 栗原 良一; Hu, G.; 岡田 英俊*; 村上 好樹*; et al.
JAERI-Research 2000-029, 105 Pages, 2000/10
JAERI-Research-2000-029.pdf:4.19MB
本論文は、定常トカマク核融合原型炉SSTR、コンパクトで高出力の改良型定常トカマク動力炉A-SSTR及び環境適合性を高め稼働率向上を目指した大型核融合動力炉DREAM等の設計をベースに、高い経済性、稼働率を有し環境適合性に優れた小型で大出力の高効率核融合動力炉A-SSTR2のプラズマ物理の成立性を論じたものである。JT-60で得られている実験データをもとにこれからの炉心プラズマ研究の進展を予測して、主半径6.2m、小半径1.5mでプラズマ電流が12MAの高磁場トカマクとし、規格化
値4で4GWの核融合出力とした。超伝導コイルは高温超伝導を用いた高磁場コイルとし、最大経験磁場を23Tとした。超伝導マグネット系の簡素化及び強い電磁力支持の観点から、中心ソレノイドコイル無しの設計とするとともに、分解・保守用大型水平ポートを想定して、ポロイダル磁場コイルを装置の上下に6個の設置することとした。このような著しく簡素化されたコイル系で、プラズマの平衡、形状制御性、着火、12MAまでの非誘導電流駆動立ち上げ、ダイバータを検討し、A-SSTR2概念の成立性が明らかにされている。
中村 博雄; 辻 俊二; 清水 勝宏; 平山 俊雄; 細金 延幸; 吉田 英俊; 飛田 健次; 小出 芳彦; 西谷 健夫; 永島 圭介; et al.
核融合研究, 65(SPECIAL ISSUE), p.261 - 285, 1991/03
本報告は、JT-60の外側ダイバータおよび下側ダイバータ実験で行なった、粒子閉じ込め特性とヘリウム灰排気輸送に関する結果をまとめたものである。外側ダイバータ実験で、粒子閉じ込め時間やリサイクリング率の測定を行なった。また、ポンプリミタやダイバータ室粒子排気装置により、粒子排気特性を実証した。電子密度6
10
m
の放電を行い、20MWのNBI加熱による補給粒子(3Pam
/s)を、ダイバータ排気装置で排気可能であることを示した。下側ダイバータ実験では、ヘリウムNBによりプラズマ中心領域への粒子補給を行い、10MWのNB加熱放電で、ヘリウム灰排気特性を調べた。その結果、高密度放電によりヘリウム灰排気が軽減されることを明らかにした。ヘリウム輸送は、電子よりも異常な内側ピンチが大きいことを示した。
中村 博雄; 辻 俊二; 永見 正幸; 小関 隆久; 石田 真一; 安積 正史; 秋場 真人; 安東 俊郎; 藤井 常幸; 福田 武司; et al.
Nuclear Fusion, 30(2), p.235 - 250, 1990/02
被引用回数：16 パーセンタイル：53.11(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60の外側ダイバータおよび下側ダイバータにおけるHモード実験について述べた。外側ダイバータでは、従来の下側ダイバータと同様の特性を有するHモードが得られた。Hモードの閾値は、16MWおよび1.810mである。また、NB+ICRF、NB+LHRFの複合加熱においても、Hモードが観測された。更に、改造後の下側ダイバータにおいても、Hモードが得られた。上記の2つのダイバータ配位ともに、エネルギー閉じ込めの改善度は、約10%である。本論文では、Hモード放電の諸特性について述べるとともに、バルーニング/交換型不安定性の解析を行い、JT-60の外側X点ダイバータでも、安定領域が存在する事を示した。
中村 博雄; 辻 俊二; 永見 正幸; 小関 隆久; 石田 真一; 安積 正史; 秋場 真人; 安東 俊郎; 藤井 常幸; 福田 武司; et al.
JAERI-M 89-106, 52 Pages, 1989/08
本報告書は、JT-60の外側ダイバータおよび下側ダイバータにおけるH-mode実験結果について述べた。外側ダイバータ配位においても従来の下側あるいは上側ダイバータと同様に、H-modeが得られた。全吸収パワーおよび電子密度の閾値は、それぞれ、16MWおよび1.810 mである。エネルギー閉じ込め時間の改善は、約10%である。また、NB+ICRFおよびNB+LHRFの複合加熱実験においても、H-modeが得られた。また、新たに設置した下側ダイバータ実験でもH-modeが観測された。これらの結果をもとに、H-modeの特徴について、外側ダイバータと下側ダイバータの比較を行った。
藤井 常幸; 木村 晴行; 三枝 幹雄; 秋場 真人; 安東 俊郎; 安納 勝人; 青柳 哲雄; 荒川 喜代次; 安積 正史; 福田 武司; et al.
Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research 1988, Vol.1, p.605 - 610, 1989/00
JT-60における第2調波ICRF加熱実験結果について述べる。実験は、ダイバータ、リミタ、NBIとの複合加熱、ペレットとの組み合わせ等の条件で行われた。NBIとの複合加熱実験では、ICRFパワー印加で、強大なビーム加速が観測された。このとき、プラズマ蓄積エネルギーはICRFパワーに対して効率良く増大した。増加分のプラズマエネルギー閉じ込め時間は、210msに達し、この値は、NBIまたはICRF単独加熱時のそれに比べて、約3倍大きいものである。ICRF単独加熱では、アンテナ位相を制御して、イオン加熱特性の相違が調べられた。
安藤 俊就; 西 正孝; 星野 雅弘*; 押切 雅幸*; 多田 栄介; T.Painter*; 島本 進; 上出 俊夫*; 伊藤 郁夫*
Proc. of the 12th Cryogenic Engineering Conf., p.908 - 912, 1988/00
核融合装置用大型超電導導体として現在最も関心のあるcable-in-conduit型導体のクエンチ時におけるコンジット内の圧力上昇について実験的に研究したので報告する。
若井 栄一; 安堂 正己; 松川 真吾*; 山本 敏雄; 高田 文樹
no journal, ,
微小試験片の試験技術(SSTT)は、IFMIF(国際核融合炉材料照射施設)においてDEMO炉用構造材料の設計評価データを取得するために必要なものである。本研究で開発した微小試験片用破壊靭性試験装置は、-190Cから300Cまでの温度範囲において3点曲げ試料の変位量を1
m以下で正確に制御できる良好な性能を持つものである。また、本装置を用いて照射した低放射化フェライト鋼(F82H鋼)の破壊靭性挙動を解析した結果、照射によって最大破壊応力の増加が生じることを明らかにした。また、250Cで2dpaまで中性子照射したF82H鋼とF82H+11B+N鋼の延性脆性遷移温度(DBTT)の挙動を解析した結果、後者の鋼の方が照射によるDBTTの変化量が大幅に低下することがわかった。
