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渡辺 文隆; 山本 一也; 佐治木 健二郎; 安 貞憲*; 五十嵐 幸*
JAEA-Technology 2008-025, 63 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-025.pdf:2.71MB
原子力緊急時の活動では、複数の活動拠点に分かれた多数の関係者が、相互に連携しながら協調して行動することが求められる。これまでの原子力緊急時では、関係者間でタイムリーな情報共有ができず、状況把握までに時間を要し、その結果広報内容に混乱を招くなどの問題がみられた。そこで、過去の教訓や情報通信手段の長所・短所を考慮し、「防災業務情報共有システムECHO」を開発した。本システムは、ネットワーク上のPCから入力された情報を、セキュリティ機能を有するサーバへ一元的に登録し、Web画面上の電子的な情報掲示板において時系列的に表示する。Web環境で動作するシステムにより、離れた地点の多数の関係者のリアルタイムな情報共有が円滑・確実になり、同時に情報管理にかかわる作業負担の大幅な軽減が可能となった。現在、本システムは原子力防災関係省庁と全国22か所のオフサイトセンター等を結ぶ原子力防災ネットワークにて24時間体制で運用され、全国各地で実施された原子力防災研修,防災訓練での利用実績を積み重ねている。
立石 嘉徳; 五十嵐 幸; 神谷 和明; 小幡 真一; 沢山 幸夫; 広瀬 郁朗
PNC TN841 81-53, 51 Pages, 1981/09
高速実験炉「常陽」照射炉心,初装荷用被覆管(K,S材)の高温強度特性を評価するために,炉外クリープ試験を実施した。試験の結果を要約し以下に記す。(1)高温引張強度,高温内圧破裂強度ともにS材がK材を僅かに上回った。(2)両材の内圧クリープ破断強度はS材の方が若干高目ながら,ほゞ同程度にある。(3)K材,S材ともに,48年度から51年度にかけて製造された試作材の内圧クリープ破断強度を上回っている。とくにS材の強度は大きく向上しており,Tiの微量添加と溶体化処理温度を高めたことが影響していると考えられる。(4)単軸引張クリープ破断試験における両材の最小クリープ速度に大きな差はみられない。(5)両材の内圧クリープ破断強度を,第1次から第9次クリープ試験までの供試材の強度と,「常陽」MK‐および「もんじゅ」の設計条件で比較すると,最も高い値を示した第9次材と同等ないし若干上回る結果となっている。
三浦 信; 佐藤 政一*; 五十嵐 幸; 妹尾 重男
PNC TN841 80-37, 91 Pages, 1980/05
従来より行われてきた非照射下内圧クリープ試験では,試験状態にある試験片のクリープ歪を測定することは困難であった。しかし,直接通電加熱とレーザ測長技術を組み合わせた本試作装置の開発により,これまで試験を中断して測定する方法でしか得ることのできなかったクリープ情報の連続かつ自動的な収集が可能となり,更に計算機の利用によって詳細なクリープ評価ができるようになった。
三浦 信; 佐藤 政一*; 五十嵐 幸; 近藤 吉隆*
PNC TN843 80-03, 173 Pages, 1980/04
ATR用圧力管内圧破壊試験時のAcoustic Emission(以下AEと略す)測定を行った。内圧破壊は,水圧と空圧の2種類で行った。水圧の場合,加圧は手押しポンプで行い,空圧の場合はブースタポンプによる自動加圧で行った。AEは,加圧開始から破壊時まで測定され,データレコーダに記録された。AE発生の特徴と破壊進行を示すパラメータの関係が解析された。その結果次のようなことが明らかとなった。(1)2軸応力下ではZr-2.5NbはAEを発生し難い。(2)水素富化の量が多くなると,発生するAEの量も増加する。(3)破壊に直接関係して発生したAE信号は高周波成分が多い。(4)破壊パラメータのひとつである応力拡大係数と,AE累積数は指数関係を示す。(5)切欠からのAEと,採触子試験片を接着するエポキシ接着剤の割れる音は,それぞれの発生様式に特徴があった。
三浦 信; 佐藤 政一*; 五十嵐 幸; 上村 英昭*
PNC TN841 79-20, 72 Pages, 1979/03
第2報に引き続きSUS316オーステナイト系ステンレス鋼の冷間加工度を残留磁気量測定によって非破壊的に評価する方法の開発を行なった。前報では,冷間加工度を正確にコントロールできる板状試料を用いて加工度と残留磁気量の間によい相関が得られた。本報告は,実用化を目的として,試作「もんじゅ」燃料被覆管の冷間加工度を磁気法で測定した結果について行うものである。また,標準試料として被覆管の室温における引張材の使用を試みた。X線によるマルテンサイトの定量は第2報で使用した試料により行ない公称加工度との比較を行なった。これらの試験の結果,同一の冷間加工度でも製造条件が異なれば残留磁気量も変化することがわかった。その大きな因子は結晶粒度と硬さが考えられる。すなわち残留磁気量は同一加工度でも結晶粒度が大きくなることにより,硬くなることによって増えていく傾向を示した。加工マルテンサイトのX線相対強度は冷間加工度か大きくなるに伴なって増加する傾向を示した。集合組織については体心正方(200)面が圧延面に沿って配向していることがわかった。
三浦 信; 佐藤 政一*; 五十嵐 幸; 近藤 吉隆*
PNC TN841 79-19, 43 Pages, 1979/03
ACOUSTIC EMISSION 検出用の長尺導波棒の減衰率および導波棒内での音波の伝播モードや波形変化についての解明を目的とする。要旨AE信号の検出等に使用される導波棒は,長くなると内部での減衰や,板波の発生などによりAE信号波形に影響を与える。本研究はそのような影響を明らかにするため,長さ2mの導波棒についてAE信号伝播特性を調べることを目的としたものである。その結果,導波棒自身の減衰率は,測定法に多少問題はあるものの1
1.5dB/m以下という小さな値であった。伝播モードは細い棒中での理論上の縦波音速度とかなり一致する測定値が得られた。このことは,導波棒内での主要な伝播モードは板波の一種であることを示している。また波形分離の現象は,直径と関連しつつ起きていた。太い導波棒より細い導波棒の方が,この波形分離の現象も少なく,良い結果を示すことがわかった。
三浦 信; 佐藤 政一*; 五十嵐 幸; 近藤 吉隆*
PNC TN841 78-37, 117 Pages, 1978/05
大洗工学センターのCTL-Dチャンネル水圧試験中のAE測定を行なった。試験は,室温において行なわれ,AEはDチャンネル上,下端夫々において測定された。測定されたAEは,データレコーダに採録され,試験後に周波数分析等が行なわれた。加圧,数回繰り返えされたが,およそ130kg/cm2に達したところで連続的なAE発生が見られた。その後の観察により,連続的なAEは極めて微量の水クリークに依るものであることがわかった。周波数分析の結果,第1回目加圧中に得られたAEのピーク周波数は,およそ120KHZであり,リークに依るAEの最大ピーク周波数は,およそ270KHZであった。
三浦 信; 佐藤 政一*; 五十嵐 幸; 上村 英昭*
PNC TN841 78-18, 74 Pages, 1978/02
第1報に引き続いて、SUS316オーステナイト系ステンレス鋼の冷間加工度を磁気測定によって非破壊的に評価する方法の開発を行なった。前報では板状、管状資料とも10%以上の冷間加工度で、加工度と残留磁気量が片対数線上で直接関係を示すこと、0%(焼鈍材)の残留磁気量はこの直線の外挿よりも若干高いことを報告した。今回は冷間加工度を正確にコントロールできる板状試料により、残留磁気量測定値に対する試料採取の方向性、着磁の方向性、残留磁気測定の方向の影響を調べた。冷間加工度は前回は10%間隔であったが、今回は、5%、15%を加えて0%50%の8種類を用意した。この試料について引張試験、硬さ測定、金相試験、X線回析、X線微小分析も行った。試験の結果前回被覆管について得られた直線関係が冷間加工度を正確にコントロールできる板材についても得られた。ただし、冷間加工度を正確にコントロールできる板材についても得られた。ただし、冷間加工度10%及び15%の残留磁気は、いずれもこの直線より低い値を示した。着磁万向と残留磁気測定方向は同じ方がデータのバラツキは少なかった。化学研摩により表面層の残留磁気に対する影響を調べたが、試料表面付近で特に大きな値にはなっていなかった。
三浦 信; 佐藤 政一*; 五十嵐 幸; 近藤 吉隆*
PNC TN841 77-63, 92 Pages, 1977/12
ATR燃料燃焼末期におけるFPガスに依るSTRESSCOROSSION CRACKINGのAE法に依る検出技術開発のための予備試験を行なった。試験はまず予備試験として,アルミナ磁器とWCu模擬ペレットの破壊時AE測定から始めた。その結果アルミナ磁器のAEは70kHz220kHzの周波数分布を示し,またWCu模擬ペレットのAEの周波数は非常に低いところにピークを持っていた。ATRサイズUO2ペレット破壊試験時のAE測定結果は非常に多量のAE発生を示した。試験は圧縮モードで行なわれたがAE発生率が急増する時期は圧縮荷重の微小な変動時期と一致していた。試験機のラム位置保持中にAE発生はみられなかったがラム移動再開後は再び以前のAE発生率と同じ値の発生率にまで達していた。AE信号の波形にはバースト状とバケット状と名付けた2つの種類が見られ,それぞれが異る破壊現象に対応するものと考えられた。また主な周波数成分はZr合金破壊時のAEといくぶん異る結果を示した。
三浦 信; 角田 直己; 佐藤 政一*; 安藤 久隆*; 五十嵐 幸; 稲田 栄一*; 田中 康正; 上村 英昭*
PNC TN841 77-34, 69 Pages, 1977/06
高速増殖炉の燃料被覆管として現在SUS316オーステナイト系ステンレス鋼が使用されている。SUS316は冷間加工によって耐スウェリング性を保持させている。燃料被覆管の冷間加工度は最終加工度は最終加工前後における引き抜き長さの変化,あるいは断面積減少率から求めているが,前者は全長の平均,後者は破壊検査法である。そこで全長にわたって各点での加工度を知るために非破壊検査で測定する方法を開発することとした。原理はオーステナイト鋼中に加工によって生ずるマルテンサイト量を磁気測定によって検出し,冷間加工度と関連づけるものである。試験試料はロール圧延により製造した板状試験片(加工度050%)とかえて製造した管状試験片(被覆管)(加工度030%)を用いた。試験の結果,板状,管状試験片ともに10%以上の冷間加工度では,加工度と残留磁気量は片対数線上で直線関係を示すことがわかった。しかし両者とも0%(焼鈍材)の残留磁気量が10%加工材とほぼ匹敵する量を示した。この原因は現在のところ明らかでない。また材料試験の結果では加工度が増すことにより引張強さ,0.2%耐力は増加し,伸びは減少する傾向を示した。
三浦 信; 角田 直己; 佐藤 政一*; 稲田 栄一*; 五十嵐 幸; 妹尾 重男
PNC TN841 77-25, 77 Pages, 1977/06
レーザ光による被覆管外表面欠陥の自動検査技術開発に着手した。第1段階として,欠陥検出のための検査装置を試作し,これによって,欠陥検出,識別の基礎となる被覆管外表面欠陥によるレーザ反射光のパターンを収集した。検査装置はレーザ発生部,走査部,受光部をもつ本体と信号処理装置からなっている。被覆管健全部,典型的な欠陥からのレーザ反射光をスクリーンに映し,パターンを写真撮影し,欠陥形状との関係を調べた。またこれらのパターンのレーザビーム径による変化,試料への入射方向による変化も試験された。この結果,欠陥形状によりレーザ反射パターンは特徴のある形を示し,レーザビーム径は細い方が感度がよく,ビーム径により検出しベル設定が可能であることがわかった。これに関連して,レーザビーム径の測定法を開発し,解析の手段とした。
三浦 信; 田中 康正; 五十嵐 幸; 小幡 真一; 永木 裕
PNC TN841 77-04, 73 Pages, 1977/01
フレアリング中に割れた圧力管と,成功した圧力管を用いて各種の強度試験,金相試験を行なったところ,フレア割れ管には次のような異常が認められた。1. 
相の含有量が少ない。2. 針状晶が発達している。3. 延性値が低い。これらの原因としては,管製造時の溶体化処理濃度が高くなりすぎたものと考えられる。また,今回の試験でオートクレープ処理後の強度が低下しているのが認められた。
三浦 信; 立石 嘉徳; 五十嵐 幸
PNC TN841 74-11, 83 Pages, 1974/04
ATR用圧力管として使用されるZr-2.5Nb材は,炉内において,中性子照射,水素吸収などにより,脆性特性が変化する。そのような状態において,様々な原因により生ずる欠陥とその成長を感知する技術としてAcou-stic Emissionによる検査法の適用が考えられている。本研究は,小片試験片を用いてZr-2.5Nb材のAcou-stic Emission測定法の確立を図ったものである。平滑試験片については,発生率が
0.2付近で最大となり,後はほとんど0になるという典形的な結果が得られた。切欠材については試験片を内径117.8
,肉厚4.3mmの圧力管から採取したので管の曲率により試験片巾が制限され,破壊状態は 面降状を伴う延性破壊にしかならず,負荷後半データの応力拡大係数K値による処理を不正確にした。K値は,圧力管の脆性破壊防止設計において基準値の限界応力拡大係数と対比して評価される値で,今回はK値がAcoustic Emission累積値とC.O.D(CrackOpening displacement)を介して相関があることを確認することができた。
岡田 尚; 川妻 伸二; 福嶋 峰夫; 五十嵐 幸; 中井 宏二; 三村 竜二; 金山 文彦
no journal, ,
平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震とその後の津波の影響により、東京電力福島第一原子力発電所は全電源喪失,炉心冷却不能と言う事故が発生した。日本原子力研究開発機構では保有する原子力災害ロボットの改造及び
線可視化装置等を開発する等、東京電力を支援してきた。本稿では原子力災害ロボット緊急対応状況とその教訓及び線可視化装置による支援状況について述べる。
岡田 尚; 中井 宏二; 五十嵐 幸; 川妻 伸二
no journal, ,
原子力機構は放射能汚染環境下でのロボット操作を支援するため遮へい操作ボックスや線可視化計測装置等を搭載したロボットコントロール車を開発整備し、福島第一原子力発電所事故対応への協力を実施。
線可視化装置の開発(福島第一原子力発電所事故緊急対応)JR-1(JAEA Reconnaissance 1)の概要三村 竜二; 岡田 尚; 五十嵐 幸
no journal, ,
日本原子力研究開発機構が実施した福島第一原子力発電所事故の緊急対応のうち、放射線測定及び遠隔ロボットについて紹介する。