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報告書

トリチウム含有照射キャプセル解体プロセスの設計検討,2; キャプセル解体装置の詳細設計,試作試験、並びにグローブボックス施設の検討

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 中道 勝; 勝山 幸三; 岩松 重美; 長谷川 貞司; 小高 英男; 高津 英幸; et al.

JAEA-Technology 2009-007, 168 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2009-007.pdf:31.88MB

原子力機構では、国際熱核融合実験炉(ITER)に装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)を用いて、増殖ブランケットの炉内機能試験を実施することを計画している。そして、その準備のため、日本において設計中の原型炉ブランケットにおける固体増殖材料の第1候補材料であるチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)について、原子炉照射試験を実施してきた。本報告書は、(1)材料試験炉(JMTR)による照射試験に用いた照射キャプセル解体装置の詳細設計及び試作試験、並びに、(2)照射後試験のためのグローブボックス施設の予備的検討の結果、について述べるものである。解体装置の詳細設計では、本件に先立って実施した概念検討及び基本設計の結果に基づき、詳細仕様及び設置場所の検討,安全評価等を行った。試作試験では、解体装置の中心となる切断部を試作するとともにJMTRキャプセル模擬試験体を製作して切断試験を行い、その結果を評価して切断速度の最適化を図ることにより、十分な切断性能を達成した。さらに、キャプセル解体後の照射後試験用施設を確保するため、グローブボックス施設の予備的検討を行い、技術的成立性の見通しを得た。

報告書

トリチウム含有照射キャプセル解体プロセスの設計検討,1; 概念検討及び基本設計

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 小高 英男; 勝山 幸三; 北島 敏雄; 高橋 孝三; 土谷 邦彦; 中道 勝; et al.

JAEA-Technology 2008-010, 68 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-010.pdf:11.31MB

原子力機構では、国際熱核融合実験炉(ITER)に装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)を用いて、核融合炉用増殖ブランケットの炉内機能試験を実施することを計画している。本報告書は、炉内機能試験の準備として材料試験炉(JMTR)で照射試験を行った照射キャプセルの解体プロセスの概念検討及び基本設計について述べるものである。本設計においては、照射キャプセルはバンドソー(帯のこぎり)で切断され、放出されたトリチウムは、パージガス系によって安全に回収され、固化されて放射性廃棄物となる。さらに、事故時にトリチウムが解体装置外へ放出される可能性があることに対する安全対策として、解体装置を覆うインナーボックスを採用することにより、通常のトリチウム透過性材料を用いた既存のホットセル(ベータ・$$gamma$$セル)を、大きな改造を行うことなく使用できる見通しを得た。以上により、トリチウムを含有する照射済みJMTRキャプセルについて、本解体プロセスが実現可能であることを示した。

報告書

照射燃料集合体試験施設 増設施設用セル内クレーン設備の製作

小高 英男; 中村 保雄

PNC TN9470 96-001, 79 Pages, 1995/11

PNC-TN9470-96-001.pdf:7.08MB

照射燃料集合体試験室ではセル内クレーン設備について,平成元年から平成2年3月にかけて基本設計を実施し,装置の概要等を検討した。この基本設計を基に平成3年までに詳細設計を実施し,各部の仕様,機能,構造等の実機設計製作に必要な詳細仕様を決定した。セル内クレーン設備は,この詳細設計を 基にして製作設計及び製作を実施し,平成6年に照射燃料集合体試験施設増設施設に設置した。セル内クレーン設備は,照射後試験に用いる様々な燃料集合体のセル内移送あるいは,セル内に設置してある設備器のメンテナンスを行うものであり,インセルクレーン,パワーマニプレータ,リペアホイストにより構成する。また,第2試験セルに設置したパワーマニプレータにあっては,作業の省力化,正確かつ迅速化に加え安全性を図るために,試料の自動搬送機能を持たした。以下にセル内クレーン設備の概要を述べる。(1)インセルクレーンは,セル内で燃料集合体又はセル内設置機器等の重量物の移送作業を中心に行うための機器である。クレーンの機能,構造は,放射性物質を取り扱うホットラボに設置するという特殊な事象を除けば,通常の天井走行型クレーンと大きく違わない。しかし,故障等の異常が発生した場合は,作業者による直接保守がセル内設置であるため不可能となってしまうことから,インセルクレーン自体にセル外からの遠隔操作による分解・組立が可能な機構を有する構造とした。(2)パワーマニプレータは,ロボットタイプのマニプレータアームを用いることにより,試験用試料あるいは数十kg程度までの軽量物のセル内移送,セル内設置機器による照射後試験の助勢及び設置機器の保守など,多岐にわたるセル内作業を行う機器である。なお,第2試験セルに設置したパワーマニプレータについては,計算機による制御とマニプレーヤアームを取り外して専用特殊治具を組み合わせることにより,試験用燃料ピンを収納したピンラックをセル内で自動搬送できる機能を有している。また,インセルクレーンと同様に故障等が発生した場合に備えて,セル内の据付け場所で遠隔操作による分解・組立が可能な構造を有するものである。(3)リペアホイストは,第2試験セルの天井を通して3階サービスエリアに設置し,セル内のパワーマニプレータ及びインセルクレーンの遠隔保守時に,セル天井付近に設置されたこれらの機器のブリッジ,キャリッジ,ト

論文

Robotic Manipulator Systems for FMF-Extension

中村 保雄; 小高 英男; 岩永 繁

BNES conference fuel management and handling, 0 Pages, 1995/00

ロボティックマニプレータは、照射済の各種燃料要素の入ったピンラックをセル内に設置された試験機関や定められた位置に自動搬送するものである。また高放射線及び不活性雰囲気であるFMF増設施設の試験セルに装置するため作業者が立ち入って装置をメンテナンスすることが不可能である。従って、このロボティックマンプレータは、セル外から遠隔操作による分解組立等のメンテナンスが可能な構造としている。また、本マンプレータは専用のコンピュータによって自動搬送し、FMF増設施設のホストコンピュータにより運転管理される。(自動搬送機能)ロボティックマンプレータは、自動搬送用として直線軸(3軸)と回転軸(1軸)を備え、それぞれがDCサーボモータで駆動する。そして駆動位置はレゾルバ・ラック&ピニオン.タグラインケーブル等により検出し、コンピュータ制御により高精度な自動搬送を実現した。

論文

大型照射後試験施設における試験装置の開発

岩永 繁; 中村 保雄; 金井 和樹; 小高 英男

動燃技報, (86), p.51 - 54, 1993/06

燃材部照射燃料集合体試験室(FMS)では高速原型炉「もんじゅ」の炉心構成要素等の照射後試験のため現在建設を進めているFMF増設施設(大型照射後試験施設)に設置する内装設備及び試験装置の開発を進めてきた。開発項目としては試験の迅速化,高度化,遠隔操作・保守技術の確立,セル内での燃料搬送の自動化及び試験装置の多機能化を行った。更に新たな試験項目である燃料ピンの渦電流探傷技術,集合体のX線CT検査技術の開発も行った。本報告では特に開発要素の高いセル内クレーン設備,集合体試験装置,ピン試験装置及びX線CT検査装置の開発を中心に報告する。

報告書

「常陽」MK-II制御棒(MCR005)の照射後試験; 制御棒および吸収ピンの非破壊試験

小高 英男*

PNC TN9410 86-147, 62 Pages, 1986/09

PNC-TN9410-86-147.pdf:8.26MB

「常陽」MK-2炉心にて定格第6サイクルまで使用された制御棒MCR005について、構造体の健全性確認、照射挙動把握の観点から制御棒試験及び吸収ピン試験を実施した。以下に照射後非破壊試験の実施結果の概要を示す。(1)制御棒の外観検査、寸法測定及びX線ラジオグラフィ検査の結果、定格第6サイクルまで使用したMCR005は、外形形状及び内部状況等において特異な変化は認められず使用中健全であったことが確認された。(2)ダッシュラム部の膨れは、外径変化で約0.15%の増加であり、制御棒下部案内管ダッシュポットの内径が製造時と同一とした場合、両者のクリアランスは、当初の約半分に減じているといえる。(3)吸収ピン試験では、ペレットスタック下部の被覆管外径増加(最大増加率:1.04%)及びスタック長の伸び(最大5.9㎜)が確認された。また、ベント機構部ではベント管に白色付着物が確認された。これはベント孔からナトリウムの侵入があったためと思われる。(4)被覆管の外径増加は、G4Cペレットのスエリングによるペレット一被覆管相互作用によるものと考えられる。外径増加率は照射の進行に伴い増加してきている。またスタック長の変化も照射の進行に伴い伸びており、MCR005では定格第3サイクルまで照射したMCR002の約2倍の伸びである。

報告書

「常陽」MK-II炉心燃料(PFD001)照射後試験(1); 集合体及び燃料要素の非破壊試験

小高 英男*; 平沢 久夫*; 榎戸 祐二*

PNC TN9410 86-137, 164 Pages, 1986/01

PNC-TN9410-86-137.pdf:8.16MB

「常陽」MK-2炉心燃料集合体「PFD001」平均燃焼度約31,700MWD/MTM)の集合体及び燃料要素の非破壊試験を実施した。本集合体は、「常陽」100MWt出力上昇から100MWt第3サイクルの間で照射されたものであり、炉内装荷位置は炉心中心第0列である。本集合体は、MK-2初装荷炉心燃料について燃焼度をパラメータとして試験を実施する三体目の集合体であり、照射後試験の目的は使用中の健全性の確認と照射挙動の把握である。本試験の結果の概要は下記の通りである。(1)集合体表面には若干の傷、変色が確認されたものの、全体としては変形や亀列等は確認されなかった。また、集合体洗浄においてもFP核種の検出もなく炉内での挙動は正常であった。(2)ラッパ管対面間距離では、有意差を超える増加が認められたが増加量は小さい。この点に関して今後は照射クリープとスエリングに着目した詳細な定量的評価を進めていく必要がある。(3)ピン表面には、これまでのMK-2集合体と同様に被覆管と隣接するワイヤとの干渉による接触跡が観察されたが、寸法的にはMK-1のそれと比べ小さく、深さもほとんどなく、発生頻度も少ないことが再確認できた。

報告書

「常陽」MK-1炉心燃料(PPJD2S,PPJD2Y)の照射後試験(1); 集合体及び燃料要素の非破壊試験

小高 英男*; 浅賀 健男*; 小形 佳昭; 松島 英哉*

PNC TN9410 85-141, 85 Pages, 1985/07

PNC-TN9410-85-141.pdf:7.31MB

「常陽」MK―I炉心燃料集合体(Fab.No.PPJD2S,平均燃焼度35,000MWD/MTM及びFab.No.PPJD2Y,平均燃焼度30,400MWD/MTM)の集合体及び燃料要素の非破壊試験を実施した。両集合体とも「常陽」低出力試験から75MWt第6サイクルの間,照射されたものである。両集合体は,炉心半径方向に炉心位置(000)から最外列ブランケット部(8D1)までの集合体において,燃焼度,集合体の曲り,バンドルの変形等を調べることにより炉心核設計データを取得することを自的とした炉心核設計確認用集合体のうちの2体であり,PPJD2Sが2D1,PPJD―2Yが3D1に装荷されたものである。本試験から得られた主な結果を下記に示すI.集合体の健全性1)両集合体とも集合体部材の損傷,変形,変色等はなく,燃料ピンの破損,集合体内への異物の混入もなく集合体,燃料ピンは健全であった。II集合体の照射挙動1)ガンマスキャンにおいて,両集合体とも燃料ピンの上,下部ブランケット部へ137C/sの移動が確認された。2)ピンパンクチャ試験のガス圧は,PPJD2Sが最大4,500Torr.PPJD2Yが最大4,380Torr.である。この差は主に燃焼度の差によるものと思われる。ガス分析,ガス放出率の結果は,燃焼度をパラメータとした場合これまでのMK―I炉心燃料の傾向と合致している。III.炉心核設計確認用集合体(全9体)の照射挙動1)炉心燃料集合体の曲がりの照射中の曲り挙動としての方向は炉心中心向と反対方向と考えられる。これに対しブランケット燃料集合体は,有意な変化を示していない。

報告書

「常陽」MK-I炉心燃料(PPJX12)の照射後試験(1); 集合体および燃料要素の非破壊試験

小高 英男*; 浅賀 健男*; 小形 佳昭

PNC TN9410 84-126, 78 Pages, 1984/10

PNC-TN9410-84-126.pdf:4.25MB

「常陽」MK-I炉心燃料集合体(PPJX12、平均燃焼度38、9OOMWD/MTM)の集合体及び燃料要素の非破壊試験を実施した。本集合体は、「常陽」で照射された炉心燃料集合体の中では、炉心位置OOOに装荷された集合体(PPJX13、平均燃焼度40、100MWD/MTM)に次ぐ高燃焼度を有するものである。又、本集合は、水中保管における集合体部材のアルカリ腐食を主とする燃料の挙動を調べるため、意図的にナトリウム洗浄不足状態で水封管中に長期保管させておいたものである。照射燃料集合体試験室における試験の自的は高燃焼度での照射挙動に関する基礎データを取得し、高燃焼度集合体の同種データを補充するとともに、集合体部材のアルカリ水中保管による影響を調べることである。本試験から得られた主な結果を下記に示す。I集合体の健全性本集合体は、最高燃焼度集合体(PPJX13)に次ぐ高燃焼度集合体であるが、集合体部材の損傷、有害な変形、変色等もない。又、ピンの破損、集合体内の異物の混入等もなく、集合体及びピンは健全であった。II照射挙動(PPJX13との比較において)1)集合体対面間距離で有意差を超える0.19mmの増加が炉心部付近で認められた。この値は、PPJX13の0.03mmより若干低めであった。2)ピンの寸法則定では、全最、外径でR材の増加量がK材、S材に比べて大きい。この傾向は、は、PPUX13の場合と同じであった。3)ピン重量について、PPJX12は有意差を超えるピンは測定されていない。4)ピンパンクチャー試験でのガス圧は、PPJX12はPPJX13よりガス圧が低い。これは、燃焼度の差によるものと思われる。ガス分析、ガス放出率についても、MK-I炉心燃料集合体のこれまでの傾向と合致している。III部材の水中保管による影響通常の集合体より、若干、付着ナトリウム量が多いものの、集合体外観、ピン詳細外観及びパンクチャー試験が主な観察手法であるが部材の表面腐食、有害な変色、ガス圧の異常な変化等はなく、非破壊検査で見る限りその影響はないものと判断される。

論文

Robotic Manipulator System in FMF-extension

中村 保雄; 小高 英男; 岩永 繁

INTERNATIONAL CONFERENCE ON FUEL MANAGEMENT AND HANDLING, , 

パワーマニプレータは、各種燃料要素の入ったピンラックを3台のピン試験機間や定められた位置に自動搬送するものである。FMF増設の試験セルに2台設置され、高放射線及び不活性ガス雰囲気で使われるため、操業開始後は人が立ち入っての装置メンテナンスは不可能である。2台のパワーマニプレータはFMF増設のホストコンピュータにより運転管理されることになっている。(自動搬送機能)マニプレータは3つの直線軸と1つの回転軸を備え、それぞれがDCサーボモータで動かされる。そして、レゾルバ・メカニズムによってバックラッシュ等を避けており、高精度な自動搬送を実現している。(遠隔保守機能)マニプレータ構成部品はすべて、インセルクレーン、リペアホイスト及び治工具により遠隔で取りはずし装着が可能である。

口頭

長期水貯蔵した使用済燃料(「常陽」MK-II)の健全性確認試験

佐々木 新治; 曽我 知則; 前田 宏治; 勝山 幸三; 小高 英男

no journal, , 

高速実験炉「常陽」で使用した燃料集合体は、水の入ったボルト締め缶に収納し、使用済燃料貯蔵プールで貯蔵している。これまで長期水貯蔵したMK-I炉心燃料については照射後試験によりその健全性を確認してきた。今回、上記のMK-I炉心燃料よりも照射温度や照射量等の炉内使用条件が厳しく、かつ、長く水貯蔵期間を経験したMK-II炉心燃料について長期水貯蔵の影響を確認するとともに、燃料の有効利用の観点から、燃料の再装荷による再利用の可能性についての今後の調査に資するため、照射後試験を実施した。

口頭

Development of high resolution X-ray CT technique for irradiated fuel assembly

石見 明洋; 小高 英男; 勝山 幸三; 古屋 廣高

no journal, , 

照射済燃料集合体の構造変化を観察するため、X線CT技術を用いた非破壊検査技術を開発した。X線CTシステムでは、燃料集合体から放出される$$gamma$$線の影響を低減するために12MVX線パルス発生と検出タイミングをシンクロさせている。本技術を照射済燃料集合体の試験に適用することで、燃料集合体の横断面画像の取得に成功した。この技術は、いくつかの破壊試験の代わりとして適用することが可能であり、照射後試験で発生する放射性廃棄物の低減にも貢献する。

口頭

Effective Maintenance Method Based on the Reasonable Inspection Technique for the Deteriorating Hot Laboratory Exhaust Stack

磯崎 涼佑; 水越 保貴; 勝山 幸三; 小高 英男

no journal, , 

排気筒にはコンクリートの剥離・ひび割れ、錆等が確認され、このまま放置すると使用施設としての機能を損なう恐れがあった。経年劣化した排気筒の補修を確実に実施するため、電磁波レーダー法による鉄筋・空洞探査と塩化物含有量測定等をはじめて導入し、鉄筋・空洞の内部の劣化と塩害の把握に着目した定量的な調査を実施した。本調査結果を基に補修内容を検討した結果、排気筒本体外表面部の劣化補修作業と本体外表面のコンクリート厚さ不足部補修作業が必要と判断し、補修を実施した。

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