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中野 寛子; 柴田 裕司; 武内 伴照; 松井 義典; 土谷 邦彦
Proceedings of International Conference on Asia-Pacific Conference on Fracture and Strength 2016 (APCFS 2016) (USB Flash Drive), p.283 - 284, 2016/09
過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)を開発している。本研究では、過酷事故時の環境を模擬したMIケーブル用シース材の耐食性を調べるため、選定したオーステナイト系ステンレス鋼SUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故環境を模擬した大気雰囲気(O
雰囲気)、大気と水蒸気雰囲気(O/HO雰囲気)もしくは大気とヨウ素雰囲気(O/I雰囲気)中における耐食性を調べた。その結果、1000
Cの条件では、NCF600よりSUS316の方が腐食速度は大きいこと、また、HOの添加によりO雰囲気より腐食速度が大きいことがわかった。一方、O/I雰囲気では、NCF600よりもSUS316の方が腐食速度が大きく、ヨウ素の影響によって腐食が促進されることを確認した。これにより、NCF600の方が想定される過酷環境における耐食性が高いことが示唆された。
中野 寛子; 上原 聡明; 武内 伴照; 柴田 裕司; 中村 仁一; 松井 義典; 土谷 邦彦
JAEA-Technology 2015-049, 61 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2015-049.pdf:14.7MB
日本原子力研究開発機構では、原子力施設でシビアアクシデントが発生した際に、プラント状態を監視するため、過酷環境下でも高解像度で監視できる耐放射線性カメラ、炉内の情報を伝送するための無線伝送システムならびに計測線等の高度化に向けた要素技術の基盤整備を進めている。計測線の高度化開発の一環として、高温型MIケーブルの信頼性およびそれらを構成するシース材料の特性を調べるため、PWR及びBWR条件の炉内環境を模擬できる炉外高温高圧水ループ試験装置を整備した。本装置は、圧力容器(オートクレーブ)、水質調整タンク、送水ポンプ、高圧定量ポンプ、予熱器、熱交換器および純水精製装置などから構成されている。本報告書は、炉外高温高圧水ループ試験装置の製作にあたって構成する機器の基本設計及び当該装置を用いた性能試験結果についてまとめたものである。
武内 伴照; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 永田 寛; 遠藤 泰一; 松井 義典; 土谷 邦彦
KAERI/GP-418/2015, p.110 - 112, 2015/00
開発中の鉛エミッタ自己出力型
線検出器(SPGD)及び白金40%ロジウム合金自己出力型中性子検出器(SPND)について、炉内照射試験に先立って線照射試験を行った。200
6000Gy/hの範囲における試験結果から、SPGDの出力電流はおよそ10%の誤差精度で線量率に比例することがわかった。一方、SPNDにおいては、出力電流は線量率に比例しなかった。また、出力電流は負の極性であり、その絶対値はSPGDよりも1桁程度低かった。こうした出力挙動の違いは、エミッタの形状や大きさの違い及びMIケーブル部から発生した電流成分の影響によるものであると考えられる。
武内 伴照; 柴田 晃; 永田 寛; 木村 伸明; 大塚 紀彰; 斎藤 隆; 中村 仁一; 松井 義典; 土谷 邦彦
Proceedings of 3rd Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2013), p.52 - 58, 2013/11
LWRの炉計装システムは、原子炉運転中から炉停止中の状況を監視できるシステムとなっていた。しかしながら、そのシステムは、福島第一原子力発電所で起きたシビアアクシデント時では電源喪失のため作動せず、事故後の対応が遅れた。このため、炉心損傷事故が起きても測定できる原子炉計装システムの開発が必要不可欠となった。本研究は、JMTRに蓄積された照射技術を活用し、測定技術を含めた監視システムの開発を行っている。本報告では固体電解質型の水素濃度センサー、ヒーターを備えている熱電対型の水位計、自己出力型のSPGD線検出器及びCCDカメラによる原子炉の情報の定量化のためのチェレンコフ光の画像解析システムの4つの計装システムの開発について紹介する。開発後は、JMTRで炉内確認テストを実施し、放射環境下での特性も調べる予定である。
武内 伴照; 上野 俊二; 駒野目 裕久*; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 木村 伸明; 松井 義典; 土谷 邦彦; 荒木 政則
Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 7 Pages, 2013/10
福島第一原子力発電所事故における全交流電源喪失状態下では、既存の炉内計装システムは十分には機能せず、結果的に過酷事故の進展を防げなかった。また、IAEA閣僚会合に向けて平成23年6月に取りまとめられた日本国政府報告書において、教訓14として「原子炉及び格納容器などの計装系の強化」が挙げられている。こうした背景を踏まえ、原子力施設でシビアアクシデントが発生した際に、プラント状態を監視するため、平成24年度より、上記2つの対策にかかる研究開発を開始した。本研究開発の課題としては、過酷環境下でも高解像度で監視できる耐放射線性カメラ、撮影した映像を伝送するシステム、計測線等の基盤技術の構築である。これらの開発目標および開発状況や特性試験の概要について述べる。
木津 要; 柏 好敏; 村上 陽之; 尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 土屋 勝彦; 吉田 清; 濱口 真司*; 松井 邦浩; 中村 一也*; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1432 - 1435, 2011/10
被引用回数：8 パーセンタイル：51.74(Nuclear Science & Technology)JT-60SA装置の超伝導マグネットのうち、中心ソレノイド(CS)とプラズマ平衡磁場(EF)コイルが日本で製作される。EFコイル導体はNbTi素線を用いたケーブル・イン・コンジット型導体である。これらの導体は、メーカより納入された超伝導撚線とジャケットを日本原子力研究開発機構・那珂核融合研究所内に建設された、全長約680mの導体複合化設備で複合化することで製作される。EFコイル実機に使用する444mの超伝導導体の量産製造が平成22年3月より開始された。また、量産に先立って、超伝導導体の分流開始温度(Tcs)などの超伝導特性の評価試験を行った。その結果、Tcsは素線からの予測値と一致し、導体製作過程による超伝導性能の劣化がないことを確認した。
渡辺 文隆; 松井 智明; 野村 保
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 4 Pages, 2005/10
原子力緊急時支援・研修センターの活動は防災基本計画に示された役割に沿って、原子力・放射線の専門家集団として、安全規制官庁,地方自治体,原子力事業者に多様な支援を行う事を目的としている。日頃より行う教育訓練により、緊急時対応能力を維持するとともに、各組織と行う教育訓練に参加し、これらの活動を通じ良好な連携関係と信頼関係を構築している。
中野 寛子; 上原 聡明; 武内 伴照; 柴田 裕司; 中村 仁一; 松井 義典; 土谷 邦彦
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故への教訓として、原子力発電所における監視システムの高度化の一環として、過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)を開発することが必要である。本研究では、高温高圧水ループ試験装置を整備し、純水中15MPa条件下にて、MIケーブル用金属シース材として選定したSUS316及びニッケル基の超合金であるNCF600の低ひずみ速度引張試験(SSRT)を行い、歪速度及び温度の影響について調べた。その結果、歪速度の低下に伴い、SUS316は最大引張強度及び歪が増大すること、NCF600は最大引張強度及び歪とも変化がないことを観測した。これにより、得られた実験値が文献値と同様な傾向を示すことから、所定の性能を有する試験装置であることが確認でき、今後実施する割れ感受性を評価するための標準値を取得することができた。
土谷 邦彦; 武内 伴照; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 中野 寛子; 石田 卓也; 上原 聡明; 山本 圭一; 斎藤 隆; 中村 仁一; et al.
no journal, ,
JMTRは供用開始から幅広い分野で活用され、様々な照射技術を蓄積してきた。最近、精度の向上や温度、中性子束制御、環境などの照射環境の制御が要求されている。特に、再稼働後、軽水炉の安全対策高度化、原子力基盤研究、産業利用の分野で期待されている。これらの照射試験にあたり、放射線モニター(SPNDやSPGD)、各種センサー、作動トランスなどの炉内計測機器の開発が行われている。また、放射化法によるMo-99製造技術開発も進められている。一方、新たにFIB, TEMなどの照射後試験装置がJMTRホットラボに整備された。本シンポジウムでは、新たな照射試験及び照射後試験技術に関する開発の現状について紹介する。
若井 栄一; 高田 文樹; 高屋 茂; 加藤 章一; 北澤 真一; 大久保 成彰; 鈴土 知明; 藤井 貴美夫; 吉武 庸光; 加治 芳行; et al.
no journal, ,
次世代炉設計の自由度を上げるために新しい評価指標として照射損傷パラメータを検討し、長寿命プラント炉の候補構造材料(SUS304, 316FR, 12Cr(P122)鋼)を対象に照射損傷管理技術を開発することを目的とした。材料強度特性に関する既存データと取得データ,微細組織観察結果及び計算科学による結果を解析したところ、材料強度特性は弾き出し損傷量(dpa)に強く依存して変化するとともに、He量やHe/dpa比にも依存して変化する傾向があることがわかった。また、照射損傷指標の評価に必要な微小試験片用のクリープ試験及びクリープ疲労試験装置の開発を行うとともに、照射損傷進行を適切に把握するための非破壊評価として磁気応答特性の変化及び表面弾性波応答変化を調べ、その有効性を示すことができた。
中野 寛子; 柴田 裕司; 武内 伴照; 松井 義典; 土谷 邦彦
no journal, ,
過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)を開発している。本研究では、過酷事故時の環境を模擬したMIケーブル用シース材の耐食性を調べるため、選定したオーステナイト系ステンレス鋼SUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故環境を模擬した大気雰囲気(O雰囲気)、大気と水蒸気雰囲気(O/HO雰囲気)もしくは大気とヨウ素雰囲気(O/I雰囲気)中における耐食性を調べた。その結果、1000C
2hの条件では、NCF600よりSUS316の方が腐食速度は大きいこと、また、HOの添加によりO雰囲気より腐食速度が大きいことがわかった。一方、O/I雰囲気では、NCF600よりもSUS316の方が腐食速度が大きく、Iの影響によって腐食が促進されることを確認した。したがって、NCF600の方が想定される環境における耐食性が高いことが示唆された。
大塚 紀彰; 山本 圭一; 武内 伴照; 木村 伸明; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 中島 健*; 本間 亮平*
no journal, ,
原子炉内のチェレンコフ光をリアルタイムで撮影し、撮影画像により炉内燃料の状態を定量的に評価できるシステム開発を行うことは、原子炉の運転管理に大きく貢献するものとなる。本研究は、京都大学研究用原子炉(KUR)において、原子炉起動時及び定常運転時、運転停止時におけるチェレンコフ光をCCDカメラを用いて観察し、得られる観察画像を画像解析によってハレーションを低減する手法を導入することにより、チェレンコフ光による原子炉熱出力の定量的評価を行った。その結果、分光器で計測したRGB各色の分光放射照度は、原子炉熱出力の上昇とともに同じ割合で上昇すること、画像解析によってチェレンコフ光の観察画像をRGBに変換し、各色に対する輝度値はハレーションの影響を受けることが分かった。このことから、ハレーションによる影響がないRの輝度値上昇率を取得し、G及びBの輝度値の増加率を補正することにより、チェレンコフ光画像による原子炉熱出力の評価に見通しを得た。
中野 寛子; 柴田 裕司; 武内 伴照; 松井 義典; 土谷 邦彦
no journal, ,
軽水炉における過酷事故環境下でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)を開発している。本研究では、過酷事故時の環境を模擬したMIケーブル用シース材の耐食性を調べるため、選定したオーステナイト系ステンレス鋼SUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故環境を模擬した大気雰囲気(O雰囲気)、大気と水蒸気雰囲気(O/HO雰囲気)もしくは大気とヨウ素雰囲気(O/I雰囲気)中における耐食性を調べ、さらにMIケーブルのシース材厚さから破損予測時間を評価した。その結果、1000C2hの条件では、NCF600よりSUS316の方が腐食速度は大きいこと、また、HOの添加により腐食が促進されることがわかった。さらに、1000CにおけるO/HO雰囲気についてMIケーブルのシース材厚さが0.32mmのとき、SUS316は37時間、NCF600は170時間で破損することが予測できた。一方、O/I雰囲気では、NCF600よりもSUS316の方が腐食速度が大きく、ヨウ素の影響によって腐食が促進されることを確認した。これにより、過酷事故を想定した環境では、SUS316は1000C以上で3日間の計測は困難であり、NCF600がシース材として良好であることが示唆された。
若井 栄一; 高屋 茂; 永江 勇二; 鈴土 知明; 平出 哲也; 松井 義典; 野上 修平*; 長谷川 晃*; 阿部 弘亨*; 岩井 岳夫*; et al.
no journal, ,
オーステナイト鋼やフェライト鋼は様々な原子力材料や加速器ターゲット材料等に使用されている。これらの材料は照射によって微細組織や強度特性が変化し、DPAやHe生成量による影響を受けることが知られている。本研究は様々な照射手法を用いDPAとHe生成量に関する引張、クリープ特性等の変化を明らかにすることを目的とした。本研究の供用材には、316鋼, ボロン添加した316鋼, 304鋼、及びHCM12A鋼を用いた。500Cから600Cの温度領域で原子炉照射にJOYOとJRR-3Mの照射、東北大学サイクロトロンによるHe注入、東京大学HITイオン照射などを実施した。DPAの増加に伴って照射硬化量が増加し、He生成量の増加に伴い、その割合が増える傾向にあった。He量の増加に伴い、その寿命が低下すると共に、DPA増加によってもその低下が大きくなることが分かった。He生成量が増えた材料の破面では粒界割れの発生が見られた。一方、照射組織に関してはサイクロトロンでHe注入したこれらの鋼で空孔型クラスターに対するミクロ組織と陽電子寿命測定の結果では、フェライト鋼の方がより大きなクラスターが存在する正の相関を示す結果を得た。
武田 遼真; 大森 崇純; 光井 研人; 武内 伴照; 牛島 寛章; 松井 義典; 仁尾 大資; 遠藤 泰一; 岡田 祐次; 井手 広史
no journal, ,
キャプセルの温度制御に用いるヒータ線は、キャプセル保護管内のアダプタ部でシース線からソフトケーブルに変換しており、アダプタ部はエポキシ樹脂により絶縁されている。原子炉運転中、炉心からのガンマ線を受けることで、ヒータの絶縁性の劣化を招く可能性がある。そのため、キャプセル保護管内のガンマ線量についてin-situで測定が可能なSPGDを用いて評価を試みた。原子炉起動時には、炉出力100kWからSPGDの出力電流に有意な上昇が見られ、各出力のステップ状の上昇に従い比例していることが確認された。SPGD出力電流について、
Co照射場における校正定数を用いてガンマ線量率に換算したところ、20MW定格運転時で約12kGy/hとなった。原子炉停止時には、炉出力及びSPGDの信号が約2分で10分の1以下にまで急減衰したことから、SPGDの出力は主に核分裂に伴う即発ガンマ線によるものと考えられる。その後、SPGD出力値は緩やかに減衰しており、放射化した
Al等及び短半減期のFP核種等の崩壊ガンマ線による影響が示唆された。以上より、JRR-3における照射試験時のキャプセル内ガンマ線量に関する基本的なデータが取得できた。
村上 陽之; 松井 邦浩; 木津 要; 土屋 勝彦; 吉田 清; 奥野 清; 尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 今川 信作*; 三戸 利行*; et al.
no journal, ,
JT-60SA装置のEFコイルはダブルパンケーキ又はシングルパンケーキ構造になっており、パンケーキ間接続にはシェイクハンド型のラップジョイントを使用する計画である。そこで、コイル本体の製造が開始される前に、EFジョイントの製作性及び性能評価を行うためプロトタイプジョイントを製作した。今回は、ジョイント部の発熱特性を調べるため、核融合科学研究所(NIFS)と共同で接続抵抗測定試験を、上智大学と共同で交流損失測定試験を実施した。これらの試験の結果、ジョイントの接続抵抗は最大で2.8n
、結合損失時定数は2.5s程度であることがわかった。また、コイル運転中におけるジョイントの温度上昇を評価するため、試験結果をもとにジョイント内部の熱伝導解析を行った。その結果、運転中における温度上昇は最大で1K程度であり、EFジョイントは十分な温度マージンを確保して運転できることが示された。
柴田 裕司; 武内 伴照; 上原 聡明; 松井 義典; 土谷 邦彦; 山村 千明*; 三浦 邦明*
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故への教訓として、原子力施設で過酷事故が発生した際、プラントの状態を監視し、常に状況把握を図る必要がある。本研究では、被覆材及び絶縁材の異なる高温型MIケーブルを試作し、軽水炉定常運転時及び過酷事故を模擬した炉外加熱試験により、MIケーブルの電気的特性への影響を調べた。その結果、第1回目の耐熱試験前後において、AlO
絶縁材を使用したMIケーブルに対し、MgOを用いたMIケーブルの体積固有抵抗値が大きく変化した。一方、第2回目以降の耐熱試験では、全MIケーブルの体積固有抵抗値はほぼ一定の値であり、安定していた。これは、MgOの水和物もしくは結晶水等が1000Cまで加熱されることにより、脱水現象等が起こるものと考えられる。このことからシース材の破損がない限り、芯線と被覆間の絶縁抵抗は保持されていることが分かり、過酷事故で想定される1000Cまでの計測が可能であると示唆される。
