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論文

高速実験炉「常陽」の原子炉容器内観察・補修技術開発; 変形した実験装置の回収

芦田 貴志; 伊東 秀明; 宮本 一幸*; 中村 俊之; 古賀 和浩*; 大原 紀和*; 猪 博一*

日本原子力学会和文論文誌, 15(4), p.210 - 222, 2016/12

高速実験炉「常陽では、照射試験を終えた温度制御型材料照射装置(MARICO-2)の試料部を原子炉容器内から取り出すための作業が行われた。しかし、保持機構と試料部が完全に分離できていない状態で回転プラグを操作したことにより、試料部が炉内燃料貯蔵ラック上から突き出た状態で変形していることが炉内観察等の調査の結果確認された。また、突き出た試料部は、回転プラグに設置された炉心上部機構(UCS)の下面と干渉する高さにあり、UCSの下面を部分的に損傷させたことも確認された。UCSと試料部の干渉を避けるため、可動範囲を制限した結果、燃料交換機能が一部阻害された状態となった。復旧措置として、損傷したUCSの交換と変形した試料部の回収が決定され、試料部については、2007年12月に回収方法の検討に着手し、治具の設計・製作、モックアップ試験等の準備を経て、2014年6月11月に回収作業を実施した。回収した試料部は「常陽」に隣接する照射後試験施設において、各種試験に向けた照射試料の取り出し等が行われている。本件は、試料部の回収を通して得られたSFR炉内の遠隔補修技術の開発成果について、装置の設計・製作及び作業の実績を踏まえて報告するものである。

報告書

アジアにおける原子力技術の平和利用のための講師育成事業の概要2014(受託事業)

日高 昭秀; 中野 佳洋; 渡部 陽子; 新井 信義; 澤田 誠; 金井塚 清一*; 加藤木 亜紀; 嶋田 麻由香*; 石川 智美*; 海老根 雅子*; et al.

JAEA-Review 2016-011, 208 Pages, 2016/07

JAEA-Review-2016-011-01.pdf:33.85MB
JAEA-Review-2016-011-02.pdf:27.68MB

原子力機構では、アジアにおける原子力技術の平和利用のための人材育成に貢献するため、文部科学省からの受託事業として、1996年から講師育成事業(ITP)を実施している。ITPは講師育成研修(ITC)、フォローアップ研修(FTC)、原子力技術セミナーからなり、アジア諸国を中心とする国々(現在、11ヵ国)の原子力関係者を我が国に招聘し、放射線利用技術等に関する研修、セミナーを行うことにより、母国において技術指導のできる講師を育成している。また、我が国からアジア諸国への講師派遣を通じて、各国の原子力関係者の技術及び知識の向上を図っている。さらに、作成したニュースレターを広く配布することにより、各国で得られた技術情報等を国内の原子力施設の立地地域等に広く提供している。本報では、これらについて概要を記載すると共に、今後、原子力人材育成事業を効果的に実施するための課題等について報告する。

論文

Superconducting and Fermi surface properties of single crystal Zr$$_2$$Co

照屋 淳志*; 垣花 将司*; 竹内 徹也*; 青木 大*; 本多 史憲*; 仲村 愛*; 芳賀 芳範; 松林 和幸*; 上床 美也*; 播磨 尚朝*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 85(3), p.034706_1 - 034706_10, 2016/03

 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)

Superconducting characteristics and Fermi surfaces of Zr$$_2$$Co are experimentally studied on a single crystal sample grown by Bridgman technique. Thermodynamic quantities in the superconducting state such as specific heat and magnetization show deviation from a single-gap the BCS model and can be attributed on the band structure with the dominant contribution of Zr-4$$d$$ and Co-3$$d$$ components.

論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る$$sim$$全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説

高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。

報告書

原子力技術セミナー放射線基礎教育コースの開催2014(受託事業)

渡部 陽子; 新井 信義; 澤田 誠; 金井塚 清一; 嶋田 麻由香*; 石川 智美*; 中村 和幸

JAEA-Review 2015-026, 38 Pages, 2015/11

JAEA-Review-2015-026.pdf:10.55MB

日本原子力研究開発機構では、原子力発電の導入計画を進めているアジア諸国における原子力技術の平和利用を目的とした人材育成の一環として、特定の分野に精通した技術者や専門家を増やすための「原子力技術セミナー」を実施している。東京電力福島第一原子力発電所事故以降、これらアジア諸国において放射線に関する正しい知識を普及する要望が高まったことを踏まえ、2012年度に原子力技術セミナーの中に新たに「放射線基礎教育コース」を立ち上げた。本コースは、2014年度で3回目の実施となり、アジア8か国から15名の研修生が参加した。2014年度のコースでは、これまでの研修生からのアンケートを基にカリキュラムを再構成し、国際交流と放射線基礎実習を兼ね備えた「高校生との合同実習」を新たに企画した。その他、本コースで使用する放射線学習資料の作成等の新たな試みを行った。本報では、これらの新たな試みについて詳細に記載すると共に、今後、原子力人材育成事業を効果的に実施するため、本コースの準備、開催状況及び評価についても報告する。

論文

Outlines of JAEA'S instructor training program and future prospects

日高 昭秀; 中村 和幸; 渡部 陽子; 薮内 友紀子; 新井 信義; 澤田 誠; 山下 清信; 沢井 友次; 村上 博幸

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

JAEA has conducted Instructor Training Program (ITP) to support Asian countries seeking peaceful use of nuclear energy. The program consists of (1) Instructor Training Course (ITC) in Japan, (2) Follow-up Training Course (FTC) in own countries, and (3) Nuclear Technology Seminar for bringing up nuclear trainers and leaders. The purpose of ITP is to develop a self-sustainable training system in Asian countries by disseminating the knowledge and technology in their countries. After completing ITC, the trainees are obliged to set up FTC in each country. Two or three Japanese experts join the FTC to give technical advices and support to local lecturers. The present specialized fields of ITC are (1) Reactor engineering such as reactor physics, thermal engineering and reactor safety, (2) Environmental radioactivity monitoring, and (3) Nuclear emergency preparedness. As of FY2014, ITC is applied to 8 Asian countries. Present paper summarizes the outlines, experiences and future prospects of ITP.

論文

Fermi surface and magnetic properties of antiferromagnet EuBi$$_3$$

仲村 愛*; 平仲 裕一*; 辺土 正人*; 仲間 隆男*; 立津 慶幸*; 眞榮平 孝裕*; 三浦 泰直*; 森 晶宣*; 堤 泰樹*; 広瀬 雄介*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 82(12), p.124708_1 - 124708_6, 2013/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:28.22(Physics, Multidisciplinary)

Fermi surfaces and magnetic properties of an antiferromagnet EuBi$$_3$$ were investigated on a flux-grown single crystal. A critical magnetic field of 225 kOe where the magnetic moments are forced to align ferromagnetically was well explained by the magnetic exchange interaction based on a two-sublattice model. The Fermi surface characteristics are in agreement with the theoretical prediction indicating a fully magnetic divalent state in Eu atoms.

論文

Magnetic and Fermi surface properties of EuGa$$_4$$

仲村 愛*; 平仲 裕一*; 辺土 正人*; 仲間 隆男*; 三浦 泰直*; 堤 泰樹*; 森 晶宣*; 石田 一裕*; 三田村 勝哉*; 広瀬 雄介*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 82(10), p.104703_1 - 104703_10, 2013/10

 被引用回数:23 パーセンタイル:16.99(Physics, Multidisciplinary)

High quality single crystals of EuGa$$_4$$ have been grown from Ga flux. Electrical resistivity, magnetic susceptibility, high-field magnetization, specific heat, thermoelectric power and de Haas-van Alphen effect were investigated. Antiferromagnetic transition due to divalent Eu atoms were observed at 16.5 K. A charge density wave transition was also found under high pressure accompanied by a Fermi surface reconstruction. These observations were fully accounted for by the Fermi surface topology and corresponding band calculations.

論文

Completion of IFMIF/EVEDA lithium test loop construction

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.418 - 422, 2012/08

 被引用回数:21 パーセンタイル:8.06(Nuclear Science & Technology)

核融合原型炉の早期実現に向けた幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIF/EVEDA(核融合炉材料照射施設の工学実証・工学設計活動)の枠組みで開発が進められているEVEDAリチウム試験ループは建設を成功裏に終え、総量2.5トンのリチウムの充填を完了した。その建設は、現地工事が2009年11月より開始され、2010年11月に関係官庁(消防)の検査に合格し、完成となった。引き続き行われたリチウムの充填では、グローブボックスを使って、空気の混入を防ぐなど雰囲気を厳密に管理した。リチウム充填中に採取したサンプルを分析したところリチウム中の窒素濃度は127wppmであった。これにより試験運転(機能確証試験)の実施が可能になった。

論文

Engineering design of contact-type liquid level sensor for measuring thickness validation of liquid lithium jet in IFMIF/EVEDA lithium test loop

金村 卓治; 近藤 浩夫; 鈴木 幸子*; 帆足 英二*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 古川 智弘; 井田 瑞穂; 中村 和幸; 松下 出*; et al.

Fusion Science and Technology, 62(1), p.258 - 264, 2012/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:55.75(Nuclear Science & Technology)

本論文は、核融合炉候補材料の中性子照射試験施設である国際核融合材料照射施設(IFMIF)の研究開発にかかわるものである。現在幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)プロジェクトが日欧協力で進められている。本プロジェクトの枠組みで大洗研究開発センターに製作されたEVEDA液体Li試験ループ(ELTL)は、Liターゲットの安定性評価等に供する。ELTLにおいて、Liターゲットを模擬した液体Li噴流の表面変動の計測に供する機器として、触針式液面計を開発した。本液面計は、触針と液面との接触を電圧降下として検知し、噴流の平均厚さや振幅の分布などの変動特性を取得するものである。開発の要点は、10$$^{-3}$$Paの真空下で触針を0.1mmの分解能、0.01mmの位置決め精度で動作させることである。この条件を満たすため、モーメント荷重とセンサーの自重荷重を計算し、その計算結果に基づいて、装置内外での1気圧の差圧に耐えて位置決めできるモータと摩擦を低減したボールねじを選定し、強固な構造を適用することとした。以上の結果、所定の性能を満たす設計を完了した。

論文

IFMIF/EVEDA lithium test loop; Design and fabrication technology of target assembly as a key component

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 和幸; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 若井 栄一; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; et al.

Nuclear Fusion, 51(12), p.123008_1 - 123008_12, 2011/12

 被引用回数:30 パーセンタイル:13.44(Physics, Fluids & Plasmas)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D$$^{+}$$Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本論文はリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の設計についてのものである。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本論文では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について報告する。

論文

Completion of IFMIF/EVEDA Li test loop construction and commissioning

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.

Proceedings of Plasma Conference 2011 (PLASMA 2011) (CD-ROM), 2 Pages, 2011/11

ITER-BA活動の一つであるIFMIF/EVEDAの枠組みでEVEDAリチウム試験ループ(以下、ELTL)の設計,建設活動を進めてきた。ELTLは、リチウム保有量約5000l (2.5トン),最大流量3000l/min (試験部: 20m/s)であり、リチウムターゲットの安定性やリチウム純化に関する実証試験に用いられる計画である。ELTLの建設は、2009年11月より開始され、2010年11月に完成となった。引き続き行われた試運転(性能確認試験)では、所期の性能を満足することを確認し、最終的にはターゲットアッセンブリにおいて最高流速のおよそ1/4である5m/sのリチウムターゲット流を安定に流すことに成功した。

論文

Present status of Japanese tasks for lithium target facility under IFMIF/EVEDA

中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:30.67(Nuclear Science & Technology)

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。

論文

Safety concept of the IFMIF/EVEDA lithium test loop

古川 智弘; 近藤 浩夫; 平川 康; 加藤 章一; 松下 出*; 井田 瑞穂; 中村 和幸

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2433 - 2436, 2011/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:30.67(Nuclear Science & Technology)

IFMIFリチウムターゲット系の工学実証データを取得するために、EVEDA活動の下でIFMIF/EVEDAリチウム試験ループの設計・製作が進められている。このループでは、2.5トンのリチウムを保有するが、リチウムは消防法に基づく危険物に指定されていることから、リチウム漏えいや種々の異常事象に対する設計対応が必要不可欠である。本発表では、本ループの詳細設計プロセスのもとで検討したリチウム試験ループの安全対策・思想について報告する。

論文

Design of purification loop and traps for the IFMIF/EVEDA Li test loop; Design of cold trap

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 井田 瑞穂; 八木 重郎*; 鈴木 晶大*; 深田 智*; 松下 出*; 中村 和幸

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2437 - 2441, 2011/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:16.14(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が2007年より実施されている。リチウムターゲット施設に関しては、日本側が100%に近い寄与により、約1/3スケールで実機を模擬したIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)に関する詳細設計を完了させ、その建設を進めている所である。このリチウム試験ループでは、おもに、IFMIFの工学設計に必要とされるリチウムの自由表面流の流動とリチウム中の不純物除去に関する実証試験を行う計画である。本報告では、IFMIF/EVEDAリチウム試験ループの純化系ループと純化トラップに焦点をあて、それらの設計について議論した。

論文

Thermo-structural analysis of integrated back plate in IFMIF/EVEDA liquid lithium target

渡辺 一慶; 井田 瑞穂; 近藤 浩夫; 中村 和幸; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2482 - 2486, 2011/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.64(Nuclear Science & Technology)

本研究は幅広いアプローチ(BA)協定の下、実施中の国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)における液体リチウムターゲット背面壁の熱構造解析に関するものである。IFMIF実機ターゲット背面壁はF82H等の低放射化フェライト鋼を材料とし、形状については日本提案の流路一体型と欧州提案のスライド交換式バイオネットの2案が検討されている。本解析では一体型オプションのターゲットアセンブリをモデル化し、IFMIF定格運転を模擬した核発熱分布を与え、アセンブリ外壁面の一部に断熱材を設定した。計算パラメータはビームダクトとの機械的接合部の熱的境界条件とし、フランジ面の境界温度及び接触熱伝達率を変化させた。計算結果を比較すると背面壁内の温度分布の相違は小さく、熱応力に対するパラメータの影響は小さいことがわかった。最大応力はリチウム流路でもある背面壁中央部で発生しており、その値は204-218MPaで300$$^{circ}$$CでのF82H降伏強度455MPaの1/2以下となることが確認できた。また、最大変位(約0.3mm)も同位置で発生しており、変位量はリチウム流動安定性解析の重要な入力パラメータとなる。

論文

Hydraulic analysis on effects of back-plate deformation upon stability of high-speed free-surface lithium flow for IFMIF target design

井田 瑞穂; 近藤 浩夫; 中村 和幸; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2478 - 2481, 2011/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.93(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの工学設計のために、FLUENTコードを用いて2次元流体解析を実施した。この解析により、流路の背面壁部分の中心での滑らかな変形が高速自由表面Li流の流速及び圧力に与える影響を解明した。凸状の変形は噴流厚さを減少させるため、流速の上昇と圧力の低下をもたらした。凹状の変形の場合はその逆であった。IFMIFターゲットの中でのLi沸騰を防止するための背面壁変形の許容値は、凸状変形については1.0mm、凹状変形については3.0mmであった。また、沸騰が起きない限り、背面壁変形が影響を及ぼす空間的範囲は変形の近傍に限られた。

論文

An Evaluation method for plastic buckling of cantilever type pipes controlled by displacement loads, 1; Proposal of the estimation method and the criterion

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.

論文

An Evaluation method for plastic buckling of cantilever type pipes controlled by displacement loads, 2; Verification of proposal method by buckling test

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$$^{circ}$$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.

論文

Engineering design of IFMIF/EVEDA lithium test loop; Electro-magnetic pump and pressure drop

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/05

IFMIF/EVEDAリチウム試験ループは原子力機構大洗研究開発センターに建設され、2011年2月末の完成を目指し現在試験運転が実施されている。本ループはリチウム保有量約5m$$^{3}$$(2.5トン),最大流量0.05m$$^{3}$$/s(3000l/min)の大規模液体金属ループであり、リチウムターゲットの流動安定性及び不純物トラップに関する試験が実施される。本発表では、本ループ主循環系の電磁ポンプの設計に加え系統圧力損失及びキャビテーションの評価について報告する。

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