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報告書

高圧六フッ化硫黄ガス(SF$$_{6}$$)中で使用するリレーのためのスクリーニング試験

沓掛 健一; 松田 誠; 花島 進; 小原 建治郎*

JAEA-Technology 2007-068, 52 Pages, 2008/01

JAEA-Technology-2007-068.pdf:3.02MB

原子力科学研究所タンデム加速器の高電圧端子内の計測・制御装置は0.5MPaのSF$$_{6}$$ガス下で運転される。本試験はこれらの装置に大電流を投入・遮断するためのリレーとして大気仕様リレーの中から高圧SF$$_{6}$$ガス中で使用可能なリレーを選ぶことを目的に実施した。高圧SF$$_{6}$$ガス中で使用するリレーに必要なことは接点切り替り時の火花放電に耐えること及び高圧に耐えることである。試験に供したリレーは、機械式リレー(EMR),マグネットコンタクタ(MAG),半導体リレー(SSR),ハイブリッドリレー(HYB)の4種類である。測定項目はリレーの温度,試験前後の外観変化である。また走査型電子顕微鏡及びエックス線分析装置による接点表面観察と元素分析も行い接点不安定性の原因を推定した。EMRとMAGの場合、操作コイルへの入力が正常であるにもかかわらずSF$$_{6}$$の分解ガスと周辺金属材料との反応に起因する硫化物あるいはフッ化物により接点障害が生じた。一方SSRとHYBは大気仕様であるにもかかわらず安定動作を示し、0.5MPaのSF$$_{6}$$環境下でも使用できることがわかった。

報告書

ITERトカマク本体の組立方法と組立手順の検討

小原 建治郎; 角舘 聡; 柴沼 清; 佐郷 ひろみ*; 上 弘一*; 清水 克祐*; 小野塚 正紀*

JAEA-Technology 2006-034, 85 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-034.pdf:9.18MB

核融合炉心の実証と核融合発電炉に必要な炉工学技術の開発を目的とした国際熱核融合実験炉(ITER)は、単体寸法と重量が十数メートル,数百トンもの大型・大重量の各種機器によって構成され、組立後のトカマク本体の概略形状寸法は直径26m,高さ18m,総重量は16,500tにもなる。一方、トカマク本体の位置・組立精度については$$pm$$3mm程度の高精度が要求されている。このため、大型・大重量機器としての取扱いはもとより、高度な組立精度を考慮したトカマク本体の組立手順と組立技術について検討する必要がある。本報告では、ITER国際チーム(IT)が中心となってまとめた従来設計をより実現可能な方法に改善するために、これまでの大型・大重量機器の組立・据付の知見をもとに、次に示す各作業ごとに必要な冶工具,専用ツール,計測方法を含めた組立方法・手順について検討した。(1)トロイダルコイルの組立・芯出し作業,(2)組立作業の簡易化と誤差を少なくするための手順と組立ツールの検討,(3)真空容器の溶接歪を小さくするための手順の検討,(4)作業中、トロイダルコイルに変形を与えない真空容器の支持方法,(5)要求位置・組立精度を確保するために必要な基準点・基準線の設定・検討。その結果、大型で大重量機器から構成されるITERトカマク本体の高精度な組立について現実的な組立方法・手順を提示することができた。

報告書

耐放射線モータ駆動装置の高線量率$$gamma$$線照射下での連続動作試験

小原 建治郎; 角舘 聡; 八木 敏明; 森下 憲雄; 柴沼 清

JAEA-Technology 2006-023, 38 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-023.pdf:5.21MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器内に取り付けられるブランケットやダイバータの保守・交換作業には専用のITER保守装置が使用される。作業時の真空容器内は高線量率の$$gamma$$線雰囲気となるため、ITER保守装置には長期間(1年程度)の使用が可能な耐放射線性が求められる。耐放射線モータ駆動装置は、ITER保守装置の耐放射線駆動源の開発を目的としたもので、耐放射線レベルの異なる各種の機器・部品を使用し、ITER保守装置の駆動源を模擬して設計、製作、8kgfの重り(模擬負荷)を指令信号によりモータで回転,制御する装置である。$$gamma$$線照射下での連続動作試験は、平均線量率を3.6kGy/h、目標積算線量を30MGy以上とし、2000年3月から開始した。試験では、動作時のモータ電流及び主要部の温度データの取得,故障事象の把握,個々の機器・部品の外観変化を観察した。試験は途中に分解点検をはさみ、2段階に分けて実施した。その結果、第1, 第2各段階での装置停止時までの積算線量は47.6MGyと23.9MGy、運転時間はそれぞれ13,200時間と6,640時間となり、ITER真空容器内線量率(0.5kGy/h)から求められる保守装置の耐放射線性を十分に満たすことがわかった。なお、停止の原因は、第1段階では減速機に充填したグリースの硬化、第2段階では電線の絶縁劣化に起因した。本報告書では、耐放射線モータ駆動装置の設計条件、基本仕様をはじめ、照射試験、分解点検の結果等について述べる。

報告書

着色酸化アルミニウム皮膜線量計の開発

小原 建治郎; 八木 敏明; 横尾 典子*; 柴沼 清

JAERI-Tech 2003-035, 107 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-035.pdf:9.45MB

高線量率(~10kGy/h)下で高照射量(~70MGy)測定が可能な色素線量計を開発した。本線量計は、アルミ合金の薄板表面に作製した酸化膜中にアゾ系の染料を含浸させたもので、丈夫で安価,測定が容易であるなどの特長を持っている。照射量は、$$gamma$$線によって退色するアゾ線量の色相あるいは明るさの変化をマンセルの色立体に基づき調整してある分光式色差計によって測定し、別に作成する校正曲線を用いて知ることができる。報告では、本線量計の特性試験(線量計や酸化膜厚,染料種依存性,温度や紫外線による影響)のほか、実用化に向けての課題について述べる。

論文

Exposure to tritiated moisture and decontamination of components for ITER remote maintenance equipment

東島 健*; 小原 建治郎; 柴沼 清; 小泉 興一; 小林 和容; 大矢 恭久; 洲 亘; 林 巧; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 41(3), p.731 - 735, 2002/05

ITER炉内は、DT燃焼運転によりトリチウム雰囲気となる。このため、運転後、炉内及びホットセル内でダイバータやブランケット等の保守交換を行う遠隔保守装置は、トリチウムに汚染される。一方、遠隔保守装置は、多様な材料,複雑な構造の機器・部品から構成させており、その汚染の状況に応じて適切な除染作業が必要となる。本試験では、遠隔保守装置の設計,除染・保守方法の検討に資するため、装置を構成する材料,機器・部品について、使用時の環境を模擬したトリチウム雰囲気に曝露し汚染特性を把握するとともに、湿潤空気等による除染試験を実施して除染特性を定量的に測定した。その結果、金属,グリース,エラストマー等の各種材料、及びサーボモータ等の複雑な構造の機器の汚染・除染特性を明らかにした。

報告書

ITER用真空容器の製作技術開発と成果

中平 昌隆; 柴沼 清; 梶浦 宗次*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 武田 信和; 角舘 聡; 田口 浩*; 岡 潔; 小原 建治郎; et al.

JAERI-Tech 2002-029, 27 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-029.pdf:2.04MB

ITER工学設計活動(EDA)において、日本,ロシア,アメリカによる国際協力の下、真空容器製作技術の開発を進めた。開発では、実規模の真空容器セクタモデル及びポート延長部の製作・試験により、真空容器製作・組立技術に関する重要な情報として、製作時及び現地組立時の溶接変形量,寸法精度と許容公差を得た。特に、真空容器セクタの製作時及びセクタ間の現地溶接時における寸法公差$$pm$$3mmと$$pm$$10mmを達成し、要求値である$$pm$$5mmと$$pm$$20mmをそれぞれ満足した。また、遠隔溶接ロボットによる作業性の確認を行った。本報告では、厚板で変形を抑えるための溶接方法や、セクター間現地溶接部の溶接技術及び遠隔溶接技術など真空容器製作技術開発のプロジェクトを通じて得られた製作,組立技術の開発成果について報告する。

論文

色の変化で照射量がわかります; カラー線量計の開発

小原 建治郎

原子力eye, 48(2), p.46 - 48, 2002/02

ITERの容器内遠隔保守装置の耐放射管理を必要となる高$$gamma$$線量率・高照射量測定が可能なカラー線量計の開発を進めている。本線量計は、陽極酸化アルミニウムの被膜中にアゾ系染色を含浸させたもので、$$gamma$$線照射による線量の退色の度合いを分光式色差計にて、マンセルの色立体に基づく色相/彩度,あるいは明度として測定する。本稿では、開発の背景,特長,試験の概要,今後の展開について平易に解説した。

論文

照射量を色で知る着色酸化アルミニウム被膜線量計の開発

小原 建治郎

放射線と産業, (92), p.56 - 60, 2001/12

$$gamma$$線照射下(1~10kGy/h)で長期間使用されるITER用遠隔保守装置の照射量測定が可能な線量計を開発した。線量計は、測定範囲が1MGy以上で、それ自体が耐放射性を有することのほか、取り扱いが容易で低価格,狭隘部への取り扱いが可能でなければならない。このための線量計として、陽極酸化アルミニウム被膜中にアゾ系染料を含浸させ、照射量による染料の退色変化を分光式色差計で測定し、照射量を求める線量計を開発した。これまでに、線量率10kGy/hで15MGyまで測定できる線量計を開発したが、さらに高照射量測定を目指すとともに低線量率,低照射量対応の線量計の開発も進めている。

論文

Decontamination of candidate materials for ITER remote handling equipment exposed to tritiated moisture

大矢 恭久; 小林 和容; 洲 亘; 林 巧; 大平 茂; 中村 博文; 岩井 保則; 西 正孝; 東島 健*; 小原 建治郎; et al.

Fusion Technology, 39(2-Part2), p.1023 - 1027, 2001/03

ITER用遠隔保守機器は作業中トリチウム雰囲気にさらされる。被曝防護の観点からこれらの機器の表面除染を行うことはとても重要である。本研究では、トリチウム除染の程度を調べるために遠隔保守機器で用いられる典型的な材料であるSUS304、アルミニウム合金-CFRP構造材、O-リングと潤滑油についてトリチウム水雰囲気で一か月間放置した際の汚染状況について調べた。その結果、アルマイト処理したアルミニウム合金、ウレタンO-リングがトリチウムを多く吸収・吸蔵することが明らかとなった。またこれらの汚染試料に対して異なる3種類の水分濃度のガスパージを行い、その除染効果についても調べた。さらに紫外線照射による除染効果についても調べた。

論文

Mechanical characteristics and position control of vehicle/manipulator for ITER blanket remote maintenance

角舘 聡; 岡 潔; 吉見 卓*; 田口 浩*; 中平 昌隆; 武田 信和; 柴沼 清; 小原 建治郎; 多田 栄介; 松本 泰弘*; et al.

Fusion Engineering and Design, 51-52(1-4), p.993 - 999, 2000/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:42.86

ブランケットを保守する遠隔機器は、高い放射線環境下で大重量・大型の炉内機器を安定にかつ、高い位置・姿勢精度でハンドリングする遠隔技術が要求される。これまで、4トンの可搬性能を有する実規模ブランケット遠隔保守システムの構造・機構設計及び製作・試験を実施し、重量物を安定に、かつ高い設置精度で取り扱う基本要件を満足するブランケット交換を実証した。本報では、ブランケット(4トン)の着脱動作時に生じる衝撃力を抑制する新しい制御手法を明示すると共に、本制御手法を実機に適用し、プランケット着脱動作時の急激な荷重変動をほとんどゼロに制御することが実験的に実証されたので報告する。

論文

Development of colored alumilite dosimeter for high radiation use

小原 建治郎; 多田 栄介; 小泉 興一; 八木 敏明; 森田 洋右

Proceedings of Radiation Effects on Components and Systems (RADECS 2000), p.214 - 218, 2000/09

ITERの炉内遠隔保守装置(RH)は、約10kGy/hの$$gamma$$線環境下で長時間使用される。したがって、RHの健全性を管理するうえで、RHの積算線量をモニタすることはきわめて重要である。しかしながら既存の線量計の測定限界は1MGy程度でありRHの線量計には適さない。開発を進めている着色アルマイト線量計(以下線量計)は、酸化アルミニウム皮膜中に浸透させた染料が、$$gamma$$線の照射料に比例して退色することを利用したもので、退色はマンセルの色立体を基準とする色相/彩度,明度の変化をして分光式色素計にて測定される。線量率10kGy/hでの積算線量10MGyまでの試験の結果、アゾ染料系の赤色線量計は、青,緑色線量計に比べ$$gamma$$線に対する感度、再現性に優れ、照射後の表面損傷、腐食も認められず、高$$gamma$$線照射下での線量計として使用可能であることが判明した。

報告書

遠隔着脱対応ボールベアリング付き耐放射線性電気コネクタの開発,2

伊藤 彰*; 小原 建治郎; 多田 栄介; 森田 洋右; 八木 敏明; 佐藤 大*

JAERI-Tech 99-029, 36 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-029.pdf:3.25MB

核融合実験炉(ITER)の炉内遠隔保守装置に使用される電気コネクタには、10KGy/hの$$gamma$$線環境下で、積算線量100MGy以上の耐放射線性が要求される。また、遠隔保守装置の保守時には遠隔操作による着脱性も伴わせて要求される。そのため、本コネクタは絶縁材にセラミックスを使用し、プラグにはボールベアリングを取り付け、ロボットによる着脱が容易となるよう配慮した。汎用ロボット及び6軸力センサを組合せた着脱試験の結果、円滑な着脱性が確認できた。また、$$gamma$$線による絶縁抵抗劣化の原因は、試料表面洗浄後の絶縁抵抗測定及びEPMA法による表面元素定性分析結果から、(1)セラミックス中不純物の拡散もしくは価数測定、(2)セラミックス表面での炭素の付着のいずれかと推測された。今後、詳細に検討を実施する予定である。

報告書

Design and development of in-vessel viewing periscope for ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor)

小原 建治郎; 角舘 聡; 伊藤 彰*; 柴沼 清; 多田 栄介

JAERI-Tech 99-009, 83 Pages, 1999/02

JAERI-Tech-99-009.pdf:5.99MB

ITERの炉内観察装置の主案に選定され、日本ホームチームによって開発が進められたペリスコープ型炉内観察装置のR&Dと設計検討の結果について述べる。開発は、耐放射線性屈折法光学ペリスコープの$$gamma$$線照射試験(目標耐放性:10KGy/hで100MGy以上)を中心に進められ、それをもとに試作された実機サイズ(15m)ペリスコープの高温(最大250$$^{circ}$$C)下での試験結果からITERに最適な炉内観察ペリスコープの設計検討を行った。

報告書

High $$gamma$$-rays irradiation tests of critical components for ITER (International Thermonulear Experimental Reactor) in-vessel remote handling system

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 田口 浩*; 伊藤 彰*; 小泉 興一; 柴沼 清; 八木 敏明; 森田 洋右; 金沢 孝夫; et al.

JAERI-Tech 99-003, 312 Pages, 1999/02

【本報告書は、諸般の事情により、全文ファイルの公開を取りやめています。】ITER(国際熱核融合実験炉)の工学R&Dにおいて、日本ホームチームが分担し、進めてきた遠隔保守装置用機器・部品の$$gamma$$線照射試験の結果と耐放射線性機器の現状について述べる。試験された機器・部品の総数は約70品目で、その仕様は市販品、市販品を改良・改質した機器、及び新規に開発した機器に分類され、高崎研究所の$$gamma$$線照射施設を使用して実施された。その結果、セラミック被覆電線によるACサーボモータ、耐放射線性ペリスコープ、CCDカメラが開発された他、高$$gamma$$線照射下で使用可能なITER用遠隔保守装置用機器・部品の開発が着実に進展した。

論文

ITER遠隔装置用イメージファイバの高耐放射線化

森田 洋右; 小原 建治郎

電気学会誘電・絶縁材料研究会資料; DEI-99-18, p.55 - 58, 1999/02

ITER遠隔装置用イメージファイバの耐放射線化を図るため、水素気流中でイメージファイバの照射試験を行った。水素気流中照射によりイメージファイバの耐放射線性は顕著に向上し、通常のファイバの10,000倍以上の耐放射線性の向上が見られた。照射ファイバの波長特性を調べた。

論文

Development of 15-m-long radiation hard periscope for ITER in-vessel viewing

小原 建治郎; 伊藤 彰*; 角舘 聡; 岡 潔; 中平 昌隆; 森田 洋右; 田口 浩*; 深津 誠一*; 武田 信和; 高橋 弘行*; et al.

Fusion Engineering and Design, 42, p.501 - 509, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:65.71

ITERの炉内観察装置として、耐放性ペリスコープの開発を進めている。ペリスコープを構成する光学部品のガンマ線照射試験の結果、CeO$$_{2}$$を含有するアルカリバリウムガラスと鉛ガラス、合成石英によるレンズを製作し、長さ6mの耐放性ペリスコープを試作、照射試験を実施した。その結果50MGy照射後でも観察性能の低下がきわめて少ないことがわかった。この結果をもとに、ITERの実機サイズとして15m長の耐放性ペリスコープを製作し、長尺化に伴う光学的成立性の検証と、高温下での観察性能について試験した。また、ペリスコープの先端に取付ける走査用ミラー駆動機構の製作も進めており、単体試験終了後ペリスコープに取り付け総合試験を行う予定である。

論文

Development of radiation hardness components for ITER remote maintenance

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 伊藤 彰*; 八木 敏明; 森田 洋右

J. Robot. Mechatron., 10(2), p.121 - 132, 1998/00

国際熱核融合実験炉(ITER)の炉内環境は、強度な$$gamma$$線(~30kGy/h)環境にあり、ブランケット及びダイバータ等の保守・交換を行う遠隔保守機器には、高い耐放射線性が要求される。このため、ITER工学R&Dでは、10MGy~100MGyの耐放射線性を持つ遠隔保守装置用機器・部品の開発を目標に、$$gamma$$線照射試験を進めてきた。本件では、ITER計画の中で日本ホームチームが分担して進めてきた$$gamma$$線照射試験結果について報告する。

論文

Development of ITER in-vessel viewing and metrology systems

小原 建治郎; 角舘 聡; 中平 昌隆; 伊藤 彰*

J. Robot. Mechatron., 10(2), p.96 - 103, 1998/00

国際熱核融合実験炉(ITER)での炉内計測・観察は、ブランケット及びダイバータ等の炉内機器の損耗、破損の検査及び炉内保守作業の支援等を主な目的としており、厳しい炉内環境下で長期間使用できる耐久性と精度の高い計測・観察性能が要求される。炉内観察システムについては、観察性能及び耐放射線性などの観点からペリスコープ方式を主案に、またファイバースコープ方式を副案に選定し、技術開発を進めている。本件では、日本ホームチームが担当しているペリスコープ型炉内観察システムを中心に、炉内計測・観察に関する設計及び技術開発の現状について述べる。

論文

Development of bore tools for blanket cooling pipe connection in ITER

伊藤 彰*; 岡 潔; 角舘 聡; 小原 建治郎; 田口 浩*; 多田 栄介; A.Tesini*; 柴沼 清; R.Haange*

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.921 - 924, 1998/00

原研では、ITER工学R&Dプログラムにしたがって、配管内アクセス型ブランケット冷却配管用溶接・切断ツール及び非破壊検査ツールの開発を実施している。各ツールにはITER特有の高耐放射線性及び曲がり配管内走行性が要求され、これらを満足するために、溶接・切断ツールには光ファイバを使用したYAGレーザー伝送、また非破壊検査ツールには電磁超音波探触子(EMAT)をそれぞれ適用している。現在までに、製作したそれぞれのツールを使用した配管内での動作・位置決め性能実証試験を実施し、その性能を確認することができた。また、非破壊検査ツール用に耐放射線性超音波探触子(UT)及びリークディテクタの試験も併せて開始した。本発表は現在までに行ったツール設計の概略並びに溶接・切断ツール及び非破壊検査ツールの試験結果について報告するものである。

報告書

遠隔着脱対応ボールベアリング付き耐放射線性電気コネクタの開発

伊藤 彰*; 小原 建治郎; 多田 栄介; 森田 洋右; 八木 敏明; 飯田 和久*; 佐藤 大*

JAERI-Tech 97-065, 62 Pages, 1997/12

JAERI-Tech-97-065.pdf:3.6MB

核融合実験炉(ITER)の炉内機器遠隔保守装置に使用される電気コネクタには、10$$^{6}$$R/hの$$gamma$$線環境下で、積算線量10$$^{10R}$$以上の耐放射線性が要求される。また、保守装置の保守時には遠隔着脱性も併せて要求される。そのため、ITERの炉内遠隔保守装置への適用を目的に、現在までの数年間にわたり、耐放射線性及び遠隔着脱性を有するコネクタの開発を実施してきた。遠隔着脱性については、最新型コネクタを使用した着脱試験結果から構造の成立性が確認でき、満足いく成果を得ることができた。耐放射線性に関しては、絶縁抵抗及び接触抵抗の変化が認められ、その対策が今後の課題である。本報告書では、遠隔着脱性が確認された最新型コネクタの構造と遠隔着脱試験結果、及び現在までの開発経過と継続中の$$gamma$$線照射試験結果について報告する。

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