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論文

ナトリウム冷却高速炉に用いる改良9Cr-1Mo鋼製品の製作性と強度特性,2; 長尺薄肉小径伝熱管

若井 隆純; 鬼澤 高志; 小原 智史; 中島 崇*; 横山 哲夫*; 伊勢田 敦朗*; 小雲 信哉*; 二神 敏*

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 52(2), p.171 - 181, 2011/07

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の蒸気発生器に適用予定の密着型2重伝熱管の製作性見通しを得ることを目的として、過去に製造実績のない改良9Cr-1Mo鋼製薄肉小径伝熱管の製作性見通しを、国内メーカーの有する既存の工業規模製造設備を用いた試作によって得るとともに、試作管に対する機械的試験や金属組織観察を通じて、所要の性能が具備されていることを確認した。また、試作管を用いて密着2重伝熱管を試作し、長さ15mまでの製作性見通しを得た。さらに、密着2重伝熱管に求められる内外管間の空隙幅,面圧及び等価熱伝導率を測定し、種々の製作パラメータについて検討するとともに、今後の課題を抽出した。

論文

改良9Cr-1Mo鋼溶接継手のクリープ強度特性評価

若井 隆純; 永江 勇二; 高屋 茂; 小原 智史; 伊達 新吾*; 山本 賢二*; 菊地 浩一*; 佐藤 健一郎*

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 52(2), p.147 - 159, 2011/07

FBR温度領域におけるType-IV損傷の顕在化について検討することを目的として改良9Cr鋼溶接継手長時間クリープ試験,クリープ疲労試験,破断後の溶接継手試験片の観察・分析等の強度データ取得及び破壊形態調査を実施した。

論文

オーステナイト系ステンレス鋼溶接継手の金属組織と残留応力に及ぼす実機での高温長時間使用と補修溶接の影響

小原 智史; 高屋 茂; 若井 隆純; 浅山 泰; 鈴木 裕士; 齊藤 徹; Martin, L.*

検査技術, 16(3), p.24 - 30, 2011/03

高速増殖炉(FBR)の実用化に向けて、経済性向上の一方策として、プラントを長寿命化しトータルコストを低減することが検討されている。この観点からFBRの溶接継手及び補修溶接継手の経年化評価手法の確立は重要である。本研究では、仏国の高速炉Phenixの二次系配管で使用された経年化溶接継手(304SS-304SS)並びに上記条件で使用された経年化材(304SS)に新材(316LSS)を溶接した補修溶接継手(304SS-316LSS)の金属組織変化を評価した。加えて、RESA及びRESA-IIを用いてそれら継手の残留応力を測定した。実験結果から、各継手の金属組織及び残留応力は高温使用環境下及び補修溶接によってそれぞれ変化し、この変化は硬さの分布と傾向が一致した。現在、各継手に対し幾つかのクリープ試験を継続しており、金属組織や機械的性質の長時間安定性について今後評価していく必要がある。

論文

A Crossed photon-atom beam method for absolute measurement of total photoionization cross sections on isolated metal atoms; Measurements on Ba and Eu atoms

小原 哲*; 小林 良栄*; 八木 修一*; 遠山 裕子*; Kutluk, G.*; 大澤 哲太郎*; 小倉 浩一; 柴田 猛順; 東 善郎*; 長田 哲夫*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 269(3), p.263 - 271, 2011/02

 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

金属原子の全光イオン化断面積の絶対測定を行うための光-原子交差ビーム装置を製作した。この装置でBa及びEu原子の光イオン化断面積を4d巨大共鳴領域の110-140eV及び140-180eVで測定した。標的原子密度は水晶振動子膜厚計への蒸着速度とパルス電子銃電離イオンの飛行時間法で求めた原子速度から決めた。光子数は二重電極型イオンチェンバーを用いて決めた。得られた光イオン化断面積はこれまでの測定値や理論値とほぼ一致し、ここで用いた光-原子交差ビーム法が金属原子光イオン化絶対測定に有力であることがわかった。

論文

Creep strength evaluation of welded joint made of modified 9Cr-1Mo steel for Japanese Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR)

若井 隆純; 永江 勇二; 鬼澤 高志; 小原 智史; Xu, Y.*; 大谷 知未*; 伊達 新吾*; 浅山 泰

Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/07

This paper describes a proposal of provisional allowable stress for the welded joints made of modified 9Cr-1Mo steel applicable to the structural design of Japanese Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR). In the welded joints of ferritic heat resistant steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may obviously degrade especially in long-term region. This phenomenon is known as "Type-IV" damage. Though obvious strength degradation has not observed at 550$$^{circ}$$C yet for the welded joint made of modified 9Cr-1Mo steel, it is proper to suppose strength degradation must take place in very long-term creep. Therefore, taking strength degradation due to "Type-IV" damage into account, the allowable stress applicable to JSFR pipe design was proposed based on creep rupture test data obtained in temperature acceleration conditions. Available creep rupture test data were analyzed by region partition method. For conservativeness, allowable stress was proposed provisionally considering design factor for each region. Present design of JSFR hot leg pipe of primary circuit was evaluated using the proposed allowable stress. As a result, it was successfully demonstrated that the compact pipe design was assured.

論文

オーステナイト系ステンレス鋼溶接継手の金属組織と残留応力に及ぼす実機での高温長時間使用及び補修溶接の影響

小原 智史; 高屋 茂; 若井 隆純; 浅山 泰; 鈴木 裕士; 齊藤 徹*; Martin, L.*

保全学, 9(1), p.32 - 38, 2010/04

高速増殖炉(以下、FBR)の実用化に向けて、経済性向上の一方策として、プラントを長寿命化しトータルコストを低減することが検討されている。この観点から、FBRの溶接継手及び補修溶接継手の経年化評価手法の確立は重要である。本研究では、仏国の高速炉(Phenix)の二次系配管で526-545$$^{circ}$$Cで約88,000h使用された304SS-304SS溶接継手並びに上記条件で使用された304SSに新材の316LSSを溶接した補修溶接継手の金属組織変化を評価した。加えて、RESA及びRESA-IIを用いてそれら継手の残留応力を測定した。実験結果から、各継手の金属組織及び残留応力は高温使用環境下及び補修溶接によってそれぞれ変化し、この変化は硬さの分布と傾向が一致した。現在、各継手に対し幾つかのクリープ試験を継続しており、金属組織や機械的性質の長時間安定性について今後評価していく必要がある。

論文

9Cr-W-Mo-V-Nb鋼の長時間クリープ特性に及ぼす熱処理の影響

小原 智史; 若井 隆純; 浅山 泰; 山田 芳之*; 中澤 崇徳*; 山崎 政義*; 本郷 宏通*

鉄と鋼, 96(4), p.172 - 181, 2010/04

高クロム鋼の高温強度特性の長時間安定性の向上に向けた検討として、既存高クロム鋼に対し広範囲かつ系統的に変化させた熱処理を施し、クリープ破断特性に及ぼす熱処理の影響について評価した。また、それら熱処理の影響の長時間有効性について検討するとともに、FBR用高クロム鋼の熱処理条件の最適化に向けた検討を行った。

論文

9Cr-W-Mo-V-Nb鋼の高温引張及び衝撃特性に及ぼす熱処理の影響

小原 智史; 若井 隆純; 浅山 泰; 山田 芳之*; 中澤 崇徳*

鉄と鋼, 95(5), p.417 - 425, 2009/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.9(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

本論文では、FBR用高クロム鋼の開発の一環として、FBR用高クロム鋼の最適熱処理条件の探索を目的に、9Cr-W-Mo-V-Nb鋼の高温引張及び衝撃特性に及ぼす熱処理の影響を調査し、諸特性と金属組織との関係を評価するとともに、熱処理によって変化した強度特性の影響因子についても評価した。また、これら試験結果から、FBR用高クロム鋼の熱処理条件の最適化に向けた検討を行った。

論文

Influence of normalising temperature on MX precipitation behaviour in high-chromium steel

小原 智史; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 浅山 泰

Proceedings of Workshop on Structural Materials for Innovative Nuclear Systems (SMINS), p.115 - 126, 2008/07

本研究は、ナトリウム冷却高速炉用高クロム鋼におけるMX炭窒化物の析出挙動と機械的性質に及ぼす焼ならし温度の影響について検討したものである。一般に、高クロム鋼においてV及びNb添加量を加えると強度が大きく増加する。これは、高クロム鋼にVやNbを添加すると、焼戻し処理中に数十nmレベルの微細なMX型炭窒化物が高密度分散析出することで析出強化機構が向上することに起因する。しかしながら、MXはV及びNb添加量だけではなく、熱処理条件によっても析出挙動が異なる。したがって、V及びNbが添加された高クロム鋼においては、MXの析出挙動を把握するためV及びNbの添加量だけではなく、熱処理条件についても検討しなければならない。本発表では、MXの分散組織並びに優れた機械的性質を得るための最適な熱処理条件を探索した結果を報告する。

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

JRR-3冷中性子源装置(CNS)の運転・管理

鈴木 正年; 羽沢 知也; 石崎 洋一*; 小原 道士*; 稲田 勝利*; 米川 光則*; 脇田 広志*

JAERI-Tech 2004-060, 153 Pages, 2004/09

JAERI-Tech-2004-060.pdf:9.78MB

JRR-3冷中性子源装置(以下「CNS」という)は、研究用原子炉JRR-3の改造計画に伴って、利用性能向上の目的から設置された。原子炉で発生する中性子を冷中性子に変換する方法として熱中性子の中にわずかに含まれている冷中性子を、フィルターを用いて選別,発生させる方法と、熱中性子を極低温の減速材中に通し、冷中性子に変換する方法とがある。CNSとしては、一般的に後者が採用されていて、極低温の減速材としてその多くが液体水素を用いるため、冷凍設備と組合された装置となっている。JRR-3のCNSも液体水素を冷減速材として採用している。CNSによって得られた冷中性子は、原子炉から中性子導管を介して中性子ビーム実験孔へと導き出され、中性子散乱のような中性子物理実験に使用されたり、物質内における原子や分子の動きを観測して、生体高分子などの動的挙動を調べる研究手段として利用されている。本記録は、1989年の運転開始から2004年3月まで、JRR-3の共同利用運転にあわせて実施したCNSの運転実績と主な技術的事項をまとめたものである。

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

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:6 パーセンタイル:53.3

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。

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

JAERI-Tech-99-003.pdf:19.66MB

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

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

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。

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