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井坂 浩二; 諏訪 昌幸; 木村 和也; 鈴木 真琴; 池亀 吉則; 永冨 英記
JAEA-Technology 2021-039, 48 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-039.pdf:6.97MB
JRR-3プロセス制御計算機システムは、JRR-3の冷却材流量、温度、圧力、水位等の監視・制御及び原子炉に設置の機器の操作に用いられるシステムとして、JRR-3改造後の初臨界(平成2年)から使用されており、高経年化が進むとともに予備品の入手が困難になってきていることから、更新が必要になった。更新にあたっては、崩壊熱除去等の炉心の保全業務に支障をきたさないとともに、原子炉利用者への影響を最小限とするため及び1回の更新費用を最小限に抑えるという観点から、長期の原子炉停止とならないよう3段階に分割して継続的に行う計画とした。本報告書は、更新計画及び3段階に分けて行った更新作業についてまとめたものである。
高橋 良和; 諏訪 友音; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200904_1 - 4200904_4, 2015/06
被引用回数：4 パーセンタイル：24.22(Engineering, Electrical & Electronic)原子力機構はITER中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当し、製作したCS導体をコイル製作担当の米国に送付することになっている。CSコイルは高さ約12m、外径約4mで、6個のモジュールを積み重ねた構造を有する。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNb
Sn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。圧縮成型される前のジャケットは、外寸法51.3mm、穴の直径35.3mm、単長7m、重さ約90kgである。このジャケットは、出荷前に非破壊検査により、最大許容サイズの欠陥がないことを確認する必要がある。内及び外表面の欠陥は、渦電流探傷(ECT)法 で、内部の欠陥は、超音波探傷(UT)法で行われる。UTにおいて、矩形の中に円形の穴がある形状であるので、超音波の入射の方向を工夫する必要があった。表面のECT及び内部のUTについて、その技術と検査実績を報告する。
Sn cable assembled with conduit for ITER central solenoid名原 啓博; 諏訪 友音; 高橋 良和; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200305_1 - 4200305_5, 2015/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Electrical & Electronic)JAEA procures all superconductors for central solenoid (CS) in the ITER project. The cable is inserted into a conduit and compacted with it. During the insertion, the number of the rotation at the point (
) of the TF cable increased linearly to 50 against the inserted cable length (
). At first, of the CS cable also increased linearly by of 150 m. However, the increasing rate declined and the became constant to 30 at 600 m. During the compaction, the number of the rotation at the tail (
) of the CS cable increased linearly to 69 against the compacted cable length (
). It is important to measure not only but also because the rotation affects the twist pitch of the cable (
). After manufacturing the CS conductor, an X-ray transmission imaging made clear the along the whole length of the conductor for the first time. The peaked at the point; thus, a conductor sample should be taken there to investigate the effect of the elongation on the conductor performance.
Sn conductors for toroidal field coils in ITER名原 啓博; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 諏訪 友音; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.6000605_1 - 6000605_5, 2014/06
被引用回数：7 パーセンタイル：38.24(Engineering, Electrical & Electronic)ITERトロイダル磁場コイル用NbSn超伝導導体は、超伝導物質であるNbSnを生成するための熱処理を必要とし、その熱処理パターンによって導体性能が変わり得る。そこで、従来の熱処理パターンで得られていた導体性能に比べ、熱処理パターンの最適化による導体性能の向上を試みた。まず、導体を構成する超伝導素線を対象とし、臨界電流,ヒステリシス損失,残留抵抗比に関して、最適な熱処理パターンを見いだした。次に、その最適な熱処理パターンを短尺の導体サンプルに適用し、実規模導体試験装置を用いて導体性能の試験を行った。その結果、繰返し負荷に対する分流開始温度の低下度合いは、従来の熱処理パターンに比べて小さく抑えることができた。また、交流損失は従来の熱処理パターンとほぼ同じ値を維持することができた。本試験で用いた導体サンプルは、ITERの調達取り決め(PA)における量産段階の導体から切り出したものであり、ともにPAの合格基準を満足することができた。
諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 大内 諭; 後藤 真悟; 池亀 吉則; 寺門 義文
JAEA-Technology 2011-041, 35 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2011-041.pdf:7.11MB
JRR-3プロセス制御計算機システムは、冷却材の流量,温度,圧力等のプロセス量の監視・制御及び冷却ポンプ等の原子炉機器の操作に用いられている。JRR-3改造(平成2年)から使用され続けており、高経年化が進むとともに、予備部品の入手が十分にできなくなっていることから、更新が必要になった。更新にあたっては、費用を最小限におさえ及び、更新作業を3段階に分割して継続的に行うように計画された。本報告書は、更新計画及び当該計算機システムの主要部である操作端末,制御盤の制御部の更新作業についてまとめたものである。
大内 諭; 諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 池亀 吉則; 寺門 義文
JAEA-Testing 2011-006, 43 Pages, 2012/02
JAEA-Testing-2011-006.pdf:2.9MB
JRR-3は、平成2年3月に初臨界に達して以来、各種照射設備及び中性子ビーム実験装置を装備した高性能研究用原子炉として、機構内外の利用に供している。JRR-3の運転に関する機器の操作,制御,監視及びプロセスデータ(温度,流量,電圧,圧力等)の計測,収集は、複数の計算機及びアプリケーションソフトを用いている。複数の計算機及びアプリケーションソフトによりデータの集計,演算処理を行っていることから、複雑で多くの維持管理が必要であった。また、複数の計算機を介することからデータ授受時にデータの取り違えなどもあり、データ管理に影響を及ぼしていた。そのため、データ通信を簡便に行える通信方式に変更し、すべての計算機間のデータが同期する計算機システムを開発し、問題を解消するデータ処理計算機システムを開発した。本報告は、平成19年度に実施したデータ処理計算機システムの開発についてまとめたものである。
市村 俊幸; 諏訪 昌幸; 福島 学; 大場 敏充; 根本 吉則; 寺門 義文
Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2009/10
The JRR-3 (Japan Research Reactor No. 3) was constructed as the first domestic reactor in 1962. The large-scale modification such as removal and re-installation of the core was carried out from 1985 to 1990. It reached integrated output of 59.9 GWd in July, 2009. JRR-3 has continued the stable operation with several maintenance. Three topics are picked up as major maintenances; modification of fuel elements from aluminide to silicide, replacement of a process control computer system, replacement of a helium compressor of the helium gas system which is part of the heavy water cooling system.
井坂 浩二; 照沼 憲明; 大内 諭; 大木 恵一; 諏訪 昌幸
日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.279 - 282, 2009/08
計測制御装置はJRR-3改造時の設置より18年以上が経過し、原子炉の安全安定運転を確保するために機器の更新を含めた保全活動が必要不可欠である。今回、JRR-3において行われている計測制御装置の保全内容及び今後の保全活動について述べる。
諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 大内 諭; 照沼 憲明
UTNL-R-0471, p.12_1_1 - 12_1_8, 2009/03
JRR-3プロセス制御計算機は、原子炉本体施設全般のプロセス量の監視・制御を行う設備である、設置以来15年以上が経過しているためJRR-3管理課では原子炉の安全安定運転を確保するために、最新システムに3段階に分けて更新を行っている。この研究会において、更新計画及び1段階目の更新について報告をしているので、今回は、2段階目の更新について報告を行う。本報告については、前年度行ったフィールドコントロールステーション制御部とバスラインなどの更新について報告する。
山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.
Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01
被引用回数：52 パーセンタイル：70.75(Biochemistry & Molecular Biology)ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。
池亀 吉則; 大内 諭; 諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 後藤 真悟; 村山 洋二
JAEA-Technology 2007-052, 47 Pages, 2007/08
JAEA-Technology-2007-052.pdf:11.94MB
原子炉の安全安定運転を維持するためには、プロセス計装設備により、冷却材などの状態量を正確に計測・指示させる必要がある。そのため、保守・整備及び設備の更新において、計装系の総合精度から、適正な基準を定め、プロセス計装設備の計器校正を行っている。本報告書は、JRR-3プロセス計装設備のうち、安全保護系を校正する機器の精度及び計装系のループ精度を整理し、取りまとめたものである。これにより、JRR-3のプロセス計装設備の保守管理がより一層効率的で客観性を有するものとなる。
松井 泰; 諏訪 昌幸; 和田 茂
no journal, ,
JRR-3は平成22年11月に原子炉の利用運転を停止してから5年以上にわたり停止状態が続いている。平成2年にJRR-3が稼働を開始して以来、現在のような長期間の停止を行ったことは無く、運転再開に向けた保守管理においては通常時と異なる対応が求められる。本発表では、長期停止中の保守管理の一部として、冷却材の水質、冷却ポンプ、炉心構造物、監視機器、冷却系統及び運転員の力量の維持について、対応を紹介する。
高橋 良和; 名原 啓博; 布谷 嘉彦; 諏訪 友音; 堤 史明; 押切 雅幸; 尾関 秀将; 渋谷 和幸*; 河野 勝己; 川崎 努*; et al.
no journal, ,
ITER中心ソレノイドの導体用撚線は、撚りピッチが短い導体は電磁力の繰り返し負荷に対する超伝導性能の低下がないことは既に報告した。撚りピッチが短い撚線は撚り合わせて圧縮成形する前の外径が大きくなるため、圧縮成形作業において圧縮率が高くなり、素線の変形を小さくする必要がある。このため、撚りピッチを最適化するための試作を行った。その結果、素線のダメージ(変形)は画期的に小さくなった。並行して、人工的に変形を施した素線のIcを測定し、変形のIcへの影響を測定した。両者の結果より、Icが低下しない撚線を開発することができたので実機撚線の製作を開始した。また、この撚線の機械的特性を引張試験により評価した。試作状況,機械的特性と合わせて、実機撚線の製作状況を報告する。
布谷 嘉彦; 高橋 良和; 押切 雅幸; 堤 史明; 名原 啓博; 高村 淳; 中瓶子 伸二; 渋谷 和幸*; 諏訪 友音; 松田 英光*
no journal, ,
国際合意されたITERの日本調達分担に基づき、日本原子力研究開発機構はITER超伝導導体の製作を行っている。日本はトロイダル磁場(TF)コイル用導体と中心ソレノイド(CS)用導体の製作を担当しており、TF導体では415mと760mの導体をそれぞれ9本及び24本、またCS導体では613mと918mの導体をそれぞれ7本及び42本製作している。導体はステンレス製コンジットを用いたCICであり、TF導体の製作は残り2本となっており、CS導体についてはこれから本格的に製作を開始するところである。導体製作では直状のジャケット管に撚線を引き込む方式を用いているが、引き込みの結果、撚線のツイストピッチが伸展するなど、当初では予期しなかった導体製作上の問題点とその対処及び導体製作の進捗について紹介する。
Sn素線のIcの劣化諏訪 友音; 名原 啓博; 布谷 嘉彦; 高橋 良和; 押切 雅幸; 堤 史明; 渋谷 和幸*; 村上 幸伸*; 宮下 克己*; Sim, K.-H.*; et al.
no journal, ,
超伝導撚線のツイストピッチを短くすることで、ITER用CS(中心ソレノイド)導体における分流開始温度(Tcs)は電磁力サイクルに対して劣化しないことがわかっている。しかし、ツイストピッチの短い撚線を作る際に、NbSn素線同士の接触個所に強い力が働くことで圧痕ができ、素線の断面が変形する。そこで、熱処理前のNbSn素線に圧痕を加えて、圧痕がIcに与える影響を調べた。その結果、ブロンズ法と内部拡散法のITER用NbSn素線において、それぞれ0.2mm、0.3mm潰れてもIcは変化しないことがわかり、撚線製作の指針を得ることができた。
布谷 嘉彦; 諏訪 友音; 高橋 良和; 押切 雅幸; 堤 史明; 中瓶子 伸二; 渋谷 和幸*
no journal, ,
原子力機構は国際合意されたITERにおける調達分担に基づき、超伝導導体(導体)の製作を行っている。トロイダル(TF)磁場コイル用導体について、全体の25%の製作(33本)及び中心ソレノイド(CS)コイル用導体全量(49本)の製作を担当している。これまでに、TF導体に用いる超伝導素線の製作は全て完了し、また31本の撚線製作と導体製作が終了しており、2014年中に全量の製作が終了する。CS導体では5本の撚線製作と4本の導体製作が終了している(全て4月末現在)。CS導体の製作は2017年まで続く計画である。導体開発では、初めに試作した導体サンプルを用いた性能試験を行った。特にCS導体はITERの運転回数(3万回を予定)と同じ繰り返しの電磁力を受けるが、高い変形強度が期待できる導体を構成する超伝導撚線の撚りピッチを短くする改良を行うことにより、繰り返しの電磁力に耐える高性能な導体を開発することがでた。製作進捗状況とその他技術的課題の解決について報告する。
名原 啓博; 諏訪 友音; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 梶谷 秀樹; 井口 将秀; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; et al.
no journal, ,
ITERの中心ソレノイド(CS)に用いる超伝導導体は、全て日本が製作する。2015年10月末の時点で、長さ613mの導体を4本、918mの導体を16本製作した。これは導体全量の40%に相当し、今後2年で残り60%を製作する。日本が製作した導体を用いてCSを製作するのは米国の担当であり、順次、導体を米国に輸送している。製作した超伝導導体の性能は、スイスの試験装置と日本の試験装置で調べており、いずれもCSに要求される性能を十分な裕度で満たしていることを確認した。
仁尾 大資; 池亀 吉則; 諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 大内 諭; 峯島 博美; 本橋 純; 鳥居 義也; 木名瀬 政美; 村山 洋二
no journal, ,
研究炉JRR-3冷却系等のプロセス系の計測及び制御はプロセス計算機により行われている。しかし、コンピューター界の技術進歩は目ざましく、旧製品のサポートは早期に打ち切られる傾向が年々強くなっている。そのような状況の中、JRR-3で使用しているプロセス制御計算機(CENTUM-V)は製造中止後10年以上が経過し、保守用部品の生産及び供給が終了し始めている。よって、今後も安定した機能維持を図るには更新する必要がある。新旧システムの混在をさける点で、単年度で全体を更新することが最善ではあるが、定期点検の期間や予算が限られていることから、部分的に順次更新していく予定である。新旧システムには情報通信の互換性が無いため、両システムの間で情報変換を行う機器を更新完了まで導入し更新を進める。今年度は部分更新のほかに、新旧システムの接続確認,新システムの動作検査などを行った。今後はプロセス制御計算機と他のシステムとの接続に関する技術的問題等に対処しつつ、全体の更新を完了させる予定である。本発表ではJRR-3における更新計画だけでなく、本件及び他の事例から得られた経験や情報を元に、効率的な計算機更新についての提言を行う。
諏訪 昌幸; 照沼 憲明; 井坂 浩二; 大内 諭; 池亀 吉則
no journal, ,
JRR-3は、2009年4月に改造後の積算熱出力が約59,000MWDに達した。運転開始から20年目を迎え、設備の高経年化が進んでおり、JRR-3では各種の高経年化対策を行ってきた。近年、実施した高経年化対策を示すとともに、代表例としてJRR-3プロセス制御計算機システムの更新について述べる。
諏訪 昌幸; 福島 学; 照沼 憲明; 太田 和則; 村山 洋二
no journal, ,
JRR-3は、1962年(昭和37年)に、日本の技術によって建設された最初の研究炉である。1985年(昭和60年)から1990年(平成2年)にかけて、反射材に重水とベリリウムを使用した、熱出力20MWの軽水減速冷却スイミングプール型の研究用原子炉に改造し、その後、安定に運転を続けている。この報告では、改造後20年間のJRR-3の運転及び保守のなかからプロセス制御計算機システム及びヘリウム圧縮機の更新について報告する。
