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森本 恭一; 大野 貴裕; 角谷 聡洋; 吉田 萌夏; 鈴木 壮一郎
Journal of Robotics and Mechatronics, 36(1), p.125 - 133, 2024/02
福島第一原子力発電所の廃炉推進のための遠隔操作機器の開発実証施設として楢葉遠隔技術開発センターは設立され、2016年より運用が開始された。本センターのミッションは「福島第一原子力発電所の廃炉への支援」と「福島県の復興への貢献」であり、この論文では当センターでの実規模モックアップ試験に関連する設備、遠隔操作機器の開発用の要素試験設備、バーチャルリアリティーシステム等の説明およびその利用事例について紹介する。
高田 昌二; 関田 健司; 根本 隆弘; 本多 友貴; 栃尾 大輔; 稲葉 良知; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
高温ガス炉熱利用系の安全設計方針の策定のため、原子炉に対する外乱の影響を評価する必要がある。出力運転における核熱供給試験を模擬するため、新たな試験手順を考案して、核熱供給試験(コールド)を実施した。熱利用システムにおける異常事象の安全評価を行うため、試験結果は、炉床部温度を計算する数値解析コードの解析モデルの検証に使われた。試験では、ヘリウムガス温度がヘリウムガス圧縮機の圧縮熱により120
Cまで加熱された状態で、十分高い外乱を原子炉入口温度に付加する必要がある。しかし、冬季運転において、冷却水の凍結防止のため、最終ヒートシンクからの放熱に技術的な制限があった。試験手順の改善の結果、十分な温度外乱が原子炉入口温度に投入された。金属構造物の応答は炉床部構造物の黒鉛ブロック温度の応答より速いことがわかった。温度の応答は、構造物の熱容量、外乱の大きさ及び伝熱条件に大きく影響を受けた。
石井 敏満; 大岡 紀一; 那珂 通裕; 金谷 邦雄; 齋藤 順市; 岡本 芳三*
Proceedings of 6th Far-East Conference on Nondestructive Testing (FENDT '02), p.273 - 278, 2002/00
原子力施設において、安全上重要な構造物や機器は、原子炉停止中の検査は元より、運転中にも状態を監視して健全性を確保することが重要であり、それには各種の非破壊試験法を適切に応用する必要がある。また、原子力施設では、原子炉の運転に伴う放射線や高温の環境により検査員が接近できない場所にも多くの機器が設置されており、これらを監視するためのリモートセンシング技術を応用した非破壊試験法の確立が急務となっている。本報では、最近リモートセンシング技術として注目されている、赤外線サーモグラフィを原子力施設の機器や構造物の診断に応用した例として、赤外線サーモグラフィによりJMTRの機器や構造物の熱画像データを取得し、機器の運転状態や構造物の内部状態との対応について評価することにより、非破壊試験法としての有効性を検討した結果について紹介する。
石原 正博; 塙 悟史; 伊与久 達夫; 塩沢 周策
炭素, 2001(196), p.39 - 48, 2001/02
現在出力上昇試験中の高温工学試験研究炉(HTTR)は、将来の高温ガス炉技術基盤の確立,原子力熱エネルギーの多様化,高温照射による先端的基礎研究を目的としている。HTTRでは、最高950
の炉心出口ガス温度を達成するため、炉内構造物は耐熱性に優れる黒鉛材料で製作されている。この炉内黒鉛構造物は、黒鉛に関する非破壊検査手法の検討等を経て策定した「黒鉛検査基準」に基づいて受入れ検査が実施されている。本報告は、黒鉛構造物の受入れ検査に用いた黒鉛検査基準に関して、基準を定めるうえでの課題となった事項、基準策定の基本的な考え方について述べるとともに、黒鉛検査基準について述べたものである。
C-carbon fiber composite ceramics as plasma facing materials in nuclear fusion reactor, 3; Heat resistance evaluation by electron beam irradiation and by in situ plasma discharge in JT-60神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 中川 師央*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 後藤 純隆*
Journal of the Ceramic Society of Japan, International Edition, 105, p.1179 - 1187, 1997/00
C/C材の次世代のプラズマ対向材料として、BCと炭素繊維から成る複合セラミックスを作り、電子ビームとJT-60のプラズマによる熱負荷試験を行って、耐熱性を評価した。高熱伝導性の縦糸と高強度で折れ難い横糸の炭素繊維から成る平織り布にBCを含浸後に、渦巻状にして加圧焼結した複合セラミックスで作ったタイルは、22MW/m
の電子ビーム照射(5秒,2500C)によっても破損しなかった。さらに、JT-60のダイバータに設置し、中性粒子入射加熱(30MW,2秒)を含む15秒のプラズマ放電を繰り返し(572回)行っても、クラックの発生は見られなかった。
佐藤 和義; 鈴木 哲; 荒木 政則; 中村 和幸; 渡邊 和弘; 横山 堅二; 大楽 正幸; 奥村 義和; 小原 祥裕; 秋場 真人
16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 1, p.220 - 223, 1995/00
原研におけるITERプラズマ対向機器の設計及び工学R&Dの現状について報告する。ITERにおいてプラズマ対向機器は、プラズマからの高熱流束及び粒子負荷に対し健全性を維持しなければならない。このため、原研では炭素繊維強化炭素複合材料を用いたダイバータ試験体を用いITER加熱条件を上回る25MW/mの定常熱負荷に耐えることを実証した。また、材料研究の一環としてディスラプション条件を模擬した熱衝撃試験を実施した結果、CVD-Wを使用することに明るい見通しを得た。さらにベリリウム/銅合金接合体に対する機械試験の結果についても併せて報告する。
石原 正博; 伊与久 達夫; 辻 延昌*
JCOSSAR95論文集, 0, p.199 - 206, 1995/00
高温工学試験研究炉の炉心支持黒鉛構造物の受入検査として、表面欠陥の検出を目的とした渦流探傷検査の適用性について、検出限界欠陥寸法の実験的評価及びこの検出限界欠陥寸法を表面欠陥として想定した破壊力学的評価を実施した。その結果、(1)渦流探傷検査によるPGX黒鉛の検出限界欠陥寸法は、長さ約5mmで深さ約1mm程度であること、(2)検出限界欠陥寸法の初期欠陥は、原子炉の運転に伴い進展しない領域にあること、(3)検出限界欠陥寸法は、破壊の開始する限界欠陥寸法との比較から十分に許容される大きさであること、を明らかにし、黒鉛構造物の受入検査として、渦流探傷検査による表面欠陥の検出が有用であることを示した。
石原 正博; 伊与久 達夫; 二川 正敏
Nucl. Eng. Des., 154, p.83 - 95, 1995/00
被引用回数：6 パーセンタイル：54.86(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉内黒鉛構造物は、互いにダウエルとソケットあるいはキーとキー溝のはめ合いにより結合する構造となっている。地震時には、黒鉛ブロックに作用する地震荷重がこれらの結合要素に集中するため、地震時における黒鉛構造物の健全性を確保する上でこれら結合要素は重要な部位となっている。そこで、結合要素の耐震健全性を実証するため、実寸モデルのダウエルとソケット及びキーとキー溝構造を有する試験体を用いて要素試験を実施した。その結果、HTTRの設計上想定している最大の地震荷重がダウエルとソケット要素に作用した場合に3.5倍以上、キーとキー溝要素に作用した場合には6.2倍以上の安全裕度があることが明らかとなり、結合要素の耐震健全性が実証された。
豊田 純二; 伊与久 達夫; 石原 正博; 多喜川 昇; 塩沢 周策
JAERI-M 91-102, 61 Pages, 1991/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心及び炉心支持黒鉛構造物に使用される黒鉛及び炭素材料の検査基準に関しては、国内では一部JIS規格等において材料の規格を示したものはあるが、原子炉の主要構造物として規定したものはない。また、外国においても原子炉用構造物として受入れ検査の実績はあるものの明確に基準を設けてはいない。このため、HTTRの黒鉛及び炭素材料の受入れに際して、検査基準を定める必要がある。そこで、原研において所内外の専門家の協力も得て、HTTRの炉心及び炉心支持黒鉛構造物の構造設計の考え方並びに米国の高温ガス炉用黒鉛構造物、国内の黒鉛構造物等に関する検査を参考にHTTRの黒鉛検査基準を策定した。本報告書は、この黒鉛検査基準及びその解説についてまとめたもので、HTTRの黒鉛及び炭素構造物の検査は本基準に基づいて行う予定である。
関 昌弘; 秋場 真人; 荒木 政則; 横山 堅二; 大楽 正幸; 堀江 智明*; 深谷 清; 小川 益郎; 伊勢 英夫*
Fusion Engineering and Design, 15, p.59 - 74, 1991/00
被引用回数：17 パーセンタイル：84.03(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉のプラズマ対向材料の熱衝撃試験結果のレビューである。これらは原研で行ってきた各種対向材料の試験結果をまとめたもので、プラズマ対向材料として目される黒鉛系材料、ステンレススチール、タングステンを含んでいる。黒鉛系材料については、電子ビームを用いて加熱し、数値解析による予想の3~5倍損傷が激しくなることが明らかとなった。ステンレスについては、再凝固面に多数のき裂が発生し、発生状況が材料成分に大きく依存することがわかった。また、タングステンについては、8MW/mの熱負荷に耐えるW/Cu接合体の開発に成功している。
)の建設,(II); 試験装置と開発試験稲垣 嘉之; 國富 一彦; 井岡 郁夫; 近藤 康雄; 林 晴義; 宮本 喜晟; 鳥谷 尚志*; 山口 茂
日本原子力学会誌, 30(5), p.427 - 433, 1988/05
被引用回数：1 パーセンタイル：19.68(Nuclear Science & Technology)HENDEL炉内構造物実証試験部(T試験部)は、原研で開発を進めている高温工学試験研究炉の炉床部を模擬している。高温工学試験研究炉と同じ条件下でT試験部の試験を行うために、内部隔壁、流量調節装置、領域別ヒータ、流量測定ブロック等の試験装置を製作した。試験装置の設計上の問題点は、その制作中に行った各要素の開発試験により解決した。最終的に総合機能試験により、4.0MPa、1000Cのヘリウムガス雰囲気中で、試験装置が所定の性能を有することを確認した。
)の建設,(I); 試験部の概要と試験体國富 一彦; 稲垣 嘉之; 井岡 郁夫; 近藤 康雄; 根小屋 真一; 宮本 喜晟; 秋定 俊裕*; 山口 茂
日本原子力学会誌, 30(4), p.333 - 342, 1988/04
被引用回数：1 パーセンタイル：29.57(Nuclear Science & Technology)炉内構造物実証試験部(T試験部)は日本原子力研究所が開発を進めている高温工学試験研究炉の炉床部を模擬した実寸大のモデルである。本試験部は炉床部の伝熱特性および炉床部の構造健全性を確認することを試験目的としており、昭和58年3月に設計、製作を開始し、昭和61年6月完成した。本報ではT試験部の概要について述べると共に、炉床部の建設および予備試験より得られた結果を示す。
田中 勲; 伊藤 治彦; 小森 芳広; 佐藤 利美*
共和技報, 309, p.2195 - 2197, 1983/00
OGL-1高温構造物挙動測定装置は、原子炉運転中に高温配管等の構造物に装着した高温ひずみ計の出力変化を連続的に計測し、その挙動を把握することを目的として開発が進められている。本報告は、溶接型高温ひずみ計の高温での安定性を評価するために、500C、約5000時間の長期ドリフト試験、室温と500C
20回の熱サイクル試験、ひずみ計を直管及びT字管に取付けて実施したクリープ追従性試験及び500Cで10
回実施したひずみ計疲労寿命試験の結果について述べたものである。試験の結果、供試した高温ひずみ計は500Cにおいて、使用時間が3000~4000時間であれば安定して供用できることがわかった。
宇賀 丈雄; 白木 万博*; 本間 敏秋*; 稲塚 久*; 中島 宣文*
JAERI-M 8354, 77 Pages, 1979/08
本報は地震時におけるPWR用余熱除去ポンプの機能実証試験結果の概要を述べたものである。PWR用余熱除去ポンプが耐震クラス・安全機能などを勘案してアクティブコンポーネントから選定され、当核ポンプの構造や運転状態の調査、試験用地震波などが決定された。さらにポンプの振動性状や耐震設計裕度を求めるのに必要な試験計画を立て、試験装置・計測系の設計・製作を行なった。振動性状や応答特性に関する試験結果からポンプの耐震性について要約すると(1)ポンプの運転に必要な付属配管系の剛性を高める補強材の取付けは耐震性の改善に必要となる。(2)ロータ・軸・軸受系の固有振動数が高いことから、十分高い周波数成分の外乱を受けない限り、回転機械としての耐震性は確保されている。(3)PWR用余熱除去ポンプに対して限界設計地震の2.6倍以上の耐震裕度が確保されていることなどが明らかになった。
