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秋野 昇; 遠藤 安栄; 花田 磨砂也; 河合 視己人*; 椛澤 稔; 菊池 勝美*; 小島 有志; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 根本 修司; et al.
JAEA-Technology 2014-042, 73 Pages, 2015/02
JAEA-Technology-2014-042.pdf:15.1MB
日欧の国際共同プロジェクトであるJT-60SA計画に従い、JT-60実験棟本体室・組立室及び周辺区域に設置されている中性粒子入射加熱装置(NBI加熱装置)の解体・撤去、及びその後の保管管理のための収納を、2009年11月に開始し計画通りに2012年1月に終了した。本報告は、NBI加熱装置の解体・収納について報告する。
岡野 文範; 池田 佳隆; 逆井 章; 花田 磨砂也; JT-60チーム
プラズマ・核融合学会誌, 90(10), p.630 - 639, 2014/10
臨界プラズマ試験装置(JT-60)の本体解体に平成21年度から着手し、平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した最初のケースである。具体的な解体作業では、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割が、工程的、技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見出して作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告では、JT-60トカマク解体の概要を紹介する。
技術管理グループ
JAERI-Tech 95-030, 64 Pages, 1995/06
研究炉部では、研究炉・試験炉の濃縮度低減化計画に基づき、JRR-2においては中濃縮ウラン燃料へ、JRR-4においては低濃縮ウラン燃料に移行するためそれぞれ2体づつの中低濃縮ウラン・アルミナイド試験燃料要素を製作し、照射支援を実施した。本報告は低濃縮ウラン燃料のうちJRR-2炉心に装荷して加速照射を行い、昭和61年度から平成元年度にかけて実施した試料燃料要素の解体検査についてまとめたものである。照射後試験はホット試験室ホットラボ課において外観検査、寸法検査、金相試験等を行い、打抜き試料の燃焼度測定は分析センターで行った。各試験結果に異常は認められず、低濃縮ウラン・アルミナイド試験燃料要素の照射健全性が確認された。なお、試験燃料要素の燃焼度は、計算燃焼度41.6%に対して実測燃焼度39.0%であった。
大西 信秋; 白井 英次
Proc. of the 9th Pacific Basin Nuclear Conf., Vol. 2, p.1071 - 1076, 1994/00
第9回環太平洋原子力会議において、日本における研究炉、臨界実験装置の解体の現状について報告する。報告では、解体に係わる技術的事項、放射性廃棄物の量、放射能レベル、解体に要した経費等について述べる。
炉設計研究室
JAERI-M 8640, 254 Pages, 1980/03
核融合実験炉用の超電導マグネットの設計研究を行った。作業内容、トロイダル磁場マグネット設計、ポロイダル磁場マグネット設計、冷凍システム設計、安全性解析、組立・解体システム設計である。コイル中での最大トロイダル磁場は11Tとなり、この時、プラズマ中心で6Tを与える。11Tに達するトロイダル磁場を実現するためNb
Snの超電導線が使用された。コイル内径は7.3
11.2mで、コイル形状は変形均一応力D型である。超磁力は185.6MATで、運転電流は25.9kAである。ポロイダル磁場マグネットは、NbSn線のパンケ-キ巻のコイルである。導体はチタン合金のシースで包まれており、このシリーズがヘリウム容器の役割も果している。又、コイル冷却は7気圧、4.6Kの超臨界ヘリウムの強制冷却方式で、運転電流は25~27kAである。
炉設計研究室
JAERI-M 7825, 215 Pages, 1978/10
核融合実験炉の分解修理システムの設計研究を行った。炉は8個の炉モジュールから構成されており、故障時にはその炉モジュールを炉室から修理室へ移送し、修理作業を行う。主な検討内容は、修理方法に関する設計、炉体解体設備(天井クレーン、自動溶接切断装置、遠隔操作装置)、炉モジュール移送設備(引出用台車、旋回台車)およびブランケット修理設備に関する設計、炉の耐震解析、炉室および修理室に関する検討、放射性廃棄物処理方法の検討、分解修理に要する期間と人員の推定等である。本設計研究の結果、分解修理システムとしては一応完成されたが、ブランケット冷却配管結合部、自動溶接切断装置、炉体分解修理時の耐震強度に関しては更に検討する余地が残されている。今後はこれらの問題点につきさらに詳細な検討およびR&Dを行い技術的に完成させることが必要である。
嶋田 廉*; 松永 尚子*; 梶谷 史人*; 吉田 義彦*; 犬塚 泰輔*; 吉田 啓祐*; 二神 敏; 亀山 正敏*
no journal, ,
自己作動型炉停止機構(SASS)の温度応答特性に関する性能評価を目的として、SASSのナトリウム中試験の実施内容及びその熱流動解析について報告する。
