Demonstration of heat resistant fiber Bragg grating sensors based on femtosecond laser processing for vibration monitoring and temperature change

西村 昭彦; 竹仲 佑介*; 古山 雄大*; 下村 拓也; 寺田 隆哉; 大道 博行

Journal of Laser Micro/Nanoengineering, 9(3), p.221 - 224, 2014/11

https://doi.org/10.2961/jlmn.2014.03.0007

耐熱FBGセンサをフェムト秒レーザー加工により製作し、原子炉配管の高温に適用した。このセンサを鋼板表面に実装し、共振条件での振動試験を実施した。本センサの耐熱性能は600Cである。安定化波長可変レーザーを使用して原子炉の日常点検のモニタとして利用できることを試験した。このセンサを繰り返し歪み計測を行なえるよう振動鋼板に取り付けた。溶接、ロウ付け、半田付け、そして貴金属接着剤など、各種の取り付け方法について議論した。

Advanced real-time feedback control in JT-60U high performance discharges for application to fusion reactor plasmas

福田 武司; 及川 聡洋; 竹治 智; 諫山 明彦; 河野 康則; 閨谷 譲; 長島 章; 西谷 健夫; 木島 滋; 玉井 広史; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.357 - 367, 2002/09

https://doi.org/10.13182/FST02-A233

核融合実験炉で高性能炉心プラズマを定常維持するためには、複数のプラズマ諸量を同時に実時間フィードバック制御する必要がある。本論文ではJT-60におけるプラズマの蓄積エネルギーや密度,温度等の実時間制御を目的とした研究開発の成果をまとめた。電子密度と中性子発生率の制御を用いた負磁気シア放電では、高い閉じ込め性能と規格化値を4.3秒間維持するとともに蓄積エネルギーの変化を動的に制御することによって世界最高の等価エネルギー増倍率を達成した。また、放射冷却ダイバータの生成と高い閉じ込め性能の両立を目指したダイバータの放射損失量と中性子発生率の複合制御実験を行い、応答行列を評価することによって各制御装置の寄与を定量化するとともに単純な組み合わせ制御の問題点を明らかにした。さらに、非制御量の非線形応答に注目して核融合炉心プラズマの制御に必要な先進制御の概念を提案した。

位置検出型核分裂計数管の開発と中性子空間分布計測試験

山岸 秀志; 曽山 和彦; 角田 恒巳; 落合 政昭; 岩村 公道; 最首 貞典*; 浦上 正雄*; 増田 尚宏*; 山内 祐樹*; 大谷 順一*; et al.

JAERI-Tech 2001-053, 19 Pages, 2001/08

JAERI-Tech-2001-053.pdf:2.48MB

高中性子束かつ高線下で使用可能な位置検出型核分裂計数管(PSFC)と中性子分布計測システムの開発を進めている。今回、有感長1000mmを有するPSFCを試作し、その出力信号特性の詳細と中性子空間分布の計測試験を実施した。この結果、PSFCは、特殊電極構造で製作されているにもかかわらず、一般の有感長200mm程度の核分裂計数管と比較して、同等以上の出力信号特性を有していることを確認できた。また、PSFCによりグラファイトパイル側壁の中性子空間分布をリアルタイムで計測できることを確認できた。本開発試験により、ソレノイド電極構造のPSFCの実現性を実証でき、また、PSFCが中性子分布計測用として、極めて有効であることを証明できた。

JMTRホットラボにおける遠隔操作による溶接技術の開発

清水 道雄; 岩松 重美; 高田 文樹; 相沢 静男; 川又 一夫; 大島 邦男; 土谷 邦彦; 山浦 高幸; 松井 義典; 岩井 孝; et al.

JAERI-Tech 2000-029, p.48 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-029.pdf:9.26MB

JMTRホットラボでは、(1)照射済燃料棒にFPガス圧力計・中心温度測定用熱電対を溶接し計装する再計装技術、(2)照射済材料の溶接及び試験片加工技術、(3)Co密封線源製作及び(4)照射施設で照射済の材料試料をキャプセルに封入して再度照射を行うためのリキャプセル作業等のカップリング照射技術に必要となる種々の溶接に関する技術開発を行った。これらの開発は、照射後試験に関連する周辺技術として極めて重要である。本報告では、おもに、照射済燃料への再計装技術の開発、照射済材料の溶接及び試験片加工技術の開発、Co密封線源製作技術の開発、リキャプセル作業等の周溶接及び封孔溶接技術の開発において実施したセル内溶接技術の詳細について整理した。

HTTRと燃料・材料の照射試験

林 君夫; 沢 和弘

日本原子力学会第14回「核燃料・夏期セミナー」テキスト, p.1 - 21, 1999/00

原子力学会の核燃料部会主催による夏期セミナー参加者に対して、HTTRの現状と今後の計画について概要を説明した後、HTTR用燃料の開発計画、高温工学に関する先端的基礎研究のうち、材料照射関連のテーマ(高温超伝導材料の照射改質、高温用半導体の中性子転換ドーピング、セラミックス複合材料の照射損傷、固体トリチウム増殖材料の照射下物性、光ファイバ開発)について、説明する。

知的保全管理システムの開発 - 故障検知・故障診断評価システムの開発 -

須田 一則; 谷 賢; 吉川 信治

PNC TN9410 98-023, 29 Pages, 1998/03

PNC-TN9410-98-023.pdf:1.33MB

原子力プラントの運転・保守における経済性や安全性の向上を図るべく様々な研究が行われている。我々は既存のプラントにおいて運転員及び保守員が果たしていた役割を代替しうる人工知能を用いた制御システム及び自律ロボットシステムの概念構築を進めている。その要素技術として、保守員の頭脳に代わるシステムである知的保全管理システムの開発を実施している。知的保全管理システムは、保守員が実施している予防保全・事後保全に関する機能、すなわち、プラント内の保全管理に係わる状態の監視、機器の異常検知、保守・補修に係わる保全方策の策定を自律的に行うことが必要である。本報告書では、予防保全における状態監視に注目して、機器の状態監視、異常診断に必要なセンサーの健全性評価システムを開発した。そのシステム構成としては近年大規模プラントにて検討されている人工知能技術の分散協調手法を採用し、エージェント毎に信号の送受信を行う通信機能及び関連機器の特性モデルを分散配置するシステムを開発した。FBRプラントの水・蒸気系を対象にシステムを構築し、試験を行った結果、各エージェント間の協調により、故障の程度をファジーアルゴリズムにより定量的に表すことを可能とした。また、故障診断評価機能のためにエージェント間相互評価によって導かれた推定値は、故障センサーの代替評価とすることができる。

高速実験炉「常陽」温度計ウェルの流力振動評価

礒崎 和則; 冨田 直樹

PNC TN9410 97-062, 169 Pages, 1997/05

PNC-TN9410-97-062.pdf:5.21MB

高速原型炉「もんじゅ」のナトリウム漏えい事故は、ナトリウムの流れによって温度計ウェルの後流に発生する対称渦による流力振動に伴う高サイクル疲労破損が原因であった。したがって、「もんじゅ」と同様に、1次及び2次冷却系ナトリウム配管にナトリウム温度を測定するナトリウム中に突き出した温度計ウェルが多数設置されている「常陽」においても、これらについて流力振動評価を行った。温度計ウェルの流力振動評価においては、「常陽」の設工認における流力振動評価の実施状況調査、並びに温度計ウェルのうちナトリウム中に突き出した長さを片持ち梁とした固有振動数とASME Code Section III Appendix N-1300の揚力及び抗力方向のロックイン回避の判定基準(無次元流速Vr1.0 )に基づく簡易流力振動評価を行った。さらに、簡易流力振動評価を満足しない2次主冷却系のうち12B配管に取り付けられた温度計ウェルについては、詳細な振動特性の把握と水流動試験を実施し、その構造健全性評価を行った。この結果、2次主冷却系12B配管用温度計ウェルは、熱電対が挿入されていない温度計ウェルを用いた水流動試験結果から、原子炉定格出力運転時の100 %流量運転状態で、ウェル先端変位振幅0.13mm(無次元変位振幅0.015)、ウェル細管付け根部発生ピーク応力2.9kg/mm2 となり、保守的に設定された設計疲労限である5.3kg/mm2 を十分満足していることを確認した。

Charpy impact properties of diffusion bonded joints of alumina dispersion strengthered copper to 316 stainless steel

西 宏; 武藤 康; 衛藤 基邦

Transactions of 14th Int. Conf. on Stuructural Mechanics in Reactor Technol. (SMiRT-14), 4, p.455 - 462, 1997/00

アルミナ分散強化銅とステンレス鋼の拡散接合材について、界面強度を評価するため接合部に切欠きを付けた試験片を用いて、衝撃曲げ試験と静的曲げ試験を行った。さらに切欠き試験片と引張り試験片の弾塑性有限要素解析を行った。その結果次の結論が得られた。(1)切欠き材の変形・破壊挙動は衝撃試験でも静的試験でもほぼ等しく、破壊エネルギーは分散強化銅母材の約20%である。しかし引張り試験では、分散強化銅より破断し、分散強化銅の強度が得られた。(2)切欠き試験片で破壊エネルギーが低下する原因は、接合部の欠陥による靱性低下と材料異質性によるひずみ集中である。すなわち分散強化銅はステンレス鋼より変形抵抗が小さいため、分散強化銅部ひずみが集中する。(3)引張り試験では接合部より数mm離れた分散強化銅の変形が大きくなり、分散強化銅の強度が得られる。

SWAT-3改造詳細設計

大音 明洋*; 唐沢 博一*; 青木 俊夫*; 渡部 一郎*; 塩田 達也*; 秋田 晴夫*

PNC TJ9164 96-023, 1167 Pages, 1996/07

PNC-TJ9164-96-023.pdf:23.37MB

蒸気発生器(SG)伝熱管の設計基準水リーク(DBL:Design Basis Leak)評価手法の整備とその妥当性を,水リーク時のナトリウム┼水反応事象を模擬した総合的な試験により確認するため,既説のSWAT-3の改造内容に関し,詳細設計を行い,以下の結果を得た。(1)試験内容・条件の確認平成6年度に設定した試験項目,内容,計装等の試験計画を確認するとともに,試験条件・試験方法の見直しを行った。また,SWAT-3試験装置の構造健全性を確認するために,圧力と温度に着目したNa┼水反応準定常圧解析を実施し,構造健全性上問題ないことを確認した。また,改造SWAT-3を用いた多本数破断試験(BDBL)時の許容注水量及びその時の試験条件を確認した。(2)試験ループの確認主循環系(Na配管),純化系等の対象とする角配管系の設計条件,材質及び寸法設定の根拠を明確にするとともにSWAT-3全体系統図の作成を行った。試験ループの検討では,DBLの妥当性確認試験,接液型ラプチャ試験及び今後のBDBL試験を考慮した試験ループの考え方をまとめ,さらに注水管及び隣接管の注水方法,注水ノズル方向及び伝熱管配列の項目に対する試験方法の見直し検討を実施した。制御特性解析については,放出系の弁開閉に伴う圧力制御特性解析及び水注入系の弁開度,圧力設定条件をパラメータとして注水管・隣接管流量制御特性解析を実施し,良好な制御特性が得られることを確認した。また,音響検出系の検討では,パッシブ法及びアクティブ法の開発にあたって必要となるそれぞれの評価項目に対してSWAT-3試験において実施すべき内容をまとめ,音響検出計試験ケースの検討を実施した。また,パッシブ法及びアクティブ法のデータ採取に対する検出器の具体的設置について検討を実施した。さらに,計測システム構成の検討の結果,システムへの要求事項を満足させる高速ディジタル信号処理システムを採用することが非常に有効であることがわかった。(3)機器等の設計反応容器,配管等について構造解析条件及び耐震解析条件の検討を行い,それに基づき,応力解析及び耐震解析を実施し,構造健全性上問題ないことを確認した。反応容器,水加熱器等の機器について,計装品取付計画,組立手順計画,輸送治具計画及び据付手順計画等の検討を実施した。また,これらの機器・配管の製作に係わる試験検査項目を

燃料棒内酸素センシング技術の開発; 酸素センサーの特性試験

齋藤 順市; 星屋 泰二; 桜井 文雄; 酒井 陽之

JAERI-Tech 96-015, 58 Pages, 1996/03

JAERI-Tech-96-015.pdf:1.66MB

材料試験炉部では、軽水炉等で照射された高燃焼度燃料について、その諸特性をJMTRで再照射しながら把握していくことを目的とした、新しい照射技術の開発を継続して行っている。本報告は、これらの照射技術開発の一環として進めている燃料棒内酸素センシング技術の開発のうち、固体電解質である安定化ジルコニアを用いた酸素センサーの特性試験についてまとめたものである。試験では、参照電極として、Ni/NiO、Cr/CrO及びFe/FeOの粉末を用い、酸素センサーが示す起電力性能とその安定性、センサー寿命等について評価した。その結果、最も安定した起電力を長時間示したジルコニアセンサーの参照極は、Ni/NiO極であることを明らかにした。技術開発の最終目標は、出力急昇時の燃料棒内酸素ポテンシャルの変化を測定することである。