Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
関 昌弘; 小原 祥裕; 多田 栄介; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 51-52, p.941 - 948, 2000/11
被引用回数：1 パーセンタイル：12.1(Nuclear Science & Technology)本論文は、原研がITER工学R&Dとして実施した、ダイバータ,第1壁/ブランケット,真空容器,遠隔保守機器に関する開発の現状を総合的に報告するものである。ダイバータ開発においては、実機大モックアップを試作し、ITER条件の熱負荷を繰り返し加えて耐久性を調べた。その結果、モックアップはITERのパルス繰り返し条件に耐えることが示され、これまでの研究成果は十分にITERに適用可能であることを確認した。第1壁/ブランケットについては、HIP法による一体成型技術を開発し、この方法でプロトタイプモジュールを製作した。1/20セクターの実機大真空容器を製作し、現地溶接試験を行って所定の製作精度が得られることを確認した。遠隔保守機器については4トンのブランケットモジュールを所定の精度で高速に操作することを目標に開発を進め、ビークル型マニピュレータがITER要求を満たす性能を持っていることを確認した。
本間 信之*; 千葉 恭彦*; 棚井 憲治
JNC TN8400 99-049, 94 Pages, 1999/11
本報では、高レベル放射性廃棄物の地層処分の人工バリアを構成する要素の一つであるオーバーパックについて、複合オーバーパックの現有技術での製作可能性を確認するために実規模容器での試作を行った結果を報告するものである。耐食層の材質については、超長期の耐腐食性が期待できる無酸素銅を選択した。複合構造については、耐食層である銅の外容器と、強度部材となる炭素鋼の内容器からなる2重容器構造とした。試作は銅製外容器のみ実施した。無酸素銅およびリン入り無酸素銅を用いて両者の比較を行った。製作方法については、胴部および底部については後方押出し加工による一体成形法とし、蓋部については本体との溶接を電子ビーム溶接法を用いて行うことした。試作後、容器から採取した試験片を用いて各種機械試験を実施し、今回採用した銅製外容器の後方押出し加工による製作方法は、現有技術で十分に対応可能であることを確認した。蓋の溶接部については超音波深傷試験を実施し、電子ビーム溶接の適用性を確認した。またオーバーパック寿命期間中にガラス固化体から発せられる放射線による炭素鋼内容器の脆化の程度を検討した結果、無視できるレベルであることが分かった。最後に今後検討されるべき課題をまとめた。
本間 信之*; 千葉 恭彦*; 棚井 憲治
JNC TN8400 99-048, 85 Pages, 1999/11
本報は、高レベル放射性廃棄物の地層処分における、人工バリアを構成する要素の一つであるオーバーパックについて、構造強度層に炭素鋼を、耐食層にチタンを用いたチタン-炭素鋼複合オーバーパックの、現有技術での製作可能性を確認するために、その設計および実規模大での試作を行った結果を報告するものである。設計に当たっては、一般の原子力施設に適用される基準により必要な耐圧厚さを計算した。また有限要素法による解析を実施して、結果の妥当性を確認した。また、オーバーパック内部に収納するガラス固化体から発せられる放射線の遮へいについて計算し、オーバーパック遮へい機能の必要性を検討した。結果、オーバーパックには輸送基準を満足するために必要な遮へい機能は与えず、別途搬送用機器等で遮へいする方式が合理的であることを示した。以上の検討をもとに実規模大での複合オーバーパックの試作を行った。耐食層の材質については、超長期の耐腐食性が期待できるチタン材のうちASTMGrade-2材を選択した。チタン耐食層の施工は、オーバーパック円筒部と平面部に分けて実施した。円筒部については内層である炭素鋼容器に円筒形に成形したチタンの外層を焼きばめ挿入する方式を採用した。また蓋部、底部などの平面部については、チタン板材の爆発圧着法による被覆方法を採用した。本体と蓋の封入溶接については、電子ビーム溶接とMAG溶接とを組み合わせて実施した。いずれの工程においても不具合等は確認されず、チタン-炭素鋼複合オーバーパックの現有技術での製作可能性が確認できた。最後に今回の試作結果をふまえ今後検討されるべき課題をまとめた。
本間 信之*; 千葉 恭彦*; 棚井 憲治
JNC TN8400 99-047, 54 Pages, 1999/11
本報では、高レベル放射性廃棄物の地層処分の人工バリアを構成する要素のうち、オーバーパックについて、第2次とりまとめにおいて提示した炭素鋼オーバーパックの仕様例に対する設計の考え方を中心に、複合オーバーパックの概念の紹介も含め、設計要件、構造設計、製作性および検査性の観点から検討を行った結果を報告するものである。まず、人工バリアの構成要素としてのオーバーパックに求められる設計要件および設計の前提条件をまとめた。候補となる炭素鋼材料については、一般に鍛鋼、鋳鋼、圧延鋼などが用いられるが、軽水炉の圧力容器等にも使用実績の豊富な鍛鋼を選定した。次に炭素鋼オーバーパックについて、処分後に想定される荷重条件の設定を行い、耐圧厚さを決定した。加えて、腐食量の検討から想定寿命期間中の腐食厚さを求め、さらに、腐食に影響を及ぼす地下水の放射線分解防止のためのガラス固化体からの放射線の遮へいに必要な厚さを検討したうえで、オーバーパックの必要板厚を求め、炭素鋼オーバーパックの仕様例として提示した。板厚は190mmとなり、第1次取りまとめ時(平成3年)に設定した仕様と比較して、30%の低減となった。また、オーバーパックを実際に製作し、操業時の利用に当たり考慮されるべきいくつかの点、すなわちガラス固化体の封入、本体および封入溶接部の検査、ハンドリング機構等について、現状の技術をベースに検討を行い、検討すべき課題の抽出と今後の見通しをまとめた。複合オーバーパックの概念については、炭素鋼オーバーパックとの設計の考え方の相違点を中心に紹介した。最後に、今後のオーバーパックの研究開発において検討されるべき課題およびその見通しをまとめた。
三島 毅; 郡司 保利; 菊野 浩; 岡本 成利; 村上 隆; 佐藤 俊一
JNC TN8410 98-007, 201 Pages, 1998/11
プルトニウム燃料加工施設(以下「Pu-3ATRライン」と言う。)については、平成2年度までに実施してきた設計及びプルトニウム燃料第三開発室FBRラインの運転経験に基づく知見を踏まえて、平成4年度Kら5年度にかけて調整設計を実施し、設備製作発注に備えることとしていた。この調整設計においては、ペレット製造工程設備の処理能力及び性能の向上を図るため、これまでに動燃事業団として実績のない(1)ロータリープレス機、(2)大型バッチ式焼結炉、(3)大型乾式研削設備に着いて試作機による確認試験を実施し、Pu-3ATRライン設備の製作設計に反映する予定としていた。これらの設備については、燃料製造機器試験室に据え付け、平成7年4月のプルトニウム燃料工場技術評価検討会にて承認された「燃料製造機器試験室における試作機による試験計画書」(焼結設備の試験は除く)を基本として、模擬原料及びウラン原料粉末を用いて性能、メンテナンス性及びホールドアップ対策確認等の観点から試験を実施した。なお、焼結設備については、運転上の安全性及びメンテナンス性の観点から試験の中止を技術評価検討会の了承を得たものの、プルトニウム燃料工場燃料製造施設建設室の判断にて可能な範囲で試験を実施した。本報告書は、コールド試験結果と一部実施したウラン試験の結果についてまとめたものであり、大型バッチ式焼結炉については導入が不可能であるものの、ロータリープレス機及び研削設備については、課題は残っているもののMOXを使用した試験により性能を確認した上で導入を図るべきとの結論に至った。
大内 伸夫; 草野 譲一; 赤岡 伸雄*; B.Fechner*; 長谷川 和男; 竹内 末広; 水本 元治; 斎藤 健治*; 野口 修一*; 小野 正明*; et al.
Proc. of 1st Asian Particle Accelerator Conf. (APAC98), p.77 - 79, 1998/11
原研では、中性子科学研究計画用大強度陽子加速器のための超伝導加速空胴の開発をKEKと共同で進めている。その第一段階として、
=0.5単セル空胴を2個試作し、その性能を試験した。空胴の機械加工は、プレス成形、トリム、電子ビーム溶接の工程で行った。機械加工後に、バレル研磨、電解研磨、熱処理、高圧水洗浄からなる表面処理を行い、原研テストスタンドにおいて空胴性能試験を行った。試験では、最大表面電場強度44MV/mを達成し、設計値16MV/mを大幅に上回る良好な結果を得た。また、大気圧荷重及びローレンツ力による共振周波数変化の測定も行い、計算値と一致する結果を得た。
竹内 正行; 大橋 和夫; 藤咲 和彦*; 石橋 祐三; 武田 誠一郎
PNC TN8410 98-060, 74 Pages, 1998/03
(目的)本件は、Tiより耐食性に優れ、かつTi-5Ta、Zr等よりも装置の製作コストが安価な材料を創製することを目的として実施した。(方法)機器材料開発室で行なった耐食性Ti系合金の試作結果に基づき、Tiの耐食性を向上させる元素としてNbを選定した。そしてNbの添加量を変化させたTi-Nb合金を4種類(Ti-3Nb,Ti-5Nb,Ti-10Nb,Ti-20Nb)試作した。試作した合金について機械的強度、熱間加工性、耐食性に関する評価を行なった。(結果)評価結果を以下に示す。(1)いずれのTi-Nb合金も、目標通りの組成に溶製できた。(2)TiにNbを添加することにより機械的強度は強化され、Nb量とともに強化の度合いは高くなる。なお、いずれの合金についても熱間加工性は良好であるといえる。(3)Ti-3NbおよびTi-5Nbの室温での曲げ加工性は良好であった。Ti-10Nbでは1枚は良好な結果であったが、1枚について部分的に肌荒れが観察された。なお、Ti-20Nbはまったく変形せずに破断した。(4)酸回収蒸発缶模擬液中において、Ti-Nb合金の腐食速度はNb添加量とともに低下し、いずれの合金についてもTiより優れた耐食性を示した。Ti-Nb合金の腐食形態は、いずれも全面腐食であった。(5)Ti-Nb合金の優れた耐食性は、表面に生成するTiO2皮膜に起因している。NbはNb2O5として材料表面に濃縮し、TiO2皮膜の保護性を向上させると考えられる。(結論)今回試作した4種類のTi-Nb合金のなかでは、Ti-10NbがTi-5Taより安価で、高い耐食性と良好な加工性を兼ね備えた合金であるといえる。より最適なNb量の決定に際しては、10wt%Nbを中心としてNb量をパラメータとしたTi-Nb合金を試作し、各種評価を実施する必要がある。また、機器材料としたときに要求される溶接性についての検討も必要である。
大内 伸夫; 草野 譲一; 赤岡 伸雄*; 竹内 末広; 長谷川 和男; 水本 元治; 井上 均*; 加古 永治*; 野口 修一*; 小野 正明*; et al.
Development of Large Scale Superconducting Radio Frequency (SRF) Technologies, p.50 - 55, 1998/00
原研では、大強度陽子加速器により駆動される強力核破砕中性子源を核とした中性子科学研究計画を提案している。リニアックの加速エネルギー及び最大平均ビーム電流は、それぞれ1.5GeV、5.3mAであり、0.1GeV以上の高エネルギー領域では超伝導加速器の採用を計画している。このため、超伝導陽子リニアックの設計開発をKEKと共同で進めている。ここで、超伝導空胴は陽子の速度に合わせるため8個のセクションに分割される。空胴の設計においては、RF及び構造解析を行った。また、空胴の開発では、テストスタンドを整備するとともに、=0.5単セル空胴を2台試作し、性能試験を行った。結果は良好で、最大表面電界44MV/m及びQ値3
10
を達成した。これらの値は、設計パラメータを十分に満足するものである。
not registered
PNC TJ1600 97-002, 97 Pages, 1997/03
原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理において、
線のみならず中性子の測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴検出器に比べ低いことから、特に線と中性子が混在する作業環境における中性子線量率や放射線従事者の中性子被曝を測定できる有望な検出器である。しかし、この検出器の作動理論や、その特性については未だ十分解明されていない。本研究では現場の放射線管理への適用に資するために、この過熱液滴型検出器の作動原理の理論解析を行い、更に適応範囲の広い有用な検出器開発のための知見を得ることを目的とする。今年度は、以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の理論解析1.中性子検出感度の計算2.線検出感度の計算(2)過熱液滴型検出器試作法および試作検出器の検討(3)基本特性の測定1.過熱液滴型検出器の温度・圧力依存性2.単一液滴の中性子誘起気化の観測
栗原 良一
Nucl. Eng. Des., 172(3), p.317 - 325, 1997/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所で建設中の高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器はHTTRプラントの中でも重要な機器であり、高温強度特性を有し、非原子力の産業界において多くの実績を有する21/4Cr-1Mo鋼製である。HTTR原子炉圧力容器に使われる実鋼材を製造する前に、実鋼材と同じ方法で先行試作材を製造し、母材及び溶接材の材料強度データを得るために多くの試験を実施した。圧力容器冷却パネルの管が破断し、0.5MPa圧力40
C温度の冷却水が約400Cに熱せられた圧力容器の外壁に飛散した場合を想定し、加圧熱衝撃(PTS)事象による容器壁に生じる応力分布が有限要素法コードを用いて計算できた。本論文は先行試作材の材料試験から得られた試験結果の一部を報告するとともにPTS事象下のHTTR圧力容器の健全性を明らかにするために、軽水炉圧力容器に対して開発された方法により求めた評価結果を報告する。
大内 伸夫; 草野 譲一; 野口 修一*; 斎藤 健治*; 井上 均*; 小野 正明*; 宍戸 寿郎*; 水本 元治; B.Fechner*; 椋木 健*; et al.
Proc. of 22nd Linear Accelerator Meeting in Japan, p.167 - 169, 1997/00
原研では、中性子科学研究計画の一環として超電導陽子加速器の開発をKEKと共同で行っている。その第一ステップとして、(粒子速度と光速との比)~0.5の超伝導単セル空洞の試作及び試験を原研・KEKの双方で行った。原研では、周波数600MHz、=0.5の空洞を試作した。表面処理としてバレル研磨と電解研磨を行い、原研の高圧水洗浄装置で洗浄を行った後に試験を行った。その結果、温度4.2Kで最大表面電界20MV/m、2.1Kで26.6MV/mを達成した。KEKでは、周波数1.3GHz、=0.45の空洞を試作した。表面処理としてバレル研磨、化学研磨、電解研磨を行い、高圧水洗浄後に試験を行った。その結果、温度1.9Kにおいて最大表面電界52.8MV/mを達成した。いずれも、目標値16MV/mを十分に満足している。
大内 伸夫; 草野 譲一; 赤岡 伸雄*; 竹内 末広; B.Fechner*; 長谷川 和男; 水本 元治; 井上 均*; 加古 永治*; 野口 修一*; et al.
Proc. of 8th Workshop on RF Superconductivity, 1, p.22 - 26, 1997/00
原研では、中性子科学研究計画用大強度陽子加速器のための超伝導加速空胴の設計、開発をKEKと共同で進めている。その一環として、空胴試験のためのテストスタンドの整備を行うとともに、=0.5単セルモデル空胴の試作、表面処理を行い、テストスタンドにおいて試験を行った。テストスタンドは、試験用クライオスタット、空胴組立用クリーンルーム、高圧水洗浄装置、熱処理炉で構成される。モデル空胴の試作は、プレス成形、トリム、電子ビーム溶接の工程で行い、バレル研磨、電解研磨、熱処理の表面処理を行った。テストスタンドにおける試験の結果、最大表面電場強度30MV/mを達成し、設計仕様(16MV/m)を上回る良好な結果を得た。このことから、陽子加速器用超伝導空胴製作における電磁気的技術課題をクリアした。
大内 伸夫; 草野 譲一; 赤岡 伸雄*; 竹内 末広; B.Fechner*; 長谷川 和男; 水本 元治; 井上 均*; 加古 永治*; 野口 修一*; et al.
Proc. of 8th Workshop on RF Superconductivity, 1, p.12 - 21, 1997/00
原研では、中性子科学研究計画用の大強度陽子加速器の開発を行っており、高エネルギー部の超伝導加速器の検討及び技術開発をKEKと共同で進めている。その一環として、超伝導加速器システムの概念検討、加速空胴の設計検討、及びモデル空胴の試作・試験を行った。概念検討においては、全体を8セクションに分割し、加速器長、加速モジュールの個数、運転コスト、ビームダイナミックスの評価を行った。加速空胴の設計検討においては、加速モード及び高次モードにおける電磁場解析を行うとともに、空胴の静的・動的な機械的強度の検討を行った。さらに、単セルモデル空胴の試作・試験を行い、良好な結果を得た。このことから、陽子加速器用超伝導空胴の実現性が実証された。
北谷 文人
PNC TN8420 94-003, 21 Pages, 1994/03
化学励起ヨウ素レーザは、1978年に、初めて発振した比較的歴史の新しいレーザである。このレーザの特徴は、純粋な化学反応のみでレーザ出力が得られるために、高効率(高出力なシステムが構築できることおよび、発振波長が、石英ファイバの最低損失波長に近い1.315ミューmであるため、既存の石英ファイバで容易にパワー伝送が可能であることである。このレーザは海外では、主に軍事用のレーザとして開発されているために、工業用レーザとしての研究は、少ない。しかし、現在用いられている工業用レーザと比較して能力的には、遜色ないと考えられる。現在広く用いられているCO/SUB2レーザと比較すれば波長が短い分だけ物質での吸収が大きいために加工などに用いる際には、効率がよく、また、ファイバ伝送が可能であるために原子力での利用のように遠隔操作での利用が主になる分野では、利用価値が大きいと考えられる。しかし、開発の歴史が浅いレーザであるために、実用を考える上では、まだまだ、改善しなければならない要素があり、それらを研究開発するために出力100W級の試作機を試作する。
爲平 浩一; 永井 桂一; 横山 邦彦; 荒 邦章; 林道 寛
PNC TN9420 92-014, 125 Pages, 1992/11
本報告書は、高速増殖原型炉もんじゅ建設所蒸気発生器伝熱管の体積試験に使用する超音波探傷試験装置の開発に関し、昭和55年より59年にかけて実施された試作試験に関するR&D成果についてまとめたものである。当該R&Dは、超音波ビームを電子的に回転走査することで伝熱管の全周全長を内面より漏れなく探傷する、管内挿入マルチアレイ型電子的回転操作式プローブを中心とした試験装置の開発に関するものである。ここではプローブの複合化、プローブ位置検出性能の向上、マルチチャンネル超音波探傷器の構成等に関する検討及び試作試験を実施し、装置単体レベルで所定の機能性能を確保するに至った。実機仕様はここでのR&D成果をベースとして定めたものであり、本成果のまとめは実機全体システムを構築する上での指針となるものである。
中村 博雄; 清水 正亜; 山本 正弘; 高津 英幸
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(1), p.81 - 91, 1988/01
本報告では、JT-60のモリブデン(Mo)第1壁の選定に関連した研究開発(R&D)について述べた。JT-60のパラメータは、B
=4.5T、放電時間=5~10s、追加熱パワー20~30Mwであり、従来装置に比較して厳しい。そのため、材料・熱・強度・真空特性についてR&Dを行なった。まず、高融点金属材としてMoを、低原子番号材として熱分解黒鉛(PyG)とSiC被覆黒鉛を候補材として選択した。これらについて、実機形状第1壁の試作を行ない、加工性・製作性・接触熱抵抗等についてのデータを得た。Moについては、スパッタ比軽減効果のあるハニカム形状第1壁の試作を行なった。次に、Mo,PyG,SiC/C,Moハニカムについて、電子ビーム加熱試験を行なった。以上のR&Dから、JT-60の第1壁材としての総合評価を行ない、熱衝撃特性・放出ガス特性の優れているMoを選定した。PyGおよびSiC/Cは低原子番号材としての将来性を含んでおり、今後、データベースの蓄積が必要である。
福島 弘之; 伊藤 幹生*; 白数 廣*
分光研究, 35(4), p.309 - 321, 1986/00
ウランの同位体スペクトル線を充分に分離して、測定精度向上を目的として、ファブリ・ペロー干渉計の自動平行調整法を開発し、それをタンデム配列した高分解能分光計を試作した。632.8nmのHe-Neレーザー光を鏡面間隔測長の波長基準として用い、さらにまたその干渉縞をサンプルゲート動作信号として、サンプリング法によるフィードバックを行なう。これにより、鏡面間隔の任意設定を容易にし、2台の干渉計の同期走査を可能にした。2台の干渉計の平行度の誤差範囲はそれぞれ
/580と/520で非常に高い安定性が得られた。尖鋭なスペクトル線と高いSN比が得られ、そして再現性の向上が見られている。
柴田 猛順; 松田 慎三郎
真空, 24(3), p.130 - 135, 1981/00
JT-60用中性粒子入射装置の主排気ポンプであるクライオポンプについての原研での研究開発についてまとめたものである。 同ポンプを開発するために原研では12,000l/s、60,000l/sの排気速度を持つクライオポンプを試作開発して種々の特性を調べJT-60用中性粒子入射装置の設計試料とした。 この解説ではこれらの試作開発の結果とJT-60用中性粒子入射装置のクライオポンプの設計について述べる。
放射線検出器の試作中谷 秀夫*; 阪井 英次; 片桐 政樹
JAERI-M 8478, 133 Pages, 1979/10
我が国で始めてHgI検出器の
、、X線パルスを観測した。市販のHgI特級試薬(純度99.2~99.8%)を真空封じしたパイレックス管を2温度領域の電気炉中で蒸気輸送させる簡単な方法で数mm角1mm厚程度の多数の結晶を作り、アカダックを塗布して電極を作りHgI検出器の
Amからの線、・X線に対するパルス波高分布を測定した。最も良い検出器は59.5keV線に対してエネルギー分解能4.9keVを示したが、良いエネルギー分解能を示す検出器の製作は困難であった。正孔の電荷収集特性は電子のそれに比べて極めて悪いこと、透明度が良く壁開性の良い結晶が良い検出器特性を示すこと、市販のHgI特級試薬は蒸気輸送を行うと固化した灰色の残留物を残すこと、検出器へのHumiseal塗布は耐高電圧特性、長期安定性、エネルギー分解能を改善すること、HgI検出器の電子・正孔対当りの平均エネルギーはほぼ4.2eVであること、50C、25C、0Cと検出器の温度を下げるとエネルギー分解能が改善された。
根本 傳次郎; 川上 弘紀; 小金澤 卓; 佐藤 貢; 宮坂 靖彦
JAERI-M 8137, 113 Pages, 1979/03
研究用原子炉JRR-2は、1975年に炉体の改修を実施した。改修に付随して、故障の多かった制御棒装置を、改良型制御棒装置に全数更新した。主な変更点は、制御棒駆動用のラックピニオン方式をポールねじ方式とし、水平駆動軸を炉頂に移したことである。電磁石、ON-MG検出器、カールコード等の主要な部品は、放射線照射、摩耗、熱サイクル等の試験及び試作試験によって確証を得て製作した。1973年に実機の試作試験を行ない、模擬使用条件下における1,000回以上のスクラム試験を実施し、問題点を摘出し本製作に反映した。1975年11月の改修炉心における臨界試験に成功し、その後の特性試験によって、本装置の性能は、旧制御棒と同等であると確認した。改修後35サイクル、10,000時間以上の運転実績から、十分満足できる結果であり、計画、試作試験をはじめとする各種の試験及び運転結果を整理した本報は、制御棒装置の設計製作の記録として十分な意味をもつものと考える。
