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麻生 智一; 達本 衡輝*; 大都 起一*; 川上 善彦*; 小守 慎司*; 武藤 秀生*; 高田 弘
JAEA-Technology 2019-013, 77 Pages, 2019/09
JAEA-Technology-2019-013.pdf:5.59MB
大強度陽子加速器施設(J-PARC)物質・生命科学実験施設において1MWの陽子ビームで駆動する核破砕中性子源では、水銀ターゲットで発生した高速中性子を冷中性子に冷却するために、液体水素(1.5MPa, 20K以下)を3基のモデレータに供給し、そこで発生する核発熱(3.8kW)を強制方式で冷却する低温水素システムを備えている。この低温水素システムでは、核発熱に伴う系内の圧力変動を低減するためにベローズ構造で圧力を吸収するアキュムレータを採用していることが特徴である。しかしながら、初期に使用したベローズで不具合が生じたため、高耐圧, 長寿命のアキュムレータが必要となった。厚肉プレートによる高耐圧性を有する溶接ベローズ(内ベローズ)の要素技術開発を行い、最適条件を見出すことができた。内ベローズの試作機を製作し、2MPaの圧力印加を繰り返す耐久試験により、設計寿命(1万回以上)を満たすことを確認した。また、その製作法による内ベローズを導入したアキュムレータの組立時、溶接歪等によって内ベローズの機能性や寿命に影響しないように、水平・垂直度を0.1
以内に抑えた。改良したアキュムレータは既に約25,000時間(繰り返し伸縮約16,000回(運転中40mm伸縮の設計寿命は50万回))の運転を実現できており、2019年1月現在、500kWビーム出力で運転中である。2018年7月には932kWビーム入射した運転を行い、アキュムレータの圧力変動抑制機能が設計どおりの性能を有することを確認し、今後の高出力において安定運転ができる見通しを得た。
麻生 智一; 勅使河原 誠; 長谷川 勝一; 武藤 秀生; 青柳 克弘; 野村 一隆; 高田 弘
Journal of Physics; Conference Series, 1021(1), p.012085_1 - 012085_4, 2018/06
At J-PARC's pulsed spallation neutron source, a cryogenic hydrogen system has been operated to provide liquid para-hydrogen (20K and 1.5 MPa) to the moderators since 2008. Typical operating period of the cryogenic hydrogen system was approximately 3 months continuously. However, the pressure differences between No.1, No.2 heat exchangers (HXs) and an adsorber (ADS) in the helium refrigerator had begun to increase rapidly since the beginning of 2015, the refrigerator could not be operated continuously. The impurity in the refrigerator was measured by newly introduced quadrat mass spectrometer, but no significant impurities was observed. We suspected the oil contamination from the helium compressor, as it caused performance degradation of the cryogenic system in other facilities, such as RIKEN, CERN, etc. In the summer outage in 2016, we cleaned the HXs with Freon to remove the oil contamination, and replaced the activate charcoals of ADS and oil separator (OS-5). As a result, the performance of the helium refrigerator was recovered completely.
高田 弘; 羽賀 勝洋; 勅使河原 誠; 麻生 智一; 明午 伸一郎; 粉川 広行; 直江 崇; 涌井 隆; 大井 元貴; 原田 正英; et al.
Quantum Beam Science (Internet), 1(2), p.8_1 - 8_26, 2017/09
大強度陽子加速器施設(J-PARC)の物質・生命科学実験施設では、パルス核破砕中性子源から高強度かつ狭いバルス幅の中性子を供給し、多様な中性子科学研究の推進に役立てている。この核破砕中性子源の構成機器は、エネルギー3GeV、繰り返し25Hz、強度1MWという世界最高クラスの強度の陽子ビームで駆動されルことを前提に設計されており、水銀ターゲットと3種類の液体パラ水素モデレータがその中枢の機器である。目標とする1MWの陽子ビームによる運転に向けて、まだ途上段階にあるが、本報告では、この核破砕中性子源のターゲット・モデレータ・反射体システムの特色ある性能について解説する。
戸澤 一清*; 桐山 幸治*; 三井 隆也; 塩飽 秀啓; 原見 太幹
JAERI-Tech 2004-041, 27 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-041.pdf:5.11MB
大型放射光施設SPring-8原研ビームラインBL11XUの分光結晶として、水冷ダイヤモンド結晶に換わり液体窒素冷却Si結晶を導入した。BL11XUでは6keVから70keVまでの広範囲のX線エネルギーを利用するために、Si(111)及びSi(311)の2個の結晶面を入射X線に垂直な水平軸(X軸)駆動ステージにより切り替えることのできるシステムを開発した。まず、結晶ホルダの組立などにより結晶に発生する歪みを見積もるために、結晶ホルダに結晶を組み込んだ状態における結晶性の評価をオフラインで行った。MoK
線を用い二結晶平行配置で両結晶面の第二結晶についてX線の結晶面における入射位置を変化させてロッキングカーブ測定を行った。得られたロッキングカーブの半値幅はいずれもX線の入射位置に依存せず一様で、理論値とほぼ同等であり、結晶性が良いことがわかった。BL11XUにおいてアンジュレータ放射光を用いて強度測定及びロッキングカーブ測定を行った。その結果、いずれの結晶面もX線強度が増加し、熱負荷による影響が見られず、冷却性能も良好であることがわかった。
峰原 英介; 羽島 良一; 沢村 勝; 永井 良治; 菊澤 信宏; 西森 信行
Proceedings of 28th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.31 - 32, 2003/08
原研超伝導リニアック駆動自由電子レーザー施設及び研究開発の現状について報告する。半永久的に連続無停止運転が唯一可能な原研FELの超伝導加速器のための冷凍機運転状況,大型から超小型の産業用高出力FEL,次世代光源として急速に開発が進展しているERL放射光源の概念設計,要素検討研究,大規模産業応用等について概略報告する。
桐山 幸治*; 塩飽 秀啓; 戸澤 一清*
JAERI-Tech 2003-061, 21 Pages, 2003/07
JAERI-Tech-2003-061.pdf:3.25MB
X線の質及び強度を向上させるために、BL11XUでは液体窒素冷却したシリコン分光結晶(Si(111)とSi(311))を導入した。その分光結晶の冷却には内部循環方式の液体窒素循環冷却装置を採用した。この液体窒素冷却シリコン結晶を導入した後に放射光利用実験を円滑に進めるためには、液体窒素温度付近まで分光結晶を、安全かつ短時間に冷却することが望まれている。しかし、これまでは簡便な取り扱い説明書しか無く、立ち上げ手順や操作手順が系統的にまとめられていないために、必ずしも効率の良い作業ができるとはいえなかった。そこで今回、BL11XUで使用するために液体窒素循環冷却装置の取り扱い上のノウハウを含む系統的な手順書としてまとめた。その結果、装置本体の立ち上げを間違いなく確実に行うことができるようになり、速やかな装置立ち上げが可能となった。
河野 勝己; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 原 英治*; 加藤 崇; CSモデル・コイル実験グループ
低温工学, 36(6), p.381 - 388, 2001/06
CSモデルコイル及びCSインサートコイルの実験において、遮断試験(交流損失測定),分流開始温度試験,誘導加熱による安定性試験,バルス試験及びクエンチ特性試験を行い、その中でコイルを人為的にクエンチさせた。そこで、クエンチによる圧力上昇,温度上昇を計測し、特にこれらの冷凍機に対する影響を観測した。それらの過渡的な攪乱に対し、冷凍機を停止させることなく安定に制御する方法を開始した。その結果を報告するものである。
河野 勝己; 加藤 崇; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 檜山 忠雄; 西田 和彦*; 本田 忠明*; 関口 修一*; 大都 起一*; 安藤 守*; et al.
Proc. of 16th Int. Cryogenic Engineering Conf. /Int. Cryogenic Materials Conf., 0, 4 Pages, 1996/00
ITER共通試験用ヘリウム冷凍機と試験コイルを冷却し、各種試験を行うための連絡配管と、試験コイルR&D用装置と上記冷凍機を直結し、各種試験を行う連絡配管を設計・製作した。これらの配管の設計と性能試験について発表する。
加藤 崇
平成4年度冷凍部会年間講演集, 0, p.25 - 30, 1993/00
核融合炉では、核融合炉の運転モードに対応して冷凍負荷が大幅に変動し、また、運転モード変更時には非定常操作が必要とされるため、冷凍負荷変動や非定常操作に追従できる運転制御が要求される。このような核融合炉用ヘリウム冷凍システムについて、運転モードと運転方法を紹介し、その問題と課題を検討した。
加藤 崇; 多田 栄介; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 川越 英司*; 石田 秀昭*; 吉田 純*; 上谷内 洋一*; 島本 進
Fusion Technology 1990, p.1535 - 1539, 1991/00
原研では、核融合実験炉用冷凍システムの設計を進め、合わせて、本システムに必要とされる冷凍機器の開発も行っている。本冷凍システムは、約100kW程の冷凍能力が必要とされ、これを賄う為に、夫々の能力が30kWの冷凍システム4ユニットにて構成する。また、超臨界圧ヘリウムを冷凍する超電導コイルの冷却には、極低温ヘリウムポンプを用いた冷却システムを採用した。冷凍機器開発として、10kW級膨張タービン及び、600g/s級極低温ヘリウムポンプの開発を行なった。これらの開発結果は、30kW級冷凍システム開発における技術ベースを与えるに充分のものであっ。
奥野 健二; 榎枝 幹男; 井手 隆裕*; 福井 裕*; 吉田 浩; 成瀬 雄二; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*; Sherman, R. H.*; R.V.Carlson*; et al.
JAERI-M 90-028, 73 Pages, 1990/02
本報告書は、日米協力Annex IVに基づいて1988年7月に米国ロスアラモス国立研究所のトリチウム試験施設(TSTA)において実施されたTSTA共同ループ試験の結果をまとめたものである。本共同ループ試験の主要目的は、DOEによる技術安全審査委員会(TSA)に対してTSTAシステムの安全性を示すことにあった。試験は安全かつ成功裏に終了した。また、本試験において多くの技術的成果も得られた。特に、水素同位体分離システムの制御およびその分離特性に及ぼすヘリウムの影響に関しては重要な知見が得られた。
木下 正弘; 吉田 浩; 竹下 英文
Fusion Technology, 10, p.462 - 473, 1986/00
トリチウム増殖ブランケットシステムにおいて必要とされている、ヘリウムパージガスへのH
またはD添加が、水素同位体分離システム(ISS)にいかなる影響を及ぼすかについて、FERの設計条件下において解析した。上記の添加によって、燃料給排気系におけるISS(塔数2,T-インベントリー約70g、所要冷凍能力110W)以外に、ブランケットシステム用に別のISSが必要となる。必要なISSの規模は、H添加を用いる場合の方が、D添加を用いる場合よりもはるかに小さくて済む。H添加によってトリチウム濃度が100倍に希釈されるとき、塔数、T-インベントリー、所要冷凍能力は各々2、8g、65Wとなり、1000倍に希釈されるときは、各々3、12g、630Wとなる。この結果から考えると、上記1000倍希釈までのH添加なら、ISSにおいて特に深刻な問題は生じない。、
加藤 崇; 神谷 祥二*; 多田 栄介; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 島本 進
Transactions of the American Nuclear Society, 52, p.313 - 314, 1986/00
抄録なし
木下 正弘
JAERI-M 84-160, 105 Pages, 1984/08
深冷蒸留法は、多くの場合に適用できる。フィードの条件、塔カスケード構成、入出力条件は、各場合によって大きく異なる。核融合炉の燃料給排気システムにおいては、フィードの組成は操作中にかなり変動する可能性がある。環境へのトリチウム放出量に対する規制は、フィードの条件が大きく変動しても、厳しい出力条件を満たした長期的な操作が行えるようにするという目標を達成するためには、系統的な研究が不可欠となる。本報は、著者の現在までの研究を批評的にレビューしたものである。対象となるテーマは、シュミレーション手法の開発、フィードバック流れを持つH-T分離塔の特性、動特性及び制御に関する解析、1つの新しいカスケードの提案、ヘリウムが塔特性に及ぼす影響、塔カスケードのスタートアップに関する解析、及びHETPの操作条件への依存性に関する実験的研究である。
吉田 浩; 小西 哲之; 成瀬 雄二
Nucl.Technol./Fusion, 3, p.471 - 484, 1983/00
D-T核融合炉の燃料循環系を対象としたパラジウム拡散器およびこれを用いた燃料精製システムを設計した。パラジウム合金膜法の適用性は、筆者らの既往研究に基づいて検討した。パラジウム拡散器の操作条件は実験により決定し、その形状・大きさはコンピュータ計算に基づいて設定した。精製システムの設計は、Los Alamos National LaboratoryのTritium Systems Test Assembly(TSTA)における、供給ガス条件に従った。本システムの必要機器は、パラジウム拡散器、触媒酸化反応器、低温トラップ、亜鉛ベッド、真空ポンプなどであり、システム構成および操作条件においていくつかの利点が挙げられる。
麻生 智一; 勅使河原 誠; 長谷川 勝一; 武藤 秀生*; 青柳 克弘*; 高田 弘
no journal, ,
Since January 2015, a pressure drop gradually increased between heat exchangers and an adsorber (ADS) in the helium refrigerator of the cryogenic hydrogen system every operation. To investigate the cause of the performance degradation, impurities accumulated in helium gas was measured. However, no significant amount of impurities was observed. By cleaning inside of the heat exchangers and replacing ADS with new one, the refrigerator performance could be restored. As a result of dismantling the replaced ADS, we found that oil was locally accumulated in membranous form onto the felt at the helium entrance side. This might cause the pressure drop because the frozen oil during cooling down obstructed helium flow. There are still some doubtful relation between the pressure drop and the performance degradation at the heat exchanger. We are still making effort to investigate the cause.
