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廣木 成治; P.Ladd*; K.Shaubel*; G.Janeschitz*; R.A.Marrs*
Fusion Engineering and Design, 46(1), p.11 - 26, 1999/00
被引用回数：6 パーセンタイル：44.17(Nuclear Science & Technology)ITERの真空洩れ探知装置は、クライオポンプと粗引きポンプで構成される真空排気装置の一部として設計され、巨大なトーラス真空容器(~4600m
)やそれを収納するクライオスタットのほかに種々の付帯装置や設備の真空洩れを探知し、洩れの大きさや場所を探知する役割を担っている。同洩れ探知装置は、被試験容器に合わせて数種類の仕様の残留ガス分析計と質量分析計型ヘリウム洩れ探知器で構成されており、トーラス容器(許容洩れ量1
10
Pa・m/s)とクライオスタット(同110
Pa・m/s、ただし運転前)において、110
Pa・m/sのヘリウム洩れ量を約90秒以内に検出するには、ヘリウムのバックグラウンドを110
Pa・m/s以下にする必要がある。また、トーラス容器内水冷機器の水洩れ箇所を探知するため、冷却水にトレーサー物質を溶け込ませ、洩れの箇所を通して真空中に流入するトレーサーを残留ガス分析計で検出する新しい方法を提案している。
岡 潔; 中平 昌隆; 田口 浩*; 伊藤 彰*
J. Robot. Mechatron., 10(2), p.110 - 115, 1998/00
国際熱核融合実験炉(ITER)では、ブランケット等の炉内機器を保守・交換する際、それらに付属する冷却配管の切断及び溶接を行う必要がある。溶接部については健全性評価のための溶接部検査が要求され、遮蔽及び空間的制約条件から管内側から行う必要がある。このため、配管内を自走し、母管及び枝管溶接部の非破壊検査及びリーク検査を行うツールの開発を進めてきた。本件では、これらのツールの開発状況について報告する。
小泉 興一; 中平 昌隆; 渋井 正直*; 高津 英幸; 多田 栄介
JAERI-Tech 96-048, 73 Pages, 1996/11
核融合実験炉の第一壁は、高熱負荷と粒子負荷により破損を被る可能性が極めて高く、破損時には容易に交換可能であることが要求される。この要求を満足するため重量物であるブランケット本体から機械的に分離し、独立冷却を行う第一壁を提案した。本提案の第一壁は、プラズマ対向部に金属金網を挟みこんだ薄肉二重壁構造を採用し、リークの発生を未然に防止するフェイル・セーフ機能を実現し、0.3MW/m
以上の表面熱負荷と核発熱に対する除熱性能、並びに2MPaの面外方向電磁力に対する機械的強度を満足する信頼性の高い設計とした。小型パネル構造(~350kg/パネル)を有する本案の第一壁は、保守時間の短縮、放射性廃棄物の最小化等の利点も有している。本報告は、分離第一壁の本体構造、冷却、支持方式、熱構造解析と小型モックアップ試験による製作性とリーク検出特性評価試験の成果をとりまとめたものである。
村上 義夫
フィジクス, 7(8), p.528 - 531, 1986/08
核融合装置は原子力分野では初めての本格的な真空装置であるが、高温プラズマを取扱うことや装置の大型化のために真空科学技術に新たな課題を投げ掛けている。ここでは、これらに関連して、プラズマ-壁相互作用、大型装置のための真空技術、漏れ探し、真空排気系のそれぞれについての課題を述べる。
村上 義夫; 下村 安夫; 阿部 哲也; 小原 建治郎
J.Vac.Sci.Tecnol.,A, 2(4), p.1589 - 1592, 1984/00
大型真空容器の微小な洩れを探す目的で使用されるヘリウムスニッファ法の改良について述べる。ヘリウムスニッファ法は従来実用感度が低いとされていたが、プローブノズルからの空気の吸入量を1Torr・l/S程度まで増加させることにより10
Torr・l/Sの微小な洩れも検知できるようになった。新しいヘリウムスニッファ法の装置構成の特徴は、プローブノズルとヘリウムリークディテクタの中間に内径0.6mm、長さ10mのフレキシブルなステンレス鋼製毛細管とモレキュウラーシーブスを用いたソープションポンプ(77K)を直列に挿入したことである。長い毛細管の採用は洩れ探しの作業性をよくすることと空気吸入量を一定に保ち気体を短時間(5秒以内)に輸送するために有効である。またソープションポンプではノズルから吸入したヘリウム、ネオン、水素を除く空気の成分の99%以上が吸着排気される。大気中に存在する約5ppmのヘリウムの影響を回避する方法についても工夫した。
村上 義夫; 中村 和幸; 阿部 哲也; 小泉 建治郎*
JAERI-M 8513, 40 Pages, 1979/10
国際トカマク炉(INTOR)の概念設計に必要な真空技術に関するデータベースについて調査検討を行うとともに、INTOR-Jの主要な真空パラメータの評価を行った。本報告では、トーラス真空容器とその排気系について記述されており、真空壁の位置、真空ポンプの選定、採りうる最大排気速度、真空壁の清浄化などについて検討されている。特にクライオポンプによるヘリウム排気の問題点や再生の頻度、トリチウムインベントリーについて詳しく評価してある。真空系に及ぼす放射線の影響や遠隔操作による洩れ検知法についても調査した。
石渡 名澄
JAERI-M 5440, 13 Pages, 1973/10
BWRプラントにおいては、使用中の燃料体よりのFP漏洩を最終的に確認するため、プール水中で検査対象の燃料体を封入容器内に一定時間密封し、その封入容器内の水相に放出された放射性ヨウ素を測定している。筆者は測定対象のFPとして放射性Csを併せて取り上げるならばFP漏洩の判定の確度をより向上できると考え、このような試料系中の放射性Csの分離のために塩化白金酸を適用する方法を検討した。確立し得た方法の概要をつぎに記す。 採取した試水を炉過処理し、塩酸およびCs担体を加えてから蒸発操作によりその体積を縮小する。試料溶液中に10mg以上のUを含む場合には、TBP-CHCL
抽出によりUを除去する。Fe、Ce、Zrの水酸化物によりスカベンジングしたのちに塩化白金酸を加え、pH約10において塩化白金酸セシウムの沈殿を生成させる。塩化白金酸セシウムから調製した試料の
スペクトルにより放射性Csを測定する。
