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報告書

日本原子力研究開発機構における2020年度新原子力規制検査制度に対応するための新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入

曽野 浩樹; 助川 和弘; 野村 紀男; 奥田 英一; 保全計画検討チーム; 品質管理検討チーム; 検査制度見直し等検討会

JAEA-Technology 2020-013, 460 Pages, 2020/11

JAEA-Technology-2020-013.pdf:13.46MB

2020年4月1日施行の原子炉等規制法及び関係法令に基づき行われる新しい原子力規制検査制度(新検査制度)の導入準備として、日本原子力研究開発機構(原子力機構)所管の新検査制度対象7事業施設(研究開発段階発電用原子炉施設,再処理施設,加工施設,廃棄物管理施設,廃棄物埋設施設,試験研究用原子炉施設及び核燃料物質使用施設)を対象に、それら施設の多様性,特殊性及び類似性を考慮しつつ、原子力規制検査に対応するための運用ガイド6種「保全文書ガイド」,「独立検査ガイド」,「溶接検査ガイド」,「フリーアクセス対応ガイド」,「PI設定評価ガイド」及び「CAP対応ガイド」を策定した。また、新検査制度下での品質マネジメントシステム及び保安規定の改定案を検討し、原子力機構内で典型的な規定類のひな形として取りまとめ、新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入を完了した。規制当局及び事業者ともに新検査制度の運用に係る細部の調整は、新検査制度本運用後(2020年4月以降)も継続していることから、今後の本運用の実施状況とその調整結果を踏まえ継続的・段階的に改善していくこととする。

報告書

Development of pipe welding, cutting & inspection tools for the ITER blanket

岡 潔; 伊藤 彰*; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 高橋 弘行*; 多田 栄介

JAERI-Tech 99-048, 222 Pages, 1999/07

JAERI-Tech-99-048.pdf:24.01MB

核融合実験炉において、ブランケットを交換・保守する際、それらに付属する冷却配管をあらかじめ切断し、撤去を行い、その後、新しいブランケットを設置し、冷却配管を再溶接する作業が必要である。また、溶接後は溶接部の健全性評価のための検査が必要である。これら一連の作業は、遮蔽領域の確保と狭小なポートからのアクセスという観点から、新しい作業概念の適用が要求されている。本報告では、これまでに開発を行ってきた枝管用溶接・切断装置について報告するとともに、ブランケットの冷却配管保守に関して、母管用の溶接・切断装置の開発、枝管用非破壊検査装置の開発、枝管用リーク試験装置の開発、溶接・切断・観察を行うことが可能な複合型光ファイバの開発を、併せて報告する。

論文

Development of bore tools for pipe inspection

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。

論文

遠隔保守用ツール及び機器の開発

中平 昌隆; 岡 潔; 田口 浩*; 伊藤 彰*; 深津 誠一*; 小田 泰嗣*; 梶浦 宗次*; 山崎 誠一郎*; 青山 和夫*

プラズマ・核融合学会誌, 73(1), p.54 - 68, 1997/01

核融合炉炉内機器の遠隔保守では、ブランケット・モジュール及びダイバータ・カセットの保守・交換に伴い、厚板及び冷却配管の溶接、切断及び溶接部検査、炉内機器及び遠隔機器輸送時の放射化物飛散を防止するための二重シール扉などが要求され、遠隔操作に対応したこれらのツール/機器の開発が急務である。本件は、国際熱核融合実験炉(ITER)におけるダイバータ及びブランケット等の炉内機器の保守に関して、主に日本ホームチームが分担して設計・開発を進めてきたこれらの遠隔保守ツール/機器の現状と今後の計画について述べる。

論文

Development of an in-service inspection technique for the intermediate heat exchanger tubes of the High-Temperature Engineering Test Reactor

稲垣 嘉之; 宮本 喜晟; 中島 玉雄*; 上妻 強志*; 東海林 一*

Nuclear Technology, 104, p.106 - 117, 1993/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:30.44(Nuclear Science & Technology)

HTTR中間熱交換器(IHX)伝熱管の供用期間中検査用の渦流探傷検出器と検出器挿入装置の開発を行い、その性能試験を実施した。検出器の検出特性は、模擬欠陥を設けたハステロイXR製の試験片を用いて調べており、模擬欠陥は軽水炉蒸気発生器伝熱管のASME Code基準を参考に製作した。試験の結果、伝熱管母材部ではASME基準を満足しており、さらに$$phi$$0.5mmの貫通穴及び0.5mm幅の溝等の小さな欠陥も検出可能であることを確認した。また、報告例の希な溶接継手部についても検出特性を明らかにし、多重周波数法により計測可能であることを確認した。試作した検出器挿入装置は、モックアップモデルの高温ヘッド内に据え付け、作動性能を確認するとともに、伝熱管内での検出器の移動挙動を解明した。

論文

HTTR中間熱交換器伝熱管用渦流探傷プローブの特性試験

稲垣 嘉之; 宮本 喜晟; 中島 玉雄*; 上妻 強志*

日本原子力学会誌, 35(3), p.227 - 236, 1993/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

HTTR中間熱交換器(IHX)伝熱管の供用期間中検査(ISI)は、渦流探傷法(ECT)により実施する計画である。ECT検出器の特性を確認するためにIHX伝熱管と同素材(ハステロイXR)、同寸法の試験片を用いて欠陥検出試験を実施した。人工欠陥は、IHXにとって安全側となるASME Code軽水炉の蒸気発生器伝熱管の欠陥指標を参考にした。試験の結果、伝熱管母材部ではASME Codeの基準を十分満足しており、更に$$phi$$0.5mmの貫通穴及び幅0.5mmの溝等の小さな欠陥も検出可能であることを確認した。溶接部では、伝熱管内面の溶接金属部がノイズの原因となるが、多重周波数法により、そのノイズを除去することが可能であった。しかし、検出性能は低下した。

報告書

HTTR中間熱交換器伝熱管の供用期間中検査機器の性能試験

稲垣 嘉之; 宮本 喜晟; 加藤 潔*; 中島 玉雄*; 上妻 強志*; 東海林 一*

JAERI-M 92-151, 49 Pages, 1992/10

JAERI-M-92-151.pdf:1.57MB

HTTR中間熱交換器(IHX)伝熱管の供用期間中検査用の渦流探傷検出器と検出器挿入装置の性能試験を行った。検出器の検出特性は、模擬欠陥を設けたハステロイXR製の試験片を用いて調べており、模擬欠陥は軽水炉蒸気発生器伝熱管のASME Code基準を参考に製作した。試験の結果、伝熱管母材部ではASME Code基準を満足しており、さらに$$phi$$0.5mm貫通穴及び0.5mm幅の溝等の小さな欠陥も検出可能であった。伝熱管支持構造部や溶接継手部については、多重周期数法によりノイズの除去が可能であったが、検出性能は低下した。試作した検出器挿入装置は、モックアップモデルの高温ヘッダ内に安定して据え付けられ、支障なく検出器の挿入・引抜きが可能であった。伝熱管内における検出器の移動挙動については、ケーブルのたわみが移動速度のばらつきや検出器位置の測定誤差の原因になることを確認した。

口頭

核破砕中性子源の水銀ターゲット容器の溶接部に対する超音波検査技術

涌井 隆; 若井 栄一; 直江 崇; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 高田 弘

no journal, , 

J-PARCの核破砕中性子源の水銀ターゲット容器(幅1.3m、長さ2.5m)は、水銀容器と二重壁構造を持つ保護容器からなる薄肉(最小厚さ3mm)の多重容器構造で、溶接組立による複雑な構造を持つので、溶接部の検査が重要である。溶接検査の精度を向上することを目的として、新たなフェーズドアレイ超音波法の適用性を検討した。長さ約1mmの欠陥を有する厚さ3mmの薄肉試料を用いた試験を行い、計測誤差は7%程度であることを測定した。また、長さ0.5mmの欠陥を有する薄肉試料のシミュレーションにおいて、センサの周波数の増加につれて、超音波エコー画像における欠陥の輪郭が明確になり、測定精度の向上が見込まれる。

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