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岡田 祐次; 馬籠 博克; 松井 義典
JAEA-Technology 2022-014, 113 Pages, 2022/09
JAEA-Technology-2022-014.pdf:15.79MB
JMTR(材料試験炉: Japan Materials Testing Reactor)では、2008年
2013年の約5年をかけて材料照射試験装置を整備した。材料照射試験装置は、IASCC(照射誘起応力腐食割れ: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)評価研究に供するための装置である。この装置は主に炉内照射するキャプセルに軽水炉環境を模擬した高温高圧水を供給するための水環境調整装置や照射下においてキャプセル内で亀裂進展試験を行うための荷重制御装置等から構成されている。荷重制御装置は、コンパクトテンション(CT: Compact Tension)試験片に荷重負荷を与え、亀裂進展試験を行うための装置である。このCT試験片に荷重を負荷させる原理は、水環境調整装置を用いたキャプセル内の高温高圧水とその中に装荷される荷重負荷ユニットのベローズ内に供給するヘリウムボンベの荷重制御ガス圧力の圧力差でCT試験片に荷重をかけるものである。2013年にこの材料照射試験装置の調整運転を実施した。その際、ロードセル付荷重負荷ユニットを装填した試験容器を用いて、荷重制御装置の差圧と荷重の相関試験も実施した。この相関試験(最大負荷時差圧と最小負荷時差圧を往復する周期的な荷重負荷試験)において、荷重制御装置の配管抵抗性能による圧力変化速度の違いから、負荷時と除荷時の荷重変化速度が異なるという課題等が抽出され、この課題について2014年2015年にかけて改良を実施し、改良後の性能試験を実施して課題等が解決したことを確認した。本報告書では、材料照射試験装置の概要、2013年に実施した荷重測定試験で確認された課題等の抽出及び2014年2015年にかけて実施した課題解決のための荷重制御装置の改良並びに改良後の性能試験・操作手順についてまとめたものである。
西村 嵐; 岡田 祐次; 菅谷 直人; 園部 博; 木村 伸明; 木村 明博; 塙 善雄; 根本 浩喜
JAEA-Technology 2021-003, 51 Pages, 2021/05
JAEA-Technology-2021-003.pdf:5.55MB
材料試験炉(JMTR)では、平成26年度に液体廃棄物の廃棄設備であるタンクヤードにおいて、廃液配管及び廃液タンクからの放射性廃液の漏えい事象が発生した。本事象に対応するため、平成28年に設計及び工事の方法の認可(設工認)を取得し、平成28年から令和元年にかけてタンクヤード内の廃液タンク,廃液配管,主要弁等の取替工事を行った。取替工事において、廃液タンク及び廃液配管は、試験研究用原子炉施設に関する構造等の技術基準(試験炉技術基準)に基づき、それぞれ、第4種容器,第4種管として製作することが可能であったが、廃液系統の構成に必要となるボール弁,玉形弁及び逆止弁(主要弁)は試験炉技術基準において機器区分外であった。このため、主要弁の製作にあたっては、準用する基準及び検査を設定する必要があった。当該主要弁の製作にあたって準用する基準は、発電用原子炉施設の工事計画に係る手続きガイドから発電用原子力設備規格設計・建設規格(JSMESNC1-2012)のクラス3を設定した。準用する検査は、製作にあたって準用する基準JSMESNC1-2012のクラス3から、原子力発電所用バルブの検査を設定した。主要弁の準用する基準及び検査を設定した後、規制当局へ基準の考え方を説明し、主要弁の製作に着手した。製作した主要弁は、基準に則った検査を実施し、仕様を満足するとともに、廃液タンク及び廃液配管とともに据付け、廃液系統として最終的な検査に合格した。本報告書は、機器区分外である主要弁に対し、準用する基準及び検査の設定の考え方とともに、主要弁の製作にあたっては、使用する流体の性質に合わせた弁座,弁体,グランドパッキンの材質の設定、また、JMTRで発生した玉形弁に関する不具合事象への対策として、玉形弁の弁体と弁棒の接続方法の見直し、それら主要弁の設計,製作,検査及び据付けについてまとめたものである。
菅谷 直人; 岡田 祐次; 西村 嵐; 園部 博; 木村 伸明; 木村 明博; 塙 善雄; 根本 浩喜
JAEA-Testing 2020-004, 67 Pages, 2020/08
JAEA-Testing-2020-004.pdf:8.17MB
材料試験炉(JMTR)では、2014年度に液体廃棄物の廃棄設備であるタンクヤードにおいて、廃液配管及び廃液タンクからの放射性廃液の漏えい事象が発生した。本事象に対応するため、20162019年度にかけてタンクヤード内の廃液タンク, 廃液配管等の取替え工事を行った。一方、本取替え工事において、廃液配管等の支持構造物である大型サポート(架構造型サポート)の据付け時にタンクヤード躯体コンクリート壁面に複数のひび割れが発生した。このため、ひび割れが発生したコンクリート壁面の補修が必要となった。特に、架構造型サポートを固定する一部の基礎ボルト(あと施工接着系アンカーボルト)周辺部では、隆起を伴うひび割れ(コーン状破壊)が観測された。コンクリート壁のコーン状破壊部における補修工法は規格化されているが、補修後にあと施工接着系アンカーボルトを打設するための妥当性を確認する強度基準は存在しなかった。本報告書は、コンクリート壁面のコーン状破壊部の補修工法として断面修復工法の選定及びあと施工接着系アンカーボルトの強度基準の設定をし、タンクヤードと同類の鉄筋コンクリート造である既設建家を用いて、コーン状破壊部を模擬し、選定した断面修復工法により補修した壁面にあと施工接着系アンカーボルトを打設後、あと施工接着系アンカーボルトの引張試験を行い、設定した強度基準との比較により、補修工法の妥当性評価についてまとめたものである。この試験結果から、本補修工法による、タンクヤード躯体コンクリート壁面におけるコーン状破壊部の補修に資した。
馬籠 博克; 岡田 祐次; 冨田 健司; 飯田 一広; 安藤 均; 米川 昭久; 上田 晴康; 塙 博; 菅野 勝; 作田 善幸
JAEA-Technology 2015-025, 100 Pages, 2015/09
JAEA-Technology-2015-025.pdf:78.32MB
日本原子力研究開発機構では、軽水炉利用の高度化及び高経年化に対応するため、軽水炉燃料及び材料の照射試験を実施する準備を進めている。JMTRは第165運転サイクル後の2006年8月に停止し、再稼働に向けて照射施設の整備を進めており、燃料及び材料の中性子照射試験を行うための燃料異常過渡試験装置及び材料照射試験装置を2008年度から2012年度にかけて製作、設置した。材料照射試験装置は、IASCC(照射誘起応力腐食割れ: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)研究に供するものであり、主として3基の水環境調整設備で構成されている。本報告書は、水環境調整設備の性能確認を目的として、2013年度に実施した調整運転についてまとめたものである。
馬籠 博克; 岡田 祐次; 塙 博; 作田 善幸; 菅野 勝; 飯田 一広; 安藤 均; 米川 昭久; 上田 晴康; 柴田 光敦
JAEA-Technology 2014-023, 267 Pages, 2014/07
JAEA-Technology-2014-023-01.pdf:103.68MBJAEA-Technology-2014-023-02.pdf:71.92MB
日本原子力研究開発機構では、軽水炉利用の高度化及び高経年化に対応するため、軽水炉燃料及び材料の照射試験を実施する準備を進めている。JMTRは第165運転サイクル後の2006年8月に停止し、再稼働に向けて照射施設の整備を進めており、燃料・材料の中性子照射試験を行うための燃料異常過渡試験装置及び材料照射試験装置を2008年度から2012年度の間に製作、設置した。本報告書は、先に報告したJAEA-Technology 2013-019「軽水炉照射環境下におけるIASCC研究のための水環境調整設備の整備(1)」(2008年度から2010年度までの整備報告)の続報で、2011年度から2012年度までに実施したIASCC(照射誘起応力腐食割れ: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)研究のための材料照射試験装置の水環境調整設備等の整備についてまとめたものである。
北岸 茂; 遠藤 泰一; 岡田 祐次; 塙 博; 松井 義典
UTNL-R-0486, p.7_1 - 7_10, 2014/03
JMTRでは、現行軽水炉の長寿命化対策、科学技術の向上等のための課題の解決に活用される研究開発基盤の構築のため、最先端研究基盤事業において、軽水炉実機水環境模擬照射装置の整備を行っている。本装置は、温度,圧力,水質を制御し、軽水炉(BWR及びPWR)条件の水環境を模擬しながら、炉内構造材等の中性子照射が行える照射装置である。装置整備にあたっては、設置場所の環境整備を行うとともに、装置の設計、製作及び据付を行っている。本報告では、当該装置の整備状況について報告する。
岡田 祐次; 馬籠 博克; 塙 博; 近江 正男; 菅野 勝; 飯田 一広; 安藤 均; 柴田 光敦; 米川 昭久; 上田 晴康
JAEA-Technology 2013-019, 236 Pages, 2013/10
JAEA-Technology-2013-019.pdf:45.07MB
日本原子力研究開発機構では、軽水炉利用の高度化及び高経年化に対応するため、軽水炉燃料及び材料の照射試験を実施する準備を進めている。JMTRは第165運転サイクル後の2006年8月に停止し、再稼働に向けて照射施設の整備を進めており、燃料・材料の中性子照射試験を行うための燃料異常過渡試験装置及び材料照射試験装置を2008年度から2012年度の間に製作、設置する予定である。本報告書は、2008年度から2010年度までに実施した照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion)研究のための材料照射試験装置の水環境調整設備等の整備についてまとめたものである。
岡田 祐次; 馬籠 博克; 飯田 一広; 塙 博; 近江 正男
UTNL-R-0483, p.10_4_1 - 10_4_10, 2013/03
原子力機構において、軽水炉(BWR)の長期利用にかかわる原子炉圧力容器の照射脆化及び炉心構成機器の応力腐食割れに関して、BWRの温度,圧力,水質等の影響を確認する目的で、JMTR(Japan Materials Testing Reactor:材料試験炉)にBWR照射環境下における照射誘起応力腐食割れ(IASCC)評価を行う水環境調整設備の整備を実施した。本報告では、JMTR再稼働後に飽和温度キャプセルを利用した照射試験のために使用する水環境調整設備の整備の概要について報告する。
小沼 勇一; 井上 修一; 岡田 祐次; 作田 善幸; 菅野 勝
JAEA-Technology 2011-016, 13 Pages, 2011/06
JAEA-Technology-2011-016.pdf:3.58MB
大洗研究開発センターのJMTR(Japan Materials Testing Reactor:材料試験炉)では、キャプセル照射装置を用いた照射試験において、照射試料の温度制御能力を向上させるための取り組みを実施している。これまでに照射キャプセル内の照射試料の温度を制御する装置に、リアルタイムの原子炉出力の信号を取り込み、原子炉出力の変動に基づき、先行値制御を行うことにより照射試料の温度を精度よく制御することができるキャプセル温度自動制御装置を開発した。JMTR再稼働後においては、未知の材料挙動の解明及び材料の開発により、将来社会に向けた新たな原子力エネルギー開発に貢献し、世界でもトップレベルの高精度で温度制御された照射試験データを得られるようにするため、改良型キャプセル温度制御装置の開発を進めている。
小沼 勇一; 岡田 祐次; 塙 博; 土谷 邦彦; 菅野 勝
JAEA-Review 2010-047, 27 Pages, 2010/11
JAEA-Review-2010-047.pdf:3.0MB
大洗研究開発センターのJMTR(Japan Materials Testing Reactor: 材料試験炉)は、平成23年の再稼働に向けて改修している。照射設備の整備の一環として、新しい照射設備を設置するため、キュービクル内に設置されていた既設照射設備の解体撤去のための技術開発を行っている。これまで開発した手法を用いて、JMTRの地下1階キュービクル内に設置されたOWL-1(Oarai Water Loop No.1), OWL-2(Oarai Water Loop No.2)及びIASCC(Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)照射設備の解体を行い、汚染した照射試験設備の解体・撤去技術を確立した。
小沼 勇一; 冨田 健司; 岡田 祐次; 塙 博
JAEA-Technology 2009-034, 79 Pages, 2009/07
JAEA-Technology-2009-034.pdf:11.23MB
JMTR(Japan Materials Testing Reactor)では平成23年度の再稼働に向けて、軽水炉照射環境下におけるSCC研究を行うための材料照射試験装置製作の準備を進めている。このうち、照射キャプセルに軽水炉環境を模擬した冷却水を供給するための炉外試験装置(BWR用及び水化学用照射環境制御装置)を、平成20年から設置する計画である。照射環境制御装置は平成12年に設置した旧水環境制御装置をベースに製作するもので、旧装置で発生した事例に対する検討及び旧装置機器の一部再使用の検討も含めて、平成19年度に設計検討を実施した。本報告書は、これらの検討結果についてまとめたものである。
北島 敏雄; 阿部 新一; 高橋 澄; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 岡田 祐次; 小宅 希育*
UTNL-R-0404, p.6_1 - 6_9, 2001/00
研究の進展に伴い、近年のキャプセル照射試験では照射環境の重要性が注目されている。中でも、試料の温度は照射損傷評価上重要な因子であることから、原子炉運転中常に一定温度を保つ試験や試料温度をサイクリックに変化させる試験が増加し、温度制御精度の向上も求められている。しかし、従来の装置でこのような試験を行うには手動操作に頼らざるを得ず、対応困難な状況であった。JMTRでは、これらの照射要求に答えるべく平成11年度から新たなキャプセル温度制御装置の開発を進めてきた。本装置は、JMTR第135サイクルに実施した性能試験で所定の性能が発揮できることを確認した後、JMTR第136サイクルから実用運転を開始した。本発表は、新たに製作したキャプセル照射温度自動制御装置の概要と性能試験の結果等について報告するものである。
岡田 祐次; 光井 研人; 牛島 寛章; 冬島 拓実; 仁尾 大資; 石島 暖大; 加治 芳行; 遠藤 泰一; 松井 義典; 中村 剛実; et al.
no journal, ,
2050年カーボンニュートラル実現に向け、CO
を排出しない原子力エネルギーの活用が不可欠であり、軽水炉の長期利用や次世代革新炉の開発が求められている。しかし、JMTRの廃止により国内の照射試験基盤が縮小する中、JRR-3の垂直照射設備における温度制御照射試験の再構築が必要となった。令和3年の再稼働以降、設備の更新と技術者育成が進められ、令和5年度には高精度な照射設備の整備とキャプセルの設計・製作を実現し、令和6年度には2件の照射試験を完遂した。今後は、低コスト・短納期のキャプセル開発を進め、より効率的な照射試験体制の確立を目指すとともに、高温領域での照射や照射量評価に対応可能な人材の育成にも取り組む。
牛島 寛章; 光井 研人; 冬島 拓実; 岡田 祐次; 遠藤 泰一; 松井 義典; 河 侑成; 端 邦樹; 中村 剛実
no journal, ,
原子炉構造材料の照射試験では、照射温度が材料の照射損傷に影響を与える要因の一つとなるため、できる限り恒温での照射が望まれる。しかしながら、試料温度に大きな影響を与えるガンマ発熱分布は制御棒位置の影響を受けるため、制御棒を大きく動かす原子炉出力上昇時や臨界後の数日間は恒温状態を維持することが難しい。本照射試験では、原子炉出力上昇時の低温照射を避けるため原子炉起動前からキャプセルの温度を照射目標温度の290
C前後に昇温し、断熱層の真空度及びヒータ出力の自動制御により、原子炉起動時に試料が照射目標温度で維持されることを確認した。また、本制御プログラムに組み込まれている真空度とヒータ出力をバランスする機能により、臨界後の出力変動でヒータ出力が制御可能範囲を逸脱することを防ぎ、JRR-3の運転1サイクルを通して安定した温度制御を実現することに成功した。
光井 研人; 牛島 寛章; 小笠原 礼羅; 岡田 祐次; 鈴木 真琴; 木村 和也; 大内 諭; 仁尾 大資; 石島 暖大; 遠藤 泰一; et al.
no journal, ,
原子炉構造材の照射脆化研究における照射試料は、発電炉の温度環境を再現するために目標温度範囲290C
10Cで照射される。JRR-3の運転は、原子炉起動時に出力がステップ状に上昇すること、定格出力(20MW)に到達した後の数日間は、制御棒による出力調整を頻繁に行うことから、試料に対するガンマ発熱量の変化が激しい。目標温度を一定に保つためには、既存設備の手動制御では限界があったため、自動制御ができるように垂直照射設備を高度化した。設備の自動温度制御性能を検証するため、模擬装置で原子炉模擬出力を入力し性能を確認した。その結果、原子炉出力上昇時の温度は+9C以内、定格出力時以降では0.9C以内であり、目標温度範囲内に抑えられることが確認できた。
光井 研人; 牛島 寛章; 岡田 祐次; 石島 暖大; 加治 芳行; 仁尾 大資; 遠藤 泰一; 松井 義典; 中村 剛実
no journal, ,
For the purpose of more accurate temperature control, we upgraded the vertical irradiation facility. After the upgrade, the first irradiation test was carried out to control the sample temperature at 290 10 degree C by adjusting the heater and gas pressure from reactor start up to shut down. Since the reactor power increases stepwise up to rated power 20 MW, especially the power change is rapid from 10 MW to 15 MW. Accordingly, the sample temperature increased by a maximum of +9 degree C from the target temperature. And during rated operation, the sample temperatures of the axial direction varied over 10 degree C in a part of uppermost layer. In the second test, to decrease the temperature change during start up, we have improved the auto control function of the gas pressure parameter. Furthermore, the diameter of the gas tube was extended to enhance control response. As a result, the sample temperature was controlled within +6.6 degree C. In addition, we optimised the capsule design for uniform gradient of the sample temperature by using the gamma heating data from the first test. Consequently, temperature difference in axial direction decreased within 5 degree C during rated operation. Thus, these tests confirmed the higher performance on temperature control accuracy of the vertical irradiation facility.
端 邦樹; 河 侑成; 岡田 祐次; 牛島 寛章; 光井 研人; 冬島 拓実; 渡邊 勝哉; 中村 剛実; 外山 健; 福元 謙一*; et al.
no journal, ,
原子炉圧力容器(RPV)の経年劣化事象として中性子照射脆化が知られている。実機監視試験データの蓄積により60年またはそれを超えるような照射量のデータも得られている。一方で、監視試験データは実プラントの材料や照射条件に限定されるため、種々のパラメータの影響評価や脆化メカニズム研究等への活用には不向きな面がある。したがって、照射脆化の科学的な理解の深化のためには、研究炉を用いた照射試験設備が必要であり、現在検討中の新試験研究炉の垂直照射設備への期待は大きい。また、原子力機構では、これまでJMTRにおいて、照射脆化に係る試験だけではなく、冷却水中での荷重付加が必要となる照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に係る試験等、多くの試験技術を有していた。国際的な照射試験ニーズも踏まえると、これらの試験技術の継承や高度化を進めるとともに、照射後試験まで含めた一連の照射研究基盤を整備する必要がある。そこで、約14年間停滞していた材料照射試験技術をJRR-3において復活させ、新試験研究炉へと繋ぐための技術継承を進めている。本発表では、JRR-3において実施したRPV鋼の照射試験及び廃棄物安全試験施設WASTEFを活用した照射後試験の状況について紹介する。電気技術規程JEAC4216-2015に準拠して微小破壊靭性試験片を用いた照射後試験を行ったところ、破壊靭性の指標となる破壊靭性参照温度T0が-69Cと得られた。これは過去に同一材料をハルデン炉で照射したときと同等の結果であり、今回のJRR-3照射試験で既往研究と同等の結果が得られることが確認できた。
牛島 寛章; 光井 研人; 小笠原 礼羅; 岡田 祐次; 冬島 拓実; 遠藤 泰一; 石島 暖大; 仁尾 大資; 加治 芳行; 渡邊 勝哉; et al.
no journal, ,
原子炉構造材料の照射試験では、照射温度が材料の照射損傷挙動に影響を与える要因の一つとなるため、できる限り恒温かつ試料間でも均一な温度分布での照射が望まれる。2024年5月の最初の照射では制御熱電対部の温度を目標温度である約290Cで維持することができたが、制御熱電対から離れた試験片では目標温度から10C以上乖離し不均一な温度分布となった。2025年2月の2度目の照射試験では、5月試験時に得られたガンマ発熱率分布を設計に反映することで、試料全体をほぼ290C5Cの範囲に収めることに成功した。また、制御配管の径の拡張等により原子炉出力上昇時の温度制御結果についても改善が見られた。2回目の照射試験におけるガンマ発熱率分布の解析結果は1回目のものと良い一致を示しており、今後のキャプセル設計においても試料全体で均一な温度分布となる制御が可能である。
牛島 寛章; 光井 研人; 小笠原 礼羅; 岡田 祐次; 遠藤 泰一; 石島 暖大; 松田 誠
no journal, ,
JRR-3垂直照射設備は、試料を炉心に装荷することで高い中性子強度で試料照射が可能な設備であり、主にRI製造、材料照射の用途で利用されている。JRR-3再稼働後は、RI製造が7回行われ、震災前同様の体制で照射受入れが可能である。また、原子炉材料の材料照射については設備更新を行い、2024年度に2回の照射を行った。材料照射では、照射中の温度が材料の照射損傷挙動に影響を与える要因の一つとなるため、できる限り恒温かつ試料間の均一な温度分布での照射が望まれる。震災後の運転再開に向けて、JRR-3垂直照射設備の更新にあたり、従来手動操作だった温度制御装置を自動化した。更新後の最初の照射試験で、導入した温度制御装置が自動制御性能を発揮できることを確認した。また、この照射試験データを元にキャプセルを設計した2回目の照射では、試料温度を目的の290C10Cに維持しかつ試料全体で均一な温度分布を形成する照射に成功した。今後の課題として、高精度な温度制御を行うために各照射孔の実測のデータが不可欠である。そこで、カロリーメータキャプセルを製作中で、2026年度中の照射を計画している。本キャプセルは前述の材料照射キャプセルより構造を簡略化の上、機構内の工作工場で組立てすることによりコスト減を図る。本キャプセルにより各照射孔のデータが取得され、また簡略化した構造での温度制御能力が分かれば、今後の照射コスト・キャプセルの製作期間が大きく改善される。
小沼 勇一; 岡田 祐次; 塙 博; 土谷 邦彦; 菅野 勝
no journal, ,
大洗研究開発センターのJMTR(Japan Materials Testing Reactor:材料試験炉)は、平成23年の再稼働に向けて改修している。照射設備の整備の一環として、新しい照射設備を設置するため、キュービクル内に設置されていた既設照射設備の解体撤去のための技術開発を行い、これまで、JMTRの地下1階キュービクル内に設置された、OWL-1(Oarai Water Loop No1), OWL-2(Oarai Water Loop No2)及びIASCC(Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)照射設備の解体を行った。本発表では、これら解体撤去を行うための検討及び解体技術について報告する。