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矢田 浩基; 高屋 茂; 若井 隆純; 仲井 悟; 町田 秀夫*
日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00389_1 - 17-00389_15, 2018/03
ナトリウム冷却型高速炉の供用期間中検査において、ナトリウムバウンダリを構成する機器に対して連続漏えい監視による試験が検討されている。連続漏えい監視試験は、破断前漏えい(LBB)が成立することを前提に機器の内包物の系統外への漏えいを検出設備により連続的に監視する試験である。高速炉における既往のLBB評価ではエルボ横腹部に軸方向亀裂を想定した評価が行われているが、供用期間中検査の観点からは管の周方向亀裂に対してもLBBが成立することを確認する必要がある。本研究では、高速炉配管を対象としたLBB評価条件の検討及び適用例として高速増殖原型炉「もんじゅ」のクラス1配管を対象に周方向亀裂を想定したLBB成立性の評価を行った。さらに、実機条件を参考に設定した多数のLBB評価を実施し、配管パラメータがLBB成立性に及ぼす影響を検討した。
仲井 悟
デコミッショニング技報, (56), p.14 - 28, 2017/09
高速増殖原型炉もんじゅ発電所(以下「もんじゅ」)は建設段階であるが、2016年12月に安全かつ確実な廃止措置を実施することが決定した。「もんじゅ」は冷却材に化学的に活性なナトリウムを使用するなど、軽水炉とは異なる特徴があり、廃止措置では、これを考慮して施設の解体・撤去を進める必要がある。海外のイギリス,ドイツ,アメリカ,フランス等では、廃止措置を実施した先行例があり、参考にすることができる。ここでは、ナトリウムの処理、処分に関し海外の事例を調査し、その状況と課題について報告する。
仲井 悟
Fast Reactor System Design, p.249 - 267, 2017/03
原子力プラントは、寿命中を通して安全性、信頼性および構造健全性を維持する必要がある。このため、設計条件からの逸脱等による熱応力の要因となる急激な温度変化を避けるなどの注意深い運転が必要となる。また、原子力発電所のような巨大複雑システムでは、設計時における寿命中の挙動の予測には不確実性が伴い、プラント寿命期間にわたり安全性、信頼性を設計だけで担保することは難しい。このため、適切な保全活動が必要であるとともに、設計段階における保全への配慮が相対的に大きくなる。特に、新型炉に関しては不確実性が大きいことから、その重要性は一層大きいものになる。このため、巨大複雑システムである原子力発電所の保全の基本を理解した上で、高速炉の特徴を加味した保全についての考え方を学んでほしいと考えている。
高屋 茂; 浅山 泰; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 仲井 悟; 森下 正樹
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 1(1), p.011004_1 - 011004_9, 2015/01
システム化規格概念に基づきプラントの特徴を考慮した効果的かつ合理的なISIの実現のために、新しいISI要求の決定手法を提案した。提案手法は、構造健全性に着目した評価とプラントの安全性の観点から欠陥の検出性に着目した評価の二つからなる。なお、欠陥検出性が十分でない場合には、十分に保守的な仮定の下での構造健全性評価が要求される。また、原型炉もんじゅに対する評価を実施し、提案手法が実機への適用性を有していることを示した。
仲井 悟
原子力教科書; 高速炉システム設計, p.199 - 214, 2014/09
原子力プラントは、寿命中を通して安全性, 信頼性および構造健全性を維持する必要がある。このため、設計条件からの逸脱等による熱応力の要因となる急激な温度変化を避けるなどの注意深い運転が必要となる。また、原子力発電所のような巨大複雑システムでは、設計時における寿命中の挙動の予測には不確実性が伴い、プラント寿命期間にわたり安全性、信頼性を設計だけで担保することは難しい。このため、適切な保全活動が必要であるとともに、設計段階における保全への配慮が相対的に大きくなる。特に、新型炉に関しては不確実性が大きいことから、その重要性は一層大きいものになる。このため、巨大複雑システムである原子力発電所の保全の基本を理解した上で、高速炉の特徴を加味した保全についての考え方を学んでほしいと考えている。
仲井 悟
保全学, 13(2), p.41 - 42, 2014/07
日本保全学会における高速炉保全のあり方に関する検討において、技術的側面での保全の在り方については、完全とは言えないまでも高速炉保全技術を確立するための道筋は明確になったと考えられる。この道筋を実証し、高速炉保全技術を確立するためには、プラントの運転・保守経験を積むことが肝要である。一方、保全対象設備や保全の方法が明確にされ、その保全に使用する保全技術が確立されたとしても、保全を実施するのは組織・人間であり、組織・人間系における能力の維持・向上、確実な行為の実施は保全においては不可欠である。保全能力の維持・向上については、組織的な教育・技術伝承の取り組みの必要性は軽水炉を含めて言われている。日本保全学会においては保全学の構築とその原子力発電設備への適用が設立の動機であり、保全の第二原則では「正しい保全」を的確に実施する、第三原則では保全における安全性と経済性の両立となっている。この原則を高速炉、特に原型炉に適用するための格好の機会と考えられる。
仲井 悟; 金子 義久; 向 和夫
保全学, 9(4), p.44 - 49, 2011/01
高速増殖原型炉「もんじゅ」は、平成7年12月の2次主冷却系ナトリウム漏えい事故以降、約14年半の長期に渡り停止状態であった。長期停止状態にあるもんじゅの試運転再開に向け、社会的な受容の確立,トラブル時の迅速な対応を含めた運転管理の向上,透明性の向上をはじめとした各種取り組みを行ってきた。保全の分野においては、ナトリウム漏えいにかかわる安全性の向上を目的とした改造工事,長期間停止しているプラントを再開するための設備の健全性確認,停止期間中の各種トラブル発生で顕在化した保守管理の問題を解決するための保全プログラムの導入などを行ってきた。これらの活動により、平成22年5月6日には、14年半ぶりに試運転を再開し、再開後の第1段階の性能試験である炉心確認試験を7月22日までに、計画通り完了することができた。
仲井 悟; 青山 卓史; 伊藤 主税; 山本 雅也; 飯島 稔; 長沖 吉弘; 小林 淳子; 小野田 雄一; 大釜 和也; 上羽 智之; et al.
高速実験炉「常陽」臨界30周年記念報告会及び技術講演会, 154 Pages, 2008/06
「常陽」臨界30周年を機に、平成19年6月6日、約600人の参加を得て技術講演会, 記念報告会, 施設見学会等を開催した。技術講演会では、日仏米3か国の原子力開発の現状と今後の高速増殖炉開発における「常陽」への期待が表明された。また、記念報告会では、来賓からご祝辞をいただくとともに、ランドマーク賞授与式、神津カンナ氏の講演、地域との共生への取り組みに関する地元大洗町及び原子力機構の報告などがなされた。
山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.
Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01
被引用回数：51 パーセンタイル：71.25(Biochemistry & Molecular Biology)ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。
青山 卓史; 関根 隆; 仲井 悟; 鈴木 惣十
Proceedings of 15th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/10
高速実験炉「常陽」は、日本の自主技術によりナトリウム冷却高速炉の設計・建設・運転を行い、技術的知見を後続炉に反映するとともに、高速中性子照射場として活用することを目的として建設された。「常陽」は1977年にMK-I炉心としての初臨界を達成して以降、運転保守技術経験を蓄積するとともに、1982年の照射用炉心(MK-II炉心)としての運転開始からは、高速中性子による照射試験を中心として高速炉技術開発に貢献してきた。さらに、2003年には、高速中性子束を約1.3倍,照射スペースを約2倍に拡大することにより、照射性能を約4倍に向上させたMK-III炉心での運転を開始した。さらに、低除染TRU燃料サイクル技術開発を目的としたMA含有MOX燃料や、金属燃料及び酸化物分散強化型フェライト鋼等の照射実績の少ない照射試験を効率的に実施するため、キャプセル型照射装置の開発等を進め、先進的な燃料及び材料の照射試験を着実に進めている。世界の高速炉が停止されていく中で、「常陽」はGNEP等の国際的な枠組みにおいても照射施設としての役割が期待されている。今後、「常陽」は、高速炉開発にとどまらず、広く原子力一般,学術分野等の研究開発にも貢献していく。
松場 賢一; 川原 啓孝; 伊藤 主税; 吉田 昌宏; 仲井 悟
UTNL-R-0453, p.12_1 - 12_10, 2006/03
高速炉構造物の健全性監視を精度よく行うためには、構造健全性を支配する温度やひずみなどを詳細に測定する必要がある。高速実験炉「常陽」では、高温・高放射線環境下にある高速炉構造物の温度やひずみなどを詳細かつ合理的に測定する技術を開発するため、光ファイバを用いた1次冷却系配管の温度分布及びひずみ・振動測定を行っている。これらの測定を通じて、放射線により誘起される測定誤差の補正法を適用することにより、1次冷却系配管の温度分布を3
C程度の誤差範囲内で測定できることを確認した。また、1次冷却系配管の温度変化による配管外装板の熱膨張や主循環ポンプの運転に伴う配管サポートの振動を検出できることを確認し、光ファイバを高速炉構造物の健全性監視に適用できる見通しを得た。
住野 公造; 芦田 貴志; 川原 啓孝; 市毛 聡; 礒崎 和則; 仲井 悟
2004 ANS International Topical Meeting on Operatin, p.204 - 216, 2004/11
高速実験炉「常陽」で進めているMK-III計画では、熱応力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。冷却系除熱能力を高めるため主中間熱交換器(IHX)及び主冷却器(DHX)の交換を行うとともに、冷却系の出入口ナトリウム温度差の増大に伴う原子炉緊急停止時の熱過渡応力を緩和するため流量制限系及び安全保護系の改良を行った。改造工事は、冷却系への不純物混入防止対策、被ばく線量の低減化及び新旧配管溶接部の健全性等に関して様々な対策を講じて実施した。これらの対策により、改造工事は大きなトラブルなく1年間で完了した。改造工事完了後に実施した単体及び総合機能試験を通して、改造部分が所期の性能を有していること及び改造工事で実施した対策の有効性を確認した。
川原 啓孝; 礒崎 和則; 石井 貴之; 市毛 聡; 野瀬 正一; 坂場 秀男; 仲井 悟
JNC TN9410 2004-016, 106 Pages, 2004/06
JNC-TN9410-2004-016.pdf:8.47MB
主冷却機に関係する総合機能試験は、2001年8月27日から2001年9月13日の間で実施した。主たる試験結果は、以下のとおりである。(1)主送風機の空気風量は、インレットベーン開度50%で設計定格風量 7,700 m3/min以上、インレットベーン全開で設計定格風量の約130%であった。これは、空気流路の圧力損失が設計値に対して小さかったためである。(2)出入ロダンパ全開、インレットベーン全開状態での主送風機の空気風量は、設計定格風量の約 5%であった。(3)主送風機停止時の特性として、インレットベーン全閉までの時間は4基平均で 7.9sec、主送風機回転数が0になるまでの時間は4基平均で 8.7secであった。また、風量遅れ時間は、4基とも回転数の低下から約 1secであり、設計時における熱過渡解析で用いた 5secに対して保守側であった。 (4)主送風機運転中における騒音は、インレットベーン開度25%が最も大きく、主送風機周りで約100dBであった。なお、周辺監視区域境界では、50dBであり、茨城県の条例基準(工業地域第4種区域)を満足していることを確認した。 (5)MK-IIIでは、インレットベーン及び入ロダンパドライブユニットは大型となったが、アキュームレータタンクは、圧縮空気喪失事象が発生した場合でも設計容量以上であることを確認した。
川原 啓孝; 川原 啓孝; 市毛 聡; 礒崎 和則; 仲井 悟
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 0 Pages, 2004/00
高速実験炉「常陽」で進めているMK-III計画では、熱出力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。冷却系除熱能力を高めるための冷却系改造工事で、IHX、主冷却器(DHX)の交換と制御系の改造を行った。ナトリウム系への不純物混入防止のため、シールバッグの使用、系統内カバーガス中の窒素濃度管理、カバーガス低圧力制御を行った。ナトリウム中で長期間使用したフェライト系低合金鋼の健全性、新旧配管溶接部の健全性を材料試験により確認した。
前田 幸基; 青山 卓史; 大戸 敏弘; 仲井 悟; 鈴木 惣十
ASME Annual Meeting, 96 Pages, 2002/00
ANS Winter meetingのナトリウム冷却高速炉の運転試験に関するセッションにおいて、初臨界以来25年間に渡り蓄積してきた常陽の運転試験や照射試験実績を報告するとともに、現在進めているMK-III計画の紹介を行う。
上出 英樹; 林 謙二; 軍司 稔; 林田 均; 西村 元彦; 飯塚 透; 木村 暢之; 田中 正暁; 仲井 悟; 望月 弘保; et al.
PNC TN9410 96-279, 51 Pages, 1996/08
動力炉・核燃料開発事業団では「原子炉冷却系総合試験」として,高速炉の実用化を目指し,実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし,原子炉容器から蒸気発生器までの1次,2次冷却系,水蒸気系,崩壊熱除去系を総合的に模擬した大型ナトリウム試験を計画している。実証炉の特徴であるトップエントリー配管システム,炉内冷却器を用い自然循環を積極的に活用した崩壊熱除去系,低温流体循環方式の炉容器壁保護系,一体貫流型蒸気発生器,再循環系を用いた崩壊熱除去運転などを含め配管短縮化,機器のコンパクト化,高信頼性崩壊熱除去システムなどについて熱流動上の課題,構造上の課題を設定し,それらを解決できる試験装置として特に原子炉容器ならびに1次冷却系の試験モデルの検討を行った。特に(1)実証炉の熱流動と構造上の課題に対する解決方策としての充足,(2)熱流動上の課題と構造上の課題のバランス,(3)総合試験として系統全体での複合現象,構成機器間の熱流動的および構造的相互作用の模擬を重視して,試験モデル候補概念の創出,予測解析を含む定量的な比較評価,モデルの選定を行った。さらに,選定モデル候補概念を元に,「原子炉冷却系総合試験」全体の試験装置概念を構築した。
大滝 明; 宮川 明; 仲井 悟
PNC TN9410 95-060, 204 Pages, 1995/02
モジュール型汎用プラント動特性解析コードSuper-COPD開発の一環として、計算モデルの妥当性確認、試験施設による検証結果の妥当性確認を主目的として、「もんじゅ」総合機能試験でデータによる検証を行った。実施内容は次のとおり。(1)実機システムデータの整備実機最確値ベースのデータを各種試験データに基づいて整備した。(2)検証環境の整備総合機能試験データの入出力等のインターフェースプログラムを作成した。(3)総合機能試験データの検討総合機能試験データから検証データの選定、また検証対象として中間熱交換器および蒸気発生器、補助冷却設備を選定した。(4)検証およびモデル修正検証対象の各機器ならびにモジュールに必要な特性評価、検証計算、検証に基づくモデルの修正および最適パラメータの設定を行った。検証の結果得られた結論は以下のとおりである。(1)中間熱交換器メッシュ分割数、プレナム熱容量等の推奨値を設定するとともに、性能試験で確認すべき項目を明らかにした。(2)蒸気発生器放熱値の範囲の設定、プレナム熱容量を含むプレナムモデルの妥当性確認、熱計算への流量の影響度を確認するとともに、蒸気発生器有効流路断面積の変化効果を明らかにした。(3)補助冷却設備空気冷却器伝熱特性、流動特性の評価とモデル化、熱容量の推奨値の設定、インターロック、制御系モデル、送風機およびベーン等の動的機器モデルの妥当性を確認した。本検証により、試験施設縮小モデルによる検証結果およびモジュール化した各計算モデルの妥当性を確認した。
仲井 悟; 佐藤 博之
PNC TN9410 93-294, 126 Pages, 1993/11
2重管蒸気発生器小型モデル試験は、2次系削除プラントに設置されるSGの開発を目標として、2重管蒸気発生器の伝熱特性、DNB点の温度振動、流動不安定発生特性およびリーク検出性能等を評価することを目的としている。これらの評価の際に基礎となる蒸気発生器の伝熱流動の基本特性を明らかにするため、伝熱流動試験を実施した。本報告では、これまで実施してきた水単相試験、2相流試験、加熱/沸騰試験データの評価を行い、各種伝熱相関式及び1次元静特性解析コードPOPAI-6の検証を行った。主たる成果を以下に示す。1.ナトリウム側熱伝達率は本蒸気発生器の設計に用いたGRABER-RIEGERの80%が実験値に良く一致する。2.DNBクォリティー相関式は老固の式及びKON'KOVの式が最も実験値に近く、その予測精度は約
15%である。3.水単相域の伝熱相関式としてDITTUS-BOELTERの式
0.8が最適である。4.核沸騰域の試験データは大きくバラついており、その実験式の導出は困難である。5.膜沸騰域の伝熱相関式としてはBISHOPの式0.65あるいはMOD.TONGの式0.8が最適である。6.蒸気域の伝熱相関式としては」BISHOPの式0.73あるいはDITTUS-BOELTERの式0.58が最適である。7.核沸騰域を除く核伝熱相関式の実験式を導出した。8.DNB点における核沸騰熱伝達率はJENS-LOTTESで計算すれば保守的であり、膜沸騰の熱伝達率は上記修正BISHOPを用いれば保守的となる。9.通常運転時においてはナトリウム側及び水側温度共に、大きな分布を生じていないが、ナトリウム/給水流量比が小さくなると蒸気出口温度差が大きくなる。10.POPAI-6は既存の伝熱相関式の修正あるいは今回導出した実験式を用いることにより、実験値と良好な一致を示す。今後は、今回の結果をふまえ、DNB温度振動評価、流動安定性評価を実施していく。
仲井 悟
no journal, ,
我が国における最初の原子炉であるJRR-1が初めて臨界を迎えた昭和32年から約48年が経過した。この期間に、合計30基の試験研究炉が建設され、我が国の原子力開発の一翼を担ってきた。一方現在も運転を継続している多くの試験研究炉は運転開始後30年以上経過し、高経年化対策が重要な課題となっている。試験研究炉は、今後も、新型炉等の実用化に不可欠な要素技術の実証の場,基礎研究にかかわる照射試験の場,若手技術者の技術取得教育の場等、さらに多くの役割が期待されており、今後も安定した運転が求められている。本報告では、これまでに実施された定期的な評価を踏まえ、今後の試験研究炉の保安活動や高経年化対策の方向性について述べる。
仲井 悟; 向 和夫
no journal, ,
高速増殖原型炉「もんじゅ」は、平成7年12月の2次主冷却系ナトリウム(Na)漏えい事故以降、約14年間停止状態にあるが、この間原子炉には燃料が装荷されており、原子炉の安全を確保するうえで必要な設備は運転を継続している。これら運転中設備は、定期的な点検を実施して設備の機能・性能を維持している。運転再開に向け、これら運転中設備及び停止中設備に関し点検(補修,設備更新,改造),試験・検査を計画的に実施することにより安全に試運転が行えるプラント状態を確立することを目的に平成18年に長期停止プラントの設備健全性確認計画書を策定した。順次点検・試験を進め、平成21年5月末の段階で約90%の設備に関する健全性を確認した。健全性を確認した設備に関しては、平成21年1月に導入した保全計画に点検内容を反映し、設備の健全性を維持し、運転再開の準備を進めている。
