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橋立 竜太; 矢田 浩基; 高屋 茂; 江沼 康弘
保全学, 23(1), p.103 - 111, 2024/04
本報では次世代高速炉の合理的な設計に向け、保全の観点から設計上の課題を抽出する手法を提案する。提案手法では、設計情報を整理することで点検実施条件を抽出し、抽出した点検実施条件を基に点検工程を作成することで、目標とする定期点検期間を達成可能な設計である評価する。達成できない場合、点検実施条件の観点から設計上課題を抽出する。提案手法の適用例として、もんじゅの設計を参考に、設計上課題を抽出し、課題に対する対策を検討した結果を示す。
相澤 康介
保全学, 22(3), p.70 - 71, 2023/10
原子力機構が中心となって開発を進めている液体金属ナトリウム中の目視検査装置が2023年度日本保全学会賞・先進実践賞を受賞した。本稿では、受賞対象のナトリウム中目視検査装置の開発内容を紹介した。実用化段階におけるナトリウム中目視検査装置への要求を満足するシステムとして、開口合成法に光受信センサを組み合わせたシステムを提案した。提案したシステムにおける開発の着眼点を明らかにし、センサの高度化を図った。改良したセンサを用いて、水中及びナトリウム中の画像化試験を実施し、2mmの解像度が得られることを確認した。
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁
保全学, 20(3), p.89 - 96, 2021/10
先進的なナトリウム冷却高速炉の炉内構造物(UIS)の底部板において、燃料集合体からの高温のナトリウムが制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温のナトリウムと混合する。炉心出口と低温チャンネル間の異なる流体温度の混合によって発生する温度変動は、UIS下部周辺の構造物に対して、高サイクル熱疲労の原因となる可能性がある。このため、Advanced-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用して、UIS下部周辺で発生する有意な温度変動に対する対策を試験する水流動試験を行った。その結果、温度変動強度を緩和する対策の効果が確認された。
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁
保全学, 20(3), p.97 - 101, 2021/10
日本原子力研究開発機構が設計してきた先進ナトリウム冷却高速炉(Advanced-SFR)の炉内構造物の下部で発生するサーマルストライピング現象に焦点をあて、A-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用し、UIS下部周辺の有意な温度変動に対する対策構造を確認するための水試験を実施してきた。前回の論文では、制御棒チャンネル周辺の温度変動を緩和させるための対策の効果を報告した。本論文では、同じ試験体を使用した水実験を行って、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動の特性を取得した。また、炉心計装支持板(CIP)の形状を変更し、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動を緩和する効果が高いことを確認した。
豊田 晃大; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
保全学, 20(2), p.95 - 103, 2021/07
It is necessary to implement reasonable maintenance based on characteristics of a nuclear power plant to achieve both high safety and high economic efficiency of the power plant. The prototype fast breeder reactor "Monju" spent most of the year on maintenance. It is important to identify causes of the prolonged maintenance of "Monju" and consider countermeasures for subsequent fast reactors. In this study, we investigate causes of the prolonged maintenance by analyzing the Monju's maintenance plan. Further, we make proposals for optimizing the maintenance of next-generation fast reactors to address the identified issues.
森下 日出喜*; 吉田 稔*; 西村 昭彦; 松平 昌之*; 平山 義治*; 菅野 裕一*
保全学, 20(1), p.101 - 108, 2021/04
福島第一原子力発電所の廃止措置においては、遠隔計測技術とロボット技術の融合が不可欠である。損傷を受けた原子炉建屋の健全性を評価するために、現場にロボットにより地震計を設置する模擬試験を実施した。試験には、原子力機構の楢葉遠隔技術開発センターのロボット試験水槽を、原子炉格納容器に見立てて実施した。遠隔計測技術として、白山工業開発の光パルス干渉方式地震計を使用した。ロボット試験水槽の水位を5mから順次下げることで、振動特性の変化を記録した。試験では、偶然に起こった震度1の微小地震を計測することができた。水槽は微小振動の増幅体として振舞うことが判明した。水槽の揺れを表す物理モデルを考察することで、将来の廃止措置の現場適用の問題点を抽出した。
橋立 竜太; 豊田 晃大; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
保全学, 19(4), p.115 - 122, 2021/01
原子力発電所の安全性と経済性を両立させるためには、発電所の特性に基づく合理的な保全を実現させる必要がある。一方で高速増殖原型炉「もんじゅ」は、年間の大半をメンテナンスに費やしてきた。もんじゅの点検期間長期化の要因を明らかにし、次世代高速炉の合理的な保全を実現することは重要である。本研究では、低温停止中のもんじゅの点検長期化の要因について、もんじゅのプラント工程を基に分析した。また抽出された課題から、保全の合理化の観点を提案した。
塚田 隆; 相馬 康孝
保全学, 19(4), p.37 - 44, 2021/01
我が国初の軽水型発電炉であるJPDR(Japan Power Demonstration Reactor)において発生した二つの主要な腐食割れ損傷経験を解説する。第一の事例は1966年に発見されたJPDR圧力容器上蓋クラッド部におけるヘアークラックである。ヘアークラックは初臨界から7335時間の運転を経た第1定期点検において圧力容器上蓋の低合金鋼に肉盛りされたSUS304相当の層(クラッド部)において発見された。同損傷は各種分析に供され、割れは200箇所に渡り一部は厚さ6.4mmのクラッドを貫通して低合金鋼に達していること、並びに不適切な手溶接によると思われる金属相中のフェライト量の低下が確認された。これらの結果に基づいて種々の対策が施され、以後日本では同種の損傷が発生することを防止することができた。この事象はクラッドを貫通した割れが圧力容器低合金鋼の疲労破壊にどのように関連するかという安全上の重要課題を惹起し、その後の国際研究協力や規格策定に係わる「環境助長割れ」研究へと繋がって行った。第2の事例は1972年に発見された原子炉圧力容器ノズルセーフエンドと配管の溶接部における割れ現象である。この配管割れ現象は一次冷却水の漏洩を招いたため、各種の詳細調査が行われた。その結果、割れは高い応力,溶接熱影響による鋭敏化、および溶存酸素を含む高温水という因子が重畳して発生した応力腐食割れであると結論された。この損傷はその後商業用BWRに多発した一次冷却系配管のSCCと共通する現象であったと考えられる。
橋倉 靖明*; 石島 暖大; 中原 将海; 佐野 雄一; 上野 文義; 阿部 仁
保全学, 19(3), p.95 - 102, 2020/10
プルトニウム濃縮缶を対象とし、硝酸及び硝酸ナトリウム水溶液を用いて、印加電位を制御した定荷重引張試験及び電気化学試験を実施した。その結果を用い、硝酸濃度-き裂発生電位マップを作成した。また、応力腐食割れの可能性を評価する際には、硝酸だけでなく、硝酸塩に配位した硝酸イオン濃度も考慮する必要があることが明らかとなった。
坂本 直樹; 藤島 雅継; 水越 保貴
保全学, 19(2), p.125 - 126, 2020/07
日本原子力研究開発機構大洗研究所では、高速炉用MOX燃料等の研究開発施設として核燃料物質使用施設(5施設)を有している。全ての施設は約40年以上経過しており、これらを安定的に稼働させるために、平成14年に安全評価手法を構築し、施設の保全活動に取り組んできた。しかしながら、管理する設備機器のなかには、安全評価で課題解消したにも係わらず、その後同様の不具合が再発し、施設の運転に支障をきたしているものがみられた。このため本報では、これら保全活動の実績を分析したうえで、問題点を抽出し、さらなる改善策について検討した結果を報告する。
諸岡 聡
保全学, 19(1), p.29 - 34, 2020/04
中性子回折法は中性子の優れた透過能を生かすことで、数十mmメーターオーダーの材料深部の応力・ひずみを非破壊で測定できる唯一の測定技術として知られている。特に、ミクロ応力に起因する弾性ひずみ等の情報を得るうえで、中性子回折法は有効な手段であり、ミクロ組織因子のバルク平均と力学特性との関係を求めて、材料開発や既存材料の信頼性を検討するのに適している。このように、中性子回折法は、従来の残留応力に基づく機械部品等の健全性評価だけでなく、材料の力学特性や機能性向上を目指した材料工学研究などへの応用が期待されている。本稿では、中性子回折法によるひずみ測定原理などの基礎を説明するとともに、代表的な鉄鋼材料について中性子回折法によるその場測定により行われた材料評価研究の一端を紹介し、本手法の将来を展望する。
鈴木 裕士
保全学, 19(1), p.24 - 28, 2020/04
残留応力は、工業製品の製造工程における機械加工,塑性加工,接合,組み立てなどに起因して発生し、機械部品の寸法精度や、その疲労強度などに影響することが知られている。しかしながら、残留応力は直接、目に見ることはできないために、どこにどれだけの大きさの残留応力が発生しているかを把握することは難しい。そのため、何らかの方法により、その残留応力を定量化し可視化することが必要になる。中性子回折法は、中性子線の電荷を持たない特徴を生かして、鉄鋼材料などの金属材料に対し、材料表面から数十mm深さの領域の残留応力を非破壊で測定することができる。本稿では、中性子回折法による残留応力測定について、主にJRR-3のRESA-1を利用した残留応力測定技術を中心に、角度分散型中性子回折法による残留応力測定原理について簡単に解説するとともに、これまでの応用例の紹介と将来展望について述べる。
島崎 洋祐; 山崎 和則; 飯垣 和彦
保全学, 18(1), p.16 - 20, 2019/04
高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)は、高温の冷却材を利用した水素製造技術の研究開発及び高温ガス炉開発のための試験研究を目的として、日本原子力研究開発機構の大洗研究所に設置されている日本初の高温ガス炉である。現在HTTRは、早期の運転再開に向けて、2013年12月18日に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準への適合性確認のための原子力規制委員会による審査に対応している。本報では、保全管理に係る項目として、HTTR原子炉施設の設備、機器類の保守管理の実施状況について紹介する。
西原 哲夫; 柴田 大受; 稲葉 良知
保全学, 18(1), p.30 - 34, 2019/04
世界の高温ガス炉開発の現状、並びに、それらの国と日本原子力研究開発機構が進めている協力について説明する。そして、これらの協力を通した日本の高温ガス炉技術の国際展開の考えを示す。
岡本 孝司
保全学, 17(4), P. 1, 2019/01
CLADSは、福島第一原子力発電所(1F)の安全な廃炉基盤研究を遂行し、廃炉を完遂するための基盤研究のハブとしての活動を進めている。原子炉や燃料の安全は、「止める」「冷やす」「閉じ込める」を確保する事であるが、「閉じ込める」が極めて重要になる。40年以上にわたる閉じ込めを十分な信頼性をもって確保しつつ、遠隔操作で廃炉作業を進め、さらには、廃炉作業で出てきた大量の燃料デブリや、廃棄物を安全に管理し、処理処分していく事が必要になる。CLADSは、このための基盤研究を推進し、20年後の安全な廃炉プロジェクト、40年後の廃炉の完遂を目指し、より安全に、より環境負荷が小さく、より合理的な廃炉を目指した研究開発を進める。
小松 和三*; 関 健史*; 長縄 明大*; 岡 潔*; 西村 昭彦
保全学, 16(3), p.89 - 95, 2017/10
原子炉伝熱管内壁検査補修技術として1インチ内径の伝熱管の内壁を検査補修できるレーザー加工ヘッドの検査改良を行った。次世代高速炉では1/2インチ内径の伝熱管が使用されることから、これに対応したレーザー加工ヘッドを設計した。光ファイバスコープを中心に据え、中心軸上に据え付けた45度のミラーを直動方向と回転方向の2方向に移動させる定在波型アクチュエーターを組み込んだ。試作機は良好に動作し、1/2インチ内径の伝熱管の内壁を観察補修できる性能を有することが試験により明らかとなった。
高屋 茂; 近澤 佳隆; 林田 貴一; 田川 明広; 久保 重信; 山下 厚
保全学, 15(4), p.71 - 78, 2017/01
研究開発段階炉に適した保守管理について、まずはじめに、その目的を明確化し、次に実用炉用保守管理規程の研開炉への適用性について検討した。検討結果に基づき、研開炉の保守管理に関する要求事項及び考慮事項を提案した。最後に、適用例として、ナトリウム冷却高速炉の保全計画の設定例を示した。
近藤 雅裕*; 吉本 達哉*; 石川 淳; 岡本 孝司*
保全学, 15(4), p.79 - 85, 2017/01
シビアアクシデント総合解析コードTHALES-2にフィルターベントシステムを新規に導入し、軽水炉の全電源喪失事故を対象にソースターム評価を行うことにより、その有効性検討を実施した。これよりフィルターベントが環境への放射性物質の放出低減に有効であること、並びに格納容器スプレイを併用することで環境への放射性物質の放出をより低減可能であることを確認した。
大道 博行
保全学, 15(3), p.20 - 25, 2016/10
原子力機構・楢葉遠隔技術開発センターは、廃炉、復興に向け、多くの方々に利用していただくことを前提にした施設であり、その趣旨に従った新しいスタイルの運営が求められている。当センターは福島第一原子力発電所から20km圏内に初めて建設され運用を開始した最初の国立研究開発法人の開発拠点であり、関係方面の期待も大きい。本解説論文でセンター内に整備された施設を説明するとともに今後の方向性などを述べる。
矢田 浩基
保全学, 15(3), P. 86, 2016/10
2016年7月17日
21日の5日間、カナダのバンクーバーにて開催された"2016 ASME Pressure Vessels & Piping Conference"の概要を報告する。
