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論文

Evaluation of wall thinning of the steel piping after long term operation at Fugen Power Station

安藤 亮介; 阿部 輝宜; 中村 孝久

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 6(4), p.153 - 164, 2015/02

「ふげん」実機材を対象として各経年劣化事象への研究適用性、有用性の検討の一環として、二次冷却系の鋼管の減肉の調査を行った。廃止措置により解体作業が進められている「ふげん」実機配管の肉厚の詳細測定結果等を行い、検査結果と補充することで減肉率データの信頼性について検討を行った。更に、「ふげん」実機データに基づき、配管減肉予測式精度の向上、配管減肉管理の合理化、配管減肉対策の妥当性検証について検討を行った。

論文

Research of estimation method of thermal aging embrittlement on cast austenitic stainless steel

阿部 輝宜; 野際 公宏*; 鬼塚 貴志*; 中村 孝久; 榊原 安英

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 6(4), p.146 - 152, 2015/02

廃止措置が進められている「ふげん」より採取された実機材を用いて熱時効脆化の発生状況を確認すると共に、脆化予測式モデルの妥当性について検討を行った。シャルピー衝撃エネルギーの実測値に対して、H3Tモデルによる予測値は脆化の程度を厳しく予測していることが確認された。また同時に活性化エネルギーや脆化の感受性などについて、脆化機構に基づいた検討を行うことにより、脆化予測の高精度化の余地があることが示唆された。

論文

核セキュリティ・核不拡散のための先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発

瀬谷 道夫; 直井 洋介; 小林 直樹; 中村 孝久; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎

核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01

日本原子力研究開発機構(JAEA)の核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、JAEAの他部門と協力して、核セキュリティ・核不拡散のための以下の先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)使用済燃料中プルトニウム非破壊測定(NDA)実証試験(PNAR法+SINRD法) (JAEA/USDOE(LANL)共同研究、平成25年度終了)、(2)レーザー・コンプトン散乱$$gamma$$線非破壊測定技術開発(大強度単色$$gamma$$線源基礎実証)、(3)ヘリウム3代替中性子検出技術開発、(4)中性子共鳴濃度分析法技術開発(JAEA/JRC共同研究)。この報告では、これらについてその概要を紹介する。

論文

Influence of thermal aging on cast stainless steels used in JAEA's nuclear reactor Fugen

野際 公宏; 鬼塚 貴志; 阿部 輝宜; 榊原 安英; 堀江 薫; 中村 孝久

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(9), p.883 - 890, 2013/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.33(Nuclear Science & Technology)

低温で長期使用されたステンレス鋳鋼の熱時効の影響を調査するために「ふげん」実機材の衝撃試験と微細組織評価を行った。本研究では熱時効脆化の主原因とされるフェライト相におけるスピノーダル分解反応に着目し、微細組織評価として3DAPを用いた評価を実施した。シャルピー衝撃試験及び3DAP分析評価の結果から、BWR相当の実機環境で使用された「ふげん」実機材においても、初期段階ではあるが熱時効脆化の兆候が確認された。

論文

Rehearsal and actual measurement of Fugen spent fuel assemblies by integrated PNAR and SINRD under the JAEA-USDOE collaboration program

林 健太; 中村 孝久; 高城 久承; 堀江 薫; 中山 保; 橋本 和彦; 林 省一; 中村 信二; 竹中 茂樹; 石塚 信男; et al.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

新型転換炉ふげんは福井県敦賀市にある重水減速沸騰軽水冷却型原子炉の原型炉である。ふげんは2003年3月に運転を終了し、現在は廃止措置(解体)段階にあるが、その使用済燃料貯蔵プールにはMOX及びUO$$_{2}$$の使用済燃料が存在する。ふげんは原型炉であることから、使用済燃料貯蔵プールでの燃料取扱には柔軟性があり、使用済燃料にかかわる各種の測定試験を行うことができる。そのような特徴を活かして、JAEAとU.S.DOE(LANL)は、統合PNAR・SINRD装置によるPu量の非破壊測定試験を2013年6月末より実施する。本発表では、JAEA/USDOE共同研究PAS24において、ふげんで実施したPu-NDA装置(統合PNAR+SINRD)によるふげん使用済燃料の実測定及び、事前に実施したリハーサルの試験結果等について報告する。

論文

統合PNAR/SINRD装置による「ふげん」使用済燃料プルトニウム量の測定試験準備状況について

片野 好章; 江原 里泰; 高城 久承; 中村 孝久; Bolind, A.; 瀬谷 道夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 10 Pages, 2012/10

新型転換炉「ふげん」は、重水減速沸騰軽水冷却圧力管型の原型炉である。「ふげん」は2003年3月に運転を終了し、現在は廃止措置段階にあるが、燃料貯蔵プールには使用済MOX燃料を保有しており、燃料の非破壊測定(NDA)試験を柔軟に実施することが可能である。原子力機構と米国ロスアラモス国立研究所(LANL)は、統合PNAR/SINRD(Passive Neutron Albedo Reactivity/Self-Interrogation Neutron Resonance Densitometry)装置によるNDA試験を2013年に「ふげん」において行うことを計画し、現在、LANLでは統合PNAR/SINRD装置の設計・製作を、原子力機構では試験の準備を実施している。NDA試験のための準備において、特に、試験条件等を規制、安全基準に合致させることは、商業用軽水炉における同様なNDA測定に向け重要な教訓になるものと考えられることから当該試験の準備の実施状況について報告する。

論文

日本原子力研究開発機構における保障措置・核セキュリティにかかわる先端技術開発計画

Bolind, A.; 呉田 昌俊; 曽山 和彦; 羽島 良一; 原田 秀郎; 中村 孝久; 瀬谷 道夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 10 Pages, 2012/10

日本原子力研究開発機構は、保障措置及び核セキュリティに関する核物質計測及び検知にかかわる先端技術開発の4つのプログラムを進めている。最初のテーマでは、$$^{3}$$He(比例計数管)の代替としてZnSセラミックシンチレータ中性子検出器を利用した非破壊分析(NDA)システムを設計するとともに、シミュレーションを実施した。二つ目のプログラムである核共鳴蛍光(NRF)を利用した核分裂性物質のNDAの基礎実証について、平成23年度より、プローブとして使う大強度単色$$gamma$$線の発生実証を行うため、高エネルギー加速器研究機構のエネルギー回収型リニアックに接続する電子周回軌道部の製作を開始し、24年度に周回部を完成させる予定である。また、NRF反応をシミュレーションするコードの検証作業をJAEA・DOE共同研究として開始した。3つ目のプログラムは、24年度新規に開始したもので、中性子共鳴透過分析(NRTA)と中性子共鳴捕獲分析(NRCA)を組合せた、粒子状デブリ中の核物質を測定する新しいNDAシステムの開発であり、そのプロトタイプの設計・製作に着手した。4つ目のプログラムは、2013年、ふげんの使用済み燃料を使用して行う新しいNDA装置(ロスアラモス研究所設計・製作)の測定実験であり、これまでに測定の手順等を詳細にまとめた。このNDA装置は、自発中性子反射反応度法(PNAR)と自発中性子共鳴濃度分析法(SINRD)が統合された測定法を採用している。

論文

The JAEA part of the joint JAEA-U.S. DOE project for Pu measurement of Fugen spent fuel assemblies by integrated PNAR and SINRD

江原 里泰; 片野 好章; 中村 孝久; 高城 久承; Bolind, A.; 瀬谷 道夫

Proceedings of INMM 53rd Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2012/07

新型転換炉ふげんは福井県敦賀市にある重水減速沸騰軽水冷却型原子炉の原型炉である。ふげんは2003年3月に運転を終了し、現在は廃止措置(解体)段階にあるが、その使用済燃料貯蔵プールにはMOX及びUO$$_{2}$$の使用済燃料が存在する。ふげんは原型炉であることから、使用済燃料貯蔵プールでの燃料取り扱いには柔軟性があり、使用済燃料にかかわる各種の測定試験を行うことができる。そのような特性を生かして、原子力機構とU.S.DOE(LANL)は、統合PNAR・SINRD装置によるPu量の非破壊測定試験を2013年に行うことを計画している。現在、LANL側はPNAR・SINRD検出器の設計・製作を行い、原子力機構側は試験のための準備を行っている。本発表では、ふげんにおける同装置の試験実施場所の選定、装置の設置方法や試験手順の検討状況等について報告する。

論文

JAEA development programs of advanced technologies for safeguards and security

Bolind, A.; 呉田 昌俊; 曽山 和彦; 羽島 良一; 原田 秀郎; 中村 孝久; 瀬谷 道夫

Proceedings of INMM 53rd Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2012/07

本発表は、原子力機構・核不拡散・核セキュリティ総合支援センターの保障措置及び核セキュリティに関する4つの核物質計測及び検知にかかわる先端技術開発の進展について紹介するものである。4つのうちの1つはZnSのセラミックシンチレータを材料とする$$^{3}$$He代替中性子検出器開発である。残りの3つのうちの1つは核共鳴蛍光(NRF)による非破壊測定技術開発である。これは、エネルギー回収型リニアック(ERL)をベースにレーザーコンプトン散乱により生成させた大強度の単色$$gamma$$線を入射させて起こす同位体特有の核共鳴蛍光散乱を利用するものである。もう一つのものは中性子共鳴透過分析(NRTA)と中性子共鳴捕獲分析(NRCA)を組合せたもので、粒子状デブリ中の核物質を測定するものである。最後のものは、ロスアラモス国立研究所が開発中の中性子測定をベースとした使用済燃料NDA装置に関するものである。この装置は、自発中性子反射反応度法(PNAR)及び自発中性子共鳴濃度分析法(SINRD)の統合されたものである。この装置は、原子力機構とDOEの共同研究で、「ふげん」にて使用済燃料を利用した測定試験が実施される予定である。

論文

酸化還元除染法による「ふげん」原子炉冷却系Bループの系統化学除染結果

森田 聡; 相澤 大和; 塚本 裕一; 奥沢 良和; 小堀 勝; 中村 孝久

サイクル機構技報, (7), p.1 - 9, 2000/00

第15回定検で実施した原子炉冷却系Bループの系統化学除染について、除染方法、除染システム、及び除染結果について、サイクル機構技報で発表する。

報告書

ふげん廃止措置技術専門委員会第一回委員会資料集

北端 琢也; 清田 史功; 中村 孝久; 白鳥 芳武; 関口 峰生; 東浦 則和; 井口 幸弘

JNC-TN3410 2000-001, 48 Pages, 1999/12

JNC-TN3410-2000-001.pdf:2.17MB

新型転換炉ふげん発電所は核燃料サイクル開発機構法にもとづき、平成15年度までに運転を停止し、廃止にともなう措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という。)を行っている。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置し、12月14日に第1回委員会が開催された。本書は、第1回ふげん廃止措置技術専門委員会において配付された資料集であり、ふげん廃止措置技術専門委員会の概要、「ふげん」の廃止措置に向けた取り組み、解体手順の検討状況、放射能インベントリ評価状況、除染技術の検討状況、廃樹脂処理技術の開発状況、エンジニアリング支援システム構築の状況についてまとめたものである。

論文

新型転換炉ふげん発電所における系統化学除染技術の開発と経験,2 系統化学除染の結果

直井 洋介; 北端 琢也; 川崎 昇; 中村 孝久; 古川 清治

日本原子力学会誌, 38(6), p.511 - 520, 1996/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

新型転換炉ふげん発電所では、1989年と1991年の定期検査において我が国の供用中の原子力発電所としては初めて一次冷却系の系統化学除染を行い、大幅な被ばく低減に成功した。使用した除染剤はキレート系の希薄液除染剤クリデコン203で、10年以上にわたる基本性能確認試験、材料健全性確認試験で得られた成果に基づき除染条件は除染剤濃度0.05$$sim$$0.1%、除染温度摂氏120度、除染時間24時間とした。除染剤の注入と浄化を並行して行う除染中浄化法を適用し、除染剤濃度を管理するとともに、除染中の系統線量を低く抑制した。除去された放射性核種量は1回の除染当たりCo-60で7$$sim$$8TBqで、定期検査時の線量当量低減率は50%を超えた。除染中に実施した材料健全性確認試験及び除染後の主要な機器の開放点検では、材料に対する悪影響は観察されなかった。系統化学除染後の約5年以上の運転を経ても除染の影響と考えられる障害は

論文

Development of a Leak Detection System using High-Temperture-Resistant Microphones

森下 喜嗣; 望月 弘保; 渡辺 兼秀; 中村 孝久; 中嶌 良昭; 山内 辰也

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(3), p.237 - 244, 1995/00

原子力学会等において,既に口頭発表している入口管からの冷却材漏洩と漏洩音の特性ついての研究をまとめ,破断検出系の開発について発表する。研究内容は,(1)入口から冷却材が漏洩した場合の音圧特性,(2)発生した音が複雑な配管群中を通過する際に被る減衰,(3)バックグランドのノイズ特性,(4)以上を考慮した検出性能評価である。以上によって開発した漏洩検出系が,ある特定の周波数帯を利用した場合に1秒より早くかつ高いS/N(信号/雑音)比で入口管の漏洩を検出できることを示している。

論文

Development of Pressure-Tube Inspection Equipment and Experience in "FUGEN" (ATR)

成尾 一輝; 中村 孝久

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(7), p.638 - 647, 1993/07

「ふげん」(重水減速沸騰軽水冷却圧力管型原子炉)の圧力管(内径117.8mm, 肉厚4.3mm, 長さ4.8m, ジルコニウム合金)の供用期間中検査(ISI)を遠隔操作で行う装置を開発した。本装置は、超音波深傷、内径・横断面形状測定、内表面観察の3種類の検査が行える。炉外試験装置を用いてモックアップ試験を行い結果は次の通りであった。(1)長さ5mm$$times$$幅0.06mm$$times$$深さ0.05mmの庇がS/N=15dBで検出できる。(2)内径測定は10$$^{circ}$$C$$sim$$40$$^{circ}$$Cの水温で$$pm$$15$$mu$$mで測定できる。(3)内表面観察は長さ2.0mm$$times$$幅0.1mm$$times$$深さ0.1mmの庇が観察できる。(4)4.3$$times$$10の5乗R/H($$gamma$$線)の放射線下で80時間使用できる。「ふげん」の第8回定検中の1989年9月に、この装置を用いて圧力管15体の検査を行い、計画通りに実施できた。

論文

Development of a Leak Detection System using High-Temperature-Resistant Microphones

森下 喜嗣; 望月 弘保; 渡辺 兼秀; 中村 孝久; 中嶌 良昭; 山内 辰也

ICONE-1(The 1st JSME-ASME Joint International Con, 0 Pages, 1991/00

既に口頭発表している入口管からの冷却材漏洩と漏洩音の特性について研究をまとめ、破断検出系の開発について発表する。(1)入口管から冷却材が漏洩した場合の音圧特性(2)発生した音が複雑な配管群中を通過する際に被る減衰 (3)バックグラウンドのノイズ特性 (4)以上を考慮した検出性能評価である。以上によって開発した漏洩検出系が、ある特定の周波数を利用した場 合1秒より早くかつ高いS/N(信号/雑音)比で入口管の漏洩を検出 出来ることを示した。

報告書

新型転換炉ふげん発電所 原子炉冷却系系統除染法の開発

川崎 昇*; 中村 孝久*; 北端 琢也*; 他8名*

PNC-TN3410 89-011, 617 Pages, 1989/07

PNC-TN3410-89-011.pdf:18.87MB

新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」と略す)では、運開当時、既に先行軽水炉の状況から、運転経過とともに原子炉冷却系の機器・配管に放射性腐食生成物(以下「クラッド」と略す)が蓄積し、線量当量率の上昇が予測された。そのため系統の化学除染(以下「系統除線」と略す)がいずれ必要になることも考慮して、情報の収集に当り、昭和55年に国内外の化学除染技術の公開情報をまとめ、「ふげん」に最適な除染剤について選定・評価してきた。除染剤の選定・評価するための検討項目は、除染性能、構成材健全性への影響、廃液処理性、施工性等種々あるが、できる限りの検討を加え、最終的に国産品の希薄液除染剤であるクリデコン203を選定した。選定以後、約8年をかけて上記項目に対するクリデコン203の基礎データを確認するとともに、実機熱交換器等の除染実証試験を行い、系統除染への適用の見通しを得た。一方、平成元年7月中旬より実施する「ふげん」の第8回定期検査では、原子炉再循環ポンプの分解点検、応力腐食割れ(以下「SCC」と略す)予防対策のための原子炉再循環系下部へッダ部分取替工事等、原子炉建屋内高線量当量率下での作業を計画している。これらの作業を含めた定期検査時の総線量当量は、これまで以上に増大することが予測され、効果的な被ばく低減策の実施が必要な状況にあることから、第8回定期検査時には、2系統ある原子炉冷却系統のうち主要な点検・工事の対象となるA側の片ループについて系統除染を行い、作業被ばくの低減化を図る計画を立てた。この系統除染を実施するに当り、動燃事業団は、科学技術庁に対し系統除染計画の説明を行い、当該計画の妥当性の確認を行った。これに対し、科学技術庁原子炉安全局原子炉規制課は、化学除染、金属材料、金属腐食・水化学等の専門家からなる「原子炉安全技術顧問ふげん発電所化学除染ワーキンググループ」(以下「顧問会」という)を3回開催し、除染の有効性、材料健全性、除染作業の安全性、材料健全性確認追跡調査の妥当性等について諮問を行った。その結果、「ふげん」の系統除染計画の妥当性は確認され、当該計画は了承された。本資料は、動燃事業団がこれまで行ってきた「ふげん」の系統除染に係る研究開発結果及び系統除染計画検討結果を上記顧問会用資料として新たにまとめたものである。また、合わせて上記顧問会における質問事項の回答資料等を添付

報告書

Radiation shielding analysis of the Fugen nuclear power station

安藤 康正*; 中村 孝久*; 渋谷 進; 他2名*

PNC-TN3410 88-025, 11 Pages, 1988/09

PNC-TN3410-88-025.pdf:0.38MB

None

報告書

Gamma Dose Rates in the Pressure Tubes of Fugen Nuclear Power Station

安藤 康正*; 中村 孝久*; 渋谷 進

PNC-TN341 84-16, 13 Pages, 1984/11

PNC-TN341-84-16.pdf:0.38MB

None

論文

「ふげん」の圧力管検査装置の開発と使用実績

成尾 一輝; 谷本 健一; 太田 猛男*; 中村 孝久; 今泉 清*

動燃技報, 31 Pages, 

None

論文

FULL SYSTEM CHEMICAL DECONTAMINATION AND COUNTERMEASURES AGAINST RECONTAMINATION OF THE FUGEN NUCLEAR POWER STATION

直井 洋介; 北端 琢也; 中村 孝久; 尾崎 信治; 北山 一宏; 塚本 裕一

SIXTH INTERNATIONAL CONFERENCE ON WATER CHEMISTRY OF NUCLEAR REACTOR SYSTEMS, , 

「ふげん」ではA、B2系統ある原子炉冷却系の系統化学除染を1989年と1991年にそれぞれ実施し、大幅な被ばく低減に成功した。使用した除染材はキレート系の希薄液除染剤KD-203で、除染温度摂氏120度、除染時間24時間で除染を行なった。2回の除染とも100TBq以上と推定される燃料表面に付着したCo-60の溶出をさけるため除染前にすべての燃料を炉心から取り出した。Bループの除染では取り出した燃料のうち除染後に再装荷される92体を超音波洗浄し、燃料付着クラッドを除去した。除染後の運転期間中に、Ge半導体検出器を用いて各ループの再汚染挙動を調査した結果、燃料付着クラッドを除去したBループの再汚染は燃料付着クラッドを除去しなかったAループの再汚染に比べて若干抑制されていることが判った。再汚染をさらに抑制するため、給水中の鉄クラッドを1ppb以下に抑制するため高性能樹脂についてインプラント試験

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