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報告書

高速増殖原型炉もんじゅ 原子炉容器ガードベッセルの設計・製作・据付と総合機能試験報告書

横田 淑生; 山崖 佳昭; 井上 達也; 富樫 義則; 仲村 喬

PNC-TN2410 97-020, 543 Pages, 1997/09

本報告書は、原子炉容器ガードベッセルの設計より工場製作を経て、昭和63年6月の現地据付、その後の予熱性能試験の結果に至るまでの記録であり、関係するR&D成果及び設計根拠集を含めて技術集約を行った。原子炉容器ガードベッセルは、万が一、1次主冷却系配管から、冷却材であるナトリウムが漏れ出た場合に、漏出ナトリウムを内包するとともに1次主冷却系ナトリウムの漏出量を抑制し、原子炉容器内の炉心の冷却に必要なナトリウム液位を確保する機能を有している。また、ナトリウム充填前の原子炉容器の予熱を行う予熱保温設備を外壁に有している。本報告書は、主に以下の点に重きをおいて技術集約を行ったものである。(1)設計1)型式、形状、寸法についての考え方2)原子炉容器耐震サポートとしての役割3)漏えい量抑制機構及び溢流処理機構(2)機能を満足させるための製作・据付上の留意点と結果(3)予熱設備の設計(R&Dとその反映)と予熱試験の結果これらを通して、原子炉容器ガードベッセルと原子炉容器との隙間が、機能上要求される漏えいナトリウムの保持、漏えいの抑制およびISI機器の移動のために適正に確保されたこと、原子炉容器の予熱中、周、径方向とも温度分布の制限値以内で所定の時間内に昇温できたきと、原子炉容器および原子炉容器ガードベッセルの下部サポート部の隙間が熱過渡時を含めて耐震上の適正な範囲内で維持できる見通しが得られたことなどが確認できた。

報告書

温度計の流力振動防止のための設計方針(案)

岩田 耕司; 井上 達也*; 古谷 章*; 和田 雄作*; 鵜川*; 峰*; 金谷*

PNC-TN9410 97-042, 8 Pages, 1997/03

PNC-TN9410-97-042.pdf:0.29MB

平成7年12月に高速増殖原型炉「もんじゅ」において発生した2次主冷却系配管からのナトリウム漏洩事故は、温度計さやの流力振動による破損が直接の原因であった。今後、「もんじゅ」において同種の破損の発生を防止するため「温度計の流力振動防止のための設計方針(案)」を作成した。本設計方針(案)は、高速炉の配管に設置された熱電対温度計さやを対象として、供用中の流力振動に対する構造健全性の評価方法ならびに判定条件を規定しており、現行の「もんじゅ」技術基準類の規定を補足するものとして位置づけられる。本設計方針(案)は、「もんじゅ」既存設備の健全性の確認ならびに今後必要に応じて実施される改良設計に適用することを念頭に置いた動力炉・核燃料開発事業団としての案である。なお、本設計方針(案)の検討作業は、平成8年5月$$sim$$11月の間、動力炉・核燃料開発事業団内に設けられた温度計設計方針検討会において行われたものである。

報告書

SWAT-3改造予備設計

森 建二*; 大音 明洋*; 井上 正明*; 青木 俊夫*; 中村 武則*; 小*; 塩田 達也*

PNC-TJ9164 94-006, 133 Pages, 1994/03

PNC-TJ9164-94-006.pdf:3.4MB

本研究は、実証炉蒸気発生器の設計基準水リーク率(DBL:DESIGN BASIS LEAK)の妥当性を確認するため、既設の蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT-3)の適用性及び改造内容に関し、予備的検討を行ったものである。以下に成果を示す。1) 基本仕様の検討 破損箇所(管束上部、管束下部)及び水側流動状態(定格状態、30%部分負荷状態、ブローダウン状態、起動時)が高温ラプチャに及ぼす影響について、実証炉SG条件を模擬した隣接伝熱管壁温度評価を行い、次の結果を得た。a.破損箇所については、水側条件が過熱域である管束上部が厳しくなる。b.水側流動状態の影響として、管壁温度は水側条件に依存し、定格状態、部分負荷、ブローグウンの順で厳しくなる。c.上記結果より、水リーク率約1KG/S, 管束上部破損、部分負荷30%条件を模擬した試験を基準ケースとして設定した。また、破損箇所(管束下部破損)、運転条件、注水継続時間、水リーク率及び接液型ラプチャディスクの有無等をパラメータとした試験ケース(計10ケース)を設定した。2) 改造に伴う系統・機器設計 a.系統・機器設計仕様の設定に当たり、試験時の注水管及び隣接管の計11本がギロチン破断した場合の大リーク解析(水噴出率解析、準定常圧解析)を実施した。水噴出率解析の結果、1本当たりの最大噴出率は7.2KG/S, その後3.1KG/Sとなる。また、前記水噴出率を用いた準定常圧解析の結果、最大圧力は注水点近傍で9.7KG/CM2A 、配管部で18.1KG-2- であり、現状のSWAT-3の設計条件の範囲内であることを確認した。 b.改造に伴う系統構成を検討し、系統図を作成するとともに、リスト類(配管リスト、弁リスト、計装品リスト)を作成した。 c.準定常圧解析結果に基づき、改造に伴い新規製作が必要となる、反応容器、水加熱器(注水管用、隣接管用)及びダンプタンクに関する、設計仕様を明確にするとともに、構造図を作成した。 d.反応容器は実証炉SGの1/3スケール(胴内径10--、全高7000MM)、ナトリウム入口ノズルは2系統設け、1試験体で2回の注水試験が可能な構造とした。伝熱管は、実証炉伝熱管寸法及び材質を模擬するとともに、本数は注水管2本、隣接伝熱管20本及び窒素ガス封入管38本から構成されている。また、改造範囲内の配管についても、

報告書

AGT8/日本・ナトリウム-水反応専門家会議

浜田 広次*; 井上 達也*; 河島 弘明*; 森 建二*; 黒川 眞佐夫*; 吉岡 直樹*; 進藤 嘉久*

PNC-TN9600 89-005, 359 Pages, 1989/06

PNC-TN9600-89-005.pdf:8.04MB

本会議は、平成元年3月15日$$sim$$17日の日程で、Dounreay/UKAEA主催の下に開催された"AGT8/JapaneneSpecialists' MeetingonUnderSodiumWaterReactions"の概要を記述したものである。 会議は、英国PFR過熱器での大リーク事故調査、Na-水反応研究に関する日欧間の情報交換、及びNa-水反応研究に関する将来の国際協力の可能性等の討議を主な目的とした。動燃(日本)・UKAEA(英国)・CEA(仏国)の3ヵ国から合計約30名が参加し、日本側から3件、英国側から6件の発表が為された。 大リーク事故調査に関しては、事故の主な発生原因はPFR過熱器固有の問題(構造設計、リーク検出系、運転方法、水/蒸気緊急ブロー系、伝熱管破損メカニズム(IGA,Overheating)等の違い)に起因したものであることを確認できた。もんじゅに対しては、設計上の対応が計られていると共に、支配的な伝熱管破損伝播メカニズムについてもSWAT試験により実験的に確認されている点を考慮すれば、同様な事故がもんじゅに発生する可能性は極めて少ないと推定される。情報交換に関しては、日本側より高Cr系伝熱管材の微小・小リークウェステージデータを提示し、英国側より9Cr-1Mo鋼及び2・1/4鋼の小リークデータを入手した。今後の国際協力については、欧州側がEFR(欧州実証炉)を対象にした試験・研究を英国・西独を中心として計画及び一部着手し、また日本でも実証炉用に高Cr系伝熱管を対象とした研究・開発に着手していることを考慮し、共同研究は十分価値のあるものとの共通認識を得た。そのため、英国側から当面の課題としてPFR炉及び実証炉を対象とした双方の破損伝播解析コードによるベンチマーク問題の提案が挙がり、日本側からは(1)9Cr-1Mo鋼のウェステージ・Overheating試験データ、(2)破損伝播解析コード、(3)音響リーク検出系開発、に係わる情報交換の可能性について提案した。 併せて実施した施設訪問では、ナトリウム-水反応関連施設の現状と今後の計画について、討議を含む調査・視察を行った。 これらの概要について併せて報告する。

報告書

Field Insitu Vibartion Testing of JOYO Heat Transport System Piping

井上 達也; 谷山 洋

PNC-TG033 82-01(6), 23 Pages, 1982/02

PNC-TG033-82-01(6).pdf:0.32MB

None

報告書

Operating Experiences and Present Activities of JOYO

中野 誠*; 古平 清; 伊藤 芳雄; 井上 達也; 松野 義明

PNC-TG033 82-01(1), 26 Pages, 1982/01

PNC-TG033-82-01(1).pdf:0.38MB

None

報告書

高速実験炉「常陽」格納容器漏えい率試験成果報告(第5分冊その2); 格納容器局部漏えい試験

榎戸 俊彦*; 大和田 敏雄*; 平田 豊*; 井上 達也*; 瀬川 卓真*; 海野 信三*; 沢田 誠*

PNC-TN941 80-59VOL2, 164 Pages, 1980/04

PNC-TN941-80-59VOL2.pdf:9.03MB

高速実験炉「常陽」の昭和54年度定検において格納容器全体漏えい率試験に先立ち昭和54年8月末から12月初にかけて格納容器局部漏えい試験が実施され,判定基準を満足する結果が得られた。B種試験の合計漏えい率は,7,451$$times$$10$$times$$-3+-2,571$$times$$10$$times$$-4(%/day)C種試験の合計漏えい率は,4,023$$times$$10$$times$$-3+-2,773$$times$$10$$times$$-4(%/day)であった。(但し,統計処理法の結果である。)本書は,今回の格納容器局部漏えい試験の要領および結果について記述したものである。尚,結果については,従来の試験結果も記載した。

報告書

高速実験炉「常陽」格納容器漏えい率試験成果報告(第5分冊その1); 格納容器局部漏えい試験

榎戸 俊彦*; 大和田 敏雄*; 平田 豊*; 井上 達也*; 瀬川 卓真*; 海野 信三*; 沢田 誠*

PNC-TN941 80-59VOL1, 121 Pages, 1980/04

PNC-TN941-80-59VOL1.pdf:6.05MB

高速実験炉「常陽」の昭和54年度定検において格納容器全体漏えい率試験に先立ち昭和54年8月末から12月初にかけて格納容器局部漏えい試験が実施され,判定基準を満足する結果が得られた。B種試験の合計漏えい率は,7,451$$times$$10$$times$$-3+-2,571$$times$$10$$times$$-4(%/day)C種試験の合計漏えい率は,4,023$$times$$10$$times$$-3+-2,773$$times$$10$$times$$-4(%/day)であった。(但し,統計処理法の結果である。)本書は,今回の格納容器局部漏えい試験の要領および結果について記述したものである。尚,結果については,従来の試験結果も記載した。

報告書

高速実験炉「常陽」ナトリウム注入後第2回格納容器全体漏洩率試験試験報告書(速報)

井上 達也*; 榎本 俊彦*; 平田 豊*; 伊藤 忠弘*; 福田 達*; 朝倉 文雄*; 野本 昭二*

PNC-TN943 80-01, 1 Pages, 1980/03

PNC-TN943-80-01.pdf:1.78MB

高速実験炉「常陽」原子炉格納容器の気密保持機能確認を目的とし,昭和54年12月,原子炉格納容器の全体漏洩率試験を実施した。試験は高速実験炉「常陽」の定期点検の一環とし,昭和53年2月に実施したナトリウム注入後第1回試験に引続き,第2回試験として第1回試験と同一の方法にて実施した。試験の結果,全体漏洩率(みかけの漏洩率)は絶対圧力法にて0.034+-0.021%/day,基準容器法にて0.039+-0.006%/dayであり,第1回試験で測定された漏洩率(それぞれ,0.036+-0.011%/day,0.036+-0.008%/day)とほぼ等しく,誤差並びにナトリウム冷却型炉として特殊な試験状態を採用したことに伴う補正漏洩率を加えた結果も基準値1.90%/day以下であって,原子炉格納容器の気密保持機能は維持されていることが確認された。▲第1回試験並びに第2回試験の結果により,ナトリウム冷却型炉固有の,冷却材を溶融循環させた状態での試験並びにそれに伴う漏洩率の評価法に問題はなく,以後の試験も,ナトリウム冷却型炉の全体漏洩率試験として支障なく実施出来るものと考えられる。▲

報告書

EBR-IIの異常予知システム(邦訳)

井上 達也*; 沢田 誠*; 伊藤 忠弘*; 遠藤 昭; 富田 洋司*; 福田 達*; 田中 康雄*

PNC-TN951 79-01, , 1978/12

PNC-TN951-79-01.pdf:2.04MB

近年,異常予知システムの開発が盛んであり,その有効性から,原子炉プラントヘの導入も試みられている。プラントの異常が予知され,直ちに調整,補修が行われる方式が確立されれば,安全性並びに保守管理面で有効であり,早期のシステムの確立が要望されている。ここに,EBR―2での関連する資料を入手することが出来たので,上記のシステム開発の必要性に対する参考資料として,又,開発が計画されている高速実験炉「常陽」の異常予知システムのための参考資料として次の2種の資料を邦訳した。▲1.HO/M―201,PREVENTIVEMAINTENANCESYSTEM,EBR―2project,ANL▲2.K.J.MoriartyandJ.M.Ringquist,DATA―PROCESSINGSYSTEMFORINSTROMENTMAINTENANCEANDCALIBRATIONATEBR―2,ANL/EBR―063,EBR―2project,ANL,Junel972▲1.は予防医学的なプラント保守管理システムに関するものであるが,異常を予め知る意味での異常予知の一つの方法であることから,敢えて異常予知システムと訳している。▲2.はプラント計測系の保守管理に関するものであり,1と一部重複しているが,総合システムとしての異常予知システムが持つべきデータ処理の方法が詳述されており,興味深い。▲

報告書

1次主冷却系配管材サ-ベイランス試験計画書

鈴木 和久*; 小杉 久夫*; 三輪 秀泰*; 井上 達也*; 古平 清*; 柚原 俊一*; 西田 隆*

PNC-TN908 75-01, 32 Pages, 1975/08

PNC-TN908-75-01.pdf:0.74MB

要旨高速実験炉「常陽」では,主要部材の健全性を確認し,原子炉の安全性を確保するために,約20年間にわたって,サーベイランス試験を行うことが義務づけられている。本報は,そのうちの1次主冷却系配管材についての試験計画をとりまとめたものである。内容は1次主冷却系配管材の仕様,試験片製作要領,確認試験要領,ナトリウム浸漬要領,サーベイランス試験要領,試験結果のまとめかたとなっている。本報により試験片符号と対象部材,ナトリウム浸漬位置,取出年度など必要事項の対応が容易につき,また20年間にわたり,試験方法,データの評価方法が統一されることが期待される。▲

報告書

高速炉の熱衝撃に対する設計法とその緩和法に関する専門家会議(IAEA,IWGFR主催)他出張報告書

加納 巌*; 井上 達也*

PNC-TN260 75-03, 56 Pages, 1975/03

PNC-TN260-75-03.pdf:4.13MB

本報は昭和49年6月17日$$sim$$21日にIAEAのInternational Working Group on Fast Rea-ctorが主催して米国カリフオルニア州,Ganoga ParkのAtomics International社で開催された「高速増殖炉プラントの熱衝撃に関する設計手法および緩和法」に関する専門家会議の概要を報告したものである。会議は,英,米,独,仏,日の五ヶ国の代表12名が参加して5日間にわたって行なわれ,日本からは,加納巌,井上達也の2名が参加した。またこの会議の後,主として高速炉の高温構造設計法の動向等の調査のため,米国内の数ケ所を訪問したのであわせてその概要を報告する。

報告書

高速実験炉におけるヘリウム漏洩試験の手引

阿部 功*; 平沢 義也*; 尾尻 洋介*; 井上 達也*; 鈴木 幸男*

PNC-TN952 74-01, 1 Pages, 1974/01

PNC-TN952-74-01.pdf:1.68MB

本報は「常陽」において実施して来たヘリウム漏洩試験の経験に基づき,ヘリウム漏洩試験の検討を取纏めたものである。 内容はヘリウム漏洩試験一般,各種の試験法,失敗例,および代表的なデータを集録してある。

論文

Proposed Benchmark Problems for IAEA/IWGFR Coordinated Research Program on Intercomparison of LMFBR Seismic Analysis Codes

岩田 耕司; 中西 俊輔; 森下 正樹; 大坪 徹; 井上 達也

Consultant Meeting of IAEA/IWGFR CRP on Intercomp, , 

IAEA/IWGFR主催の「LMFBR耐震解析コードの相互比較」国際共同研究に日、仏、伊国より実験データを有する炉心振動問題を提起することになっており、本資料はこのうち日本が提出する問題を記述したものである。単体の振動問題を規定したもので過去に行われた実験と対応するものである。この問題を各国が解析し相互比較する予定である。本資料は共同研究顧問会議に提出される。

論文

特集 高速増殖炉もんじゅ発電所用機器 高速増殖炉もんじゅ発電所 1次主冷却系中間熱交換器の設計・制作

井上 達也; 岩間 次男*; 樋口 真一*; 山川 正剛*; 福田 嘉男*

日立評論, 71(10), 1005 Pages, 

高速増殖炉もんじゅ発電所1次主冷却系中間熱交換器は、1次主冷却系機器の中で重要な機器であり、原子炉で発生した熱を1次ナトリウムを通じ、2次ナトリウムに伝達するたて型無液面平行向流型、交換熱量238MWの大型熱交換器である。中間熱交換器は、材料のクリープ温度で運転され高温ナトリウムによる熱衝撃条件のもとで使用されるため、熱応力の緩和対策が、また、性能確保の面から機器内での均一な流動分布を得るために、各部に構造上の配慮が必要である。このため、綿密な計画のもとに、伝熱・流動、材料、構造強度、製作技術などの開発を進めてきた。中間熱交換器は本年6月、7月に相次いで工場完成し現地に据付けられた。この機会に開発された技術並びに製品の紹介を行うものである。

論文

特集 高速増殖炉もんじゅ発電所用機器 高速増殖炉もんじゅ発電所 ナトリウム機器の設計・製作

井上 達也; 今川 信作*; 高橋 庸一*; 前谷 弘道*

日立評論, 71(10), 1035 Pages, 

もんじゅ1次冷却系ナトリウムの取扱い技術に関する機器について、設計、研究開発、製作上の技術的特徴を述べた。対象機器としては、ナトリウム純度管理用機器として、コールドトラップ、プラギング計、ナトリウムサンプリング装置、ナトリウム移送用機器として、電磁ポンプ、及びナトリウム貯留用機器として、大型タンクとガードベッセルについて記述している。これら、ナトリウム機器は、多くの使用実績に基づき構造が設定されてきており、その内容を説明するとともに、「もんじゅ」用仕様については、性能試験により確認をして、製作に反映したことを説明している。

論文

日本機械学会誌「機械工学年鑑」の一部

井上 達也

日本機械学会誌, 100(945), 47 Pages, 

例年日本機械学会より高速増殖炉および新型転換炉の動向について機械工学年鑑の原稿依頼を受けており,1996年を中心に「常陽」「もんじゅ」及び「ふげん」の状況を簡単に紹介する。主な内容は次のとおり。1,「常陽」運転中初臨界以来の累積運転時間約52000時間。2,「もんじゅ」停止中原因究明作業終了,安全総点検実施中。3,「ふげん」運転中総発電電力量約173億KWh。

口頭

粒径の異なるジルカロイ酸化生成物を添加した水の放射線分解による水素発生

松本 義伸*; 井上 将男*; 永石 隆二; 鈴木 達也*; 小川 徹

no journal, , 

過酷事故後の炉心内での水素安全評価のため、ジルカロイ-4(Zry-4)の高温酸化生成物等を含む水の放射線分解による水素発生等を調べている。本報告では、粒径の異なるZry-4酸化生成物を粉砕と分級により調製し、粒径や比表面積がどのように水素発生等に影響するかについて調査した。その結果、純水中に添加されたZry-4酸化生成物粉末の表面積増加が、放射線分解による水素発生の促進効果の要因の一つとなっている可能性が考えられた。

口頭

粒径の異なるジルカロイ酸化生成物を添加した水の放射線分解による水素発生

松本 義伸*; 井上 将男*; 永石 隆二; 鈴木 達也*; 小川 徹

no journal, , 

過酷事故後の炉心内での水素安全評価のため、ジルカロイ-4(Zry-4)の高温酸化生成物等を含む水の放射線分解による水素発生等を調べている。本報告では、粒径の異なるZry-4酸化生成物を粉砕と分級により調製し、粒径や比表面積がどのように水素発生等に影響するかについて調査した。

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