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報告書

日本原子力研究開発機構における2020年度新原子力規制検査制度に対応するための新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入

曽野 浩樹; 助川 和弘; 野村 紀男; 奥田 英一; 保全計画検討チーム; 品質管理検討チーム; 検査制度見直し等検討会

JAEA-Technology 2020-013, 460 Pages, 2020/11

JAEA-Technology-2020-013.pdf:13.46MB

2020年4月1日施行の原子炉等規制法及び関係法令に基づき行われる新しい原子力規制検査制度(新検査制度)の導入準備として、日本原子力研究開発機構(原子力機構)所管の新検査制度対象7事業施設(研究開発段階発電用原子炉施設,再処理施設,加工施設,廃棄物管理施設,廃棄物埋設施設,試験研究用原子炉施設及び核燃料物質使用施設)を対象に、それら施設の多様性,特殊性及び類似性を考慮しつつ、原子力規制検査に対応するための運用ガイド6種「保全文書ガイド」,「独立検査ガイド」,「溶接検査ガイド」,「フリーアクセス対応ガイド」,「PI設定評価ガイド」及び「CAP対応ガイド」を策定した。また、新検査制度下での品質マネジメントシステム及び保安規定の改定案を検討し、原子力機構内で典型的な規定類のひな形として取りまとめ、新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入を完了した。規制当局及び事業者ともに新検査制度の運用に係る細部の調整は、新検査制度本運用後(2020年4月以降)も継続していることから、今後の本運用の実施状況とその調整結果を踏まえ継続的・段階的に改善していくこととする。

報告書

炉内中継装置の引抜方策の検討に係る調査について; 「もんじゅ」原子炉容器内構造物の観察

針替 仁; 高木 剛彦; 浜野 知治; 中村 省一; 大場 俊雄; 江橋 政明; 奥田 英一; 木下 知宣

JAEA-Technology 2013-014, 150 Pages, 2013/07

JAEA-Technology-2013-014.pdf:24.38MB

高速増殖原型炉もんじゅにおいて、平成22年8月26日に炉内中継装置(以下「IVTM」という。)本体が原子炉機器輸送ケーシングのグリッパ爪から外れて落下する事象が発生した。その後、IVTM本体の引抜きが「荷重超過」警報の発報により実施できなかったことから、IVTM本体の状況を把握するため、不活性アルゴンガス中にナトリウム蒸気が浮遊する原子炉容器内で観察を行うための観察装置、観察方法等について検討を行い、IVTM本体内側案内管の内面観察とIVTM本体の上部・下部案内管接続部の外面観察を実施することとした。これら観察の結果、案内管接続部で上部案内管下端部が径方向に変形し、燃料出入孔スリーブと干渉することを確認したため、燃料出入孔スリーブと一体で原子炉容器内から引き抜くことを決定した。本報告はIVTM本体を引き抜くために実施した原子炉容器内の観察について、観察装置、観察方法等の検討内容及び結果についてまとめたものである。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅの長期保管燃料の経年的影響の考察

加藤 優子; 梅林 栄司; 沖元 豊; 奥田 英一; 高山 宏一; 小澤 隆之; 前田 誠一郎; 松崎 壮晃; 吉田 英一; 前田 宏治; et al.

JAEA-Research 2007-019, 56 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-019.pdf:6.79MB

「もんじゅ」の運転再開にあたって、今後新たに製造する燃料に加え、平成7年に実施した性能試験で燃焼を経験した燃料及び本格運転以後に使用する予定で保管されている燃料についても利用する計画である。これらの燃料については、製造後、既に10年を越えてナトリウム中(原子炉容器及び炉外燃料貯蔵槽)、あるいは大気中に保管された状態にある。これら燃料の保管中における経年的影響について燃料の機械的な健全性の確保の観点から、技術的検討・評価を行った。具体的には、これら長期保管状態にある燃料集合体について、経年的な影響を放射線による影響,環境による影響,機械的な影響等に着目して、熱,流動,構造強度,材料等の観点から、網羅的に整理して考察した。その結果、長期保管状態にある燃料集合体が有する機械的健全性は損なわれておらず、使用上での要求機能,性能を確保していることが明らかとなった。

報告書

もんじゅ2次系床ライナの機械的健全性について

一宮 正和; 堂崎 浩二; 上野 文義; 森下 正樹; 小林 孝良; 奥田 英一; 嵐田 源二

JNC-TN2400 2000-005, 103 Pages, 2000/12

JNC-TN2400-2000-005.pdf:3.98MB

もんじゅ2次系床ライナについて、漏えいナトリウムの燃焼による熱荷重条件に対するライナの機械的健全性を、溶解塩型腐食による減肉を考慮したうえで、非弾性解析及び部分構造模擬試験により評価した。非弾性解析の結果、減肉が著しく進行しても、ライナに生じるひずみ値は材料固有の延性限度内にあるため、ライナに貫通性損傷が発生することはなく、その機械的健全性が確保されることを確認した。また、部分構造模擬試験の結果、非弾性解析による推定値を大幅に上回るひずみを与えても損通性損傷はなく、機械的健全性を維持することを確認した。

報告書

オフライン荷重センサーの開発; 焼結体による荷重測定素子の特性測定(その2)

嶋守 重人; 小林 孝良; 鈴木 惣十; 金城 勝哉; 奥田 英一; 加納 茂機

PNC-TN9410 94-351, 97 Pages, 1994/09

PNC-TN9410-94-351.pdf:3.41MB

オフ・ライン荷重センサーの開発に関して、「焼結体による荷重測定素子の特性測定(その1)(PNC SN9410 90-082)」で得られた基礎的特性データに基づき、原子炉環境下における実用化の観点から特性測定(II)及び(III)として以下の試験及び検討を行った。(1)特性測定(II)1)初期条件調整圧縮試験2)形状パラメータ圧縮試験3)斜角圧縮試験4)圧縮クリープ試験(2)特性測定(III)1)初期条件調整圧縮試験2)高温平行圧縮試験3)高温斜角圧縮試験特性測定(II)により、測定素子は530$$^{circ}C$$程度以下の原子炉環境下においてオフ・ライン荷重センサーとして実用に供しうるとの見通しが得られた。さらに特性測定(III)では、ルースパーツ対策としてカバーを接合した測定素子の特性データ取得し、実用の可能性を確認した。一連の特性測定試験と並行して、原子炉内における荷重測定素子としての実用化検討と汎用生の検討も加えた。本報告書では、特性測定(II)及び(III)の期間に得られた成果を第1編、第2編で報告するとともに、第3編に実用化に関する検討結果を報告する。

報告書

オフライン荷重センサーの開発 焼結体による荷重測定素子の特性測定(その1)

奥田 英一*

PNC-TN9410 90-082, 105 Pages, 1990/06

PNC-TN9410-90-082.pdf:3.1MB

原子炉の環境下においてオフ・ラインで荷重を測定するために考案された、焼結体による荷重測定素子に関する基礎的特性データを取得した。特性測定に用いた素子の形状は、常陽における炉心変形反力測定を念頭において設定した。基礎的測定データ取得のために実施した試験は、次の通りである。(1) 熱膨張測定試験(2) Na中浸漬試験(3) 室温圧縮試験(4) 高温圧縮試験(5) 圧縮クリープ試験なお、高温圧縮試験においては、Na浸漬試験に使用したサンプルの圧縮試験も実施した。特定データは、極めて良好な結果を示しており、今後の実用化研究を進める上で貴重なデータがえられた。

報告書

制御棒操作ガイドシステムの開発,2; 系統昇温領域プログラムの開発

寺門 嗣夫*; 神田 一郎*; 奥田 英一*; 藤原 昭和*; 小沢 健二*; 山下 芳興*

PNC-TN9410 89-052, 54 Pages, 1989/03

PNC-TN9410-89-052.pdf:1.31MB

制御棒操作ガイドシステム(ロッドガイダー)は、高速実験炉「常陽」の制御棒操作自動化を実現させる目的で、昭和61年から開発を開始し、そのうちの第1ステップを終了した。既に完成している4つの領域のプログラム(臨界、出力上昇、出力調整、出力下降)に続いて、今回系統昇温領域のプログラムの開発を行った。また、メニュープログラムを完成し、5つの領域のプログラムを統一した。100MW第16サイクル中に検証試験を行い、運転員に対して良好なガイダンスを行う事が確認された。得られた結果は以下のとおりである。(1)系統昇温領域のプログラムは、良好な制御を行うことが確認された。(2)新しく設けた制御棒操作以外の諸操作に対するガイダンス機能は、良好であることが確認された。(3)臨界、系統昇温、出力上昇、出力調整、出力下降、全ての領域のプログラムは、メニュープログラムと良好に交信した。(3)臨界近傍、系統昇温、出力上昇、出力調整、出力下降、全てのプログラムが完成した。

論文

Verification and Validation of LMFBR Static Core Mechanics Codes Final Report an IWGFR Co-ordinated Research Programme

前田 清彦*; 奥田 英一*

Final Report of the CRP on Intercomparison of LMFBR Core MEchanics Codes, 0 Pages, 1989/00

IAEA/IWGFR主催のCoordinated Research Programmeとして実施した炉心変形挙動解析コードの国際ベンチマーク活動の成果につき参加各機関と連名で報告書にまとめる。ベンチマークはコード間検証のステージ1と実験データ(日本からの提示)による検証のステージ2からなる。ステージ1の比較的単純な挙動は1%以内のばらつきで評価出来るが、摩擦挙動等を考慮するケースでは数十%のばらつきがでる。複雑な挙動の計算モデルの検証と単純な挙動の実験データ検証が必要であるというものであった。ステージ2の結論はラッパ管の変形量の予測は比較的良好であったが、ラッパ管相互の接触力の予測は誤差が大きく、ラッパ管の初期ギャップ、エントランスノズルのモデル化等が原因と推測された。これらの結論から今後更に実施すべき検証項目を提示した。(報告書は、本作業を主導的に実施したR.Andersonと前田清彦がとりまとめた。)

報告書

原子炉保護系ロジック盤の改造

奥田 英一*; 長井 秋則*; 八木 昭*; 砂押 博*

PNC-TN9410 86-112, 1 Pages, 1986/10

PNC-TN9410-86-112.pdf:11.5MB

原子炉保護系設備ロジック盤は,昭和52年「常陽」臨界以来,その安全保護機能に要求された性能を発揮してきた。しかし,設置以来,十数年を経て,システムの老朽化は否めず,保護系の信頼性,安全性の維持向上を目的とするロジック盤改造を実施するに至った。本報告書では,昭和60年常陽第5回定検の一環として実施した「ロジック盤改造工事」に関し,その改造に至った経緯・改造内容および成果等について報告する。以下に改造の結果得られた主な成果を示す。論理回路の使用IC素子は,耐ノイズ性に優れたC―MOSを採用した。又,論理回路および出力リレー回路設計には,フェイルセイフ思想の徹底を計り,原子炉保護系として,より高信頼性,安全性が実現できた。常陽で蓄積された運転,保守経験を生かし,事故時を含む考えられるプラントの挙動を十分に考慮した設計とした結果,従来より運転操作性が改善された。ロジック点検モードに手動点検を追加し,特定項目の診断が可能となった。又,論理回路,点検回路の異常監視機能を強化し,故障発先時に於ける補修の迅速,適確な対応が可能となり,メンテナビリティーの向上が計れた。

報告書

高速実験炉「常陽」FFD(DN法)設備に係る保守経験 : ノイズ対策

沢田 誠*; 中村 省一*; 奥田 英一*; 八木 昭*; 宮口 公秀*; 遠藤 順一*

PNC-TN941 84-121, 56 Pages, 1984/08

PNC-TN941-84-121.pdf:9.99MB

燃料破損検出設備(FFD設備)のうち遅発中性子法(DN法)には,MK―175MW第6サイクル開始頃からさまざまなノイズが発生し,同設備の運転に悪影響を与えてきた。昭和58年2月から昭和59年3月にわたる原因調査の結果,ノイズは電源部,前置増幅器(プリアンプ)部,及びケーブル部からそれぞれ発生していることが判明したため以下のノイズ対策を行った。(1)電源部・安定化電源装置(ACLINECONDITIONER)を電源ラインに設け,電源-アース間に生じていたノイズ電圧を除去した。(2)プリアンプ部・プリアンプの保護カバーがシールド箱と接触して多点アースとなっていたものを,カバーに絶縁処理を施し,多点アースを解消した。・発振防止用コンデンサを新たに設ける回路改造を行うと共に,回路内の電界効果トランジスタ(FET)の交換を行い,回路の安定性を向上させた。・検出器ケーブルコネクターでのシールド処理が不完全であったため信号が不安定で且つノイズを拾いやすい状態となっていたものを,シールド処理を施し耐ノイズ性を高めた。(3)ケーブル部・プリアンプ以降計数モニタまでの間の信号ケーブルを同軸ケーブルから光ファイバーケーブルに交換し,ノイズの誘導を防止した。(但し,ケーブルペネトレーション部等交換不可能な一部のケーブルは従来通り同軸ケーブルを使用している。)・プリアンプ・シールド箱内の高圧ケーブルに電磁遮蔽を施し,高圧ケーブルから検出器ケーブルヘのノイズ誘導を防止した。上記の対策によってノイズを除去することが出来た。本報告書はこれら一連のノイズ対策を集大成し,他設備のノイズ対策の参考に供するものである。

口頭

「もんじゅ」燃料の保管状況とその利用について(案)

伊藤 和元; 池田 博; 高山 宏一; 奥田 英一

no journal, , 

「もんじゅ」燃料の長期保管状況とその利用にかかわる原子力機構の取組みについて、もんじゅ安全性確認検討会に報告する。

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