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論文

Experience of integrated safeguards approach for large-scale hot cell laboratory

宮地 紀子; 川上 幸男; 小泉 敦裕; 大辻 絢子*; 佐々木 敬一*

IAEA-CN-184/60 (Internet), 6 Pages, 2010/11

大型照射後試験施設(FMF)は高速実験炉「常陽」等から直接使用済燃料集合体を受入れ、解体し、照射後燃料等の挙動評価のための照射後試験を行う施設である。試験を終えた切断片,燃料ピン等は、「常陽」使用済燃料貯蔵プールへ再び払出している。このFMFに対して統合保障措置を適用して、原子力機構の「常陽」エリアにおける保障措置の強化をはかった。適用した統合保障措置の考え方は、「常陽」とその使用済燃料を使用するFMFを関連施設として、その受払いを検認するものである。受払い検認の実現にあたっては、FMFからの受払い経路,使用キャスクを限定することで、受払いを連続的に監視することを可能とし、より効果的な保障措置を実現した。またキャスク内容物検認には、中性子測定を導入した。中性子測定の導入にあたっては、中性子測定試験等により、その有効性を確認している。FMFへ受払い検認を新たに導入したことにより、「常陽」とFMF間の使用済燃料の流れが明確になり、保障措置の強化につながった。一方で統合保障措置移行により、検認のPDIが増加したが、施設側の検認活動に対する負荷は減少した。

報告書

集合体変形挙動解析手法の高度化 - 「常陽」内側反射体湾曲解析 -

菊地 晋; 小泉 敦裕; 伊藤 邦博*

JNC-TN9400 99-084, 92 Pages, 1999/12

JNC-TN9400-99-084.pdf:4.46MB

集合体変形挙動を把握することは、集合体の寿命及び集合体引き抜き荷重の増加などを評価する観点から重要である。このため、集合体変形挙動を評価するために、炉心変形解析コード「BEACON」が開発されてきた。しかし、従来の炉心核・熱流動解析によって設定した炉内照射条件を入力し、「常陽」反射体を解析した計算値は実測値であるPIEデータと比較すると、湾曲方向が逆になるという問題があった。そこで、本報では「常陽」反射体の照射変形に関わるPIEデータの分析及び集合体の炉内照射変形解析を通して「常陽」炉心内の集合体照射変形に使用する解析コード及び解析モデルの適用性、解析条件等について、検討した。

報告書

高速炉用混合酸化物燃料の溶融限界線出力評価 - 「常陽」PTM-2試験に関する照射後試験技術開発と試験結果の評価 -

山本 一也; 櫛田 尚也; 小泉 敦裕

JNC-TN9400 2000-029, 87 Pages, 1999/11

JNC-TN9400-2000-029.pdf:5.11MB

「常陽」における燃料溶融限界線出力試験(PTM: Power-To-Melt試験)であるPTM-2試験に供せられた試験体B5D-2の試験燃料ピン24本について、燃料溶融限界線出力評価に資するために照射後燃料の試験方法を確立し、その試験結果の妥当性評価を実施した。本研究により、以下の結果が得られた。・試験によって確認されたB5D-2の線出力ピーク部位における最大燃料溶融割合は10.7%で、「常陽」PTM試験の最大燃料溶融割合制限値20%の約半分であった。線出力ピーク部位以外の部位において最大の燃料溶融割合が認められ、11.8%に達していたが、これは溶融燃料が移動し、二次溶融が発生したものと考えられる。・PTM試験評価において決め手となる燃料溶融境界の判定は、基本的に金相組織観察によって可能であるが、金相組織だけでは判別の困難なケースでは、X線マイクロアナライザーによるPu分布分析を組合せて評価することが非常に有効である。・燃料溶融境界における線出力値に与える燃料ペレット密度の効果は過去の報告よりも大きいことが示唆されたが、燃料ペレット-被覆管ギャップやO/M比の依存性については明確には認められなかった。さらに、被覆管内面温度の影響やタグガスの影響についても本試験では認められなかった。

報告書

「常陽」MK-IIB型特殊燃料集合体(PFB031)の照射後試験; 集合体及び燃料要素の非破壊試験

小泉 敦裕*; 平澤 久夫*

PNC-TN9410 88-194, 1 Pages, 1988/02

PNC-TN9410-88-194.pdf:1.99MB

「常陽」MK-2B型特殊燃料集合体(PFB031)の健全性の確認及び照射初期の挙動を把握することを目的に照射後試験を実施した。試験は、外観検査を始めとする集合体試験、コンパートメント試験、さらにX線ラジオグラフィー等のピン試験を行った。本集合体は、MK-2第12´(出力上昇時燃料組成変化測定試験)サイクルで照射されたものであり、その燃焼度はコンパートメント平均で約80MWd/tである。本試験の結果は以下のとおりである。(1)集合体試験、コンパートメント試験、ピン試験の結果から、本集合体の健全性を確認した。(2)X線ラジオグラフィーの結果から、「もんじゅ」仕様ピンに中心空孔が観察された。

報告書

Phenix PNC-3照射燃料ピンの照射後試験(1); 燃料要素の非破壊試験

小泉 敦裕*; 平澤 久夫*; 長谷川 正泰*; 永峯 剛*

PNC-TN9410 88-193, 1 Pages, 1988/02

PNC-TN9410-88-193.pdf:3.07MB

フランスのフェニックス炉で照射されたPhenix PNC-3照射燃料ピンの健全性を確認し、照射挙動データを取得するために照射後試験を実施した。試験は、外観検査、X線ラジオグラフィー、重量測定、寸法測定、ガンマスキャン、パンクチャテストを行った。本燃料ピンは、中間検査を経て最高燃焼度108,000MWd/t、最大中性子照射量1.88$$times$$10E23n/†(E$$>$$0.1MeV)まで照射されたものであり、「もんじゅ」燃料に近い長尺ピンの特徴を有している。本試験の結果は以下のとおりである。(1)燃料ピンに損傷はなく、その健全性を確認した。(2)高燃焼度ピンにE106Rhのインゴット状のものが認められた。(3)外径は最大270$$mu$$m(変化率$$Delta$$D/D=4.15%)増加していた。また、炉心部に認められたオーバリティ及びらせん状の曲がりは、ワイヤとの相互作用によるものと考えられる。(4)F.P.ガス放出率は、「もんじゅ」設計式を下回っていた。

報告書

制御棒下部案内管(TLG001)の照射後試験

小泉 敦裕*; 小野瀬 庄二*; 沖元 豊*

PNC-TN9410 87-194, 1 Pages, 1987/02

PNC-TN9410-87-194.pdf:3.47MB

制御棒下部案内管「TLG001」の照射後試験を実施した。本制御棒下部案内管はMK-2移行作業において新規に装荷され、100MW出力上昇サイクルから第7″(自然循環試験)サイクルまで使用されたもので、20%冷間加工を施したSUS316相当鋼の案内管とSUS316容体化処理材の一体型パッドが溶接付けしてあるため、長期使用に際しては両者間のスエリング差による溶接部の亀裂、パッド部の脱落等が懸念されていた。照射後試験の目的は、7″サイクルまで使用された下部案内管2体のうちの1体につき健全性を確認すること及び使用寿命を推定するためのデータを取得することである。本試験の結果は下記のとおりである。(1)下部案内管には一部にわずかな傷が認められたが、変形、特異な傷等はなく健全であった。パッド溶接部に亀裂は観察されず、またパッド部に炉内下部案内管取扱機引抜荷重($$sim$$500㎏)を超える2000㎏の圧縮荷重を付加したが、パッドの脱落は認められなかった。(2)案内管部のスエリング量はTEM観察から0.16%( V/V,6.2$$times$$10E22m/†(E$$geq$$0.1MeV),373$$^{circ}C$$)と測定された。しかし、パッドについては、肉盛部がステライトが母体に溶け込み、ボイドが観察されず、スエリングは認められなかったが、肉盛部以外については不明である。したがって、もう1体の下部案内管の交換時期については明確に設定することはできないが、少なくとも第7″サイクルまで使用された段階では健全な状態を保っているものと推定される。

報告書

「常陽」MK-II炉心燃料集合体(PFD036)の照射後試験(1); 集合体及び燃料要素の非破壊試験

川上 幸男*; 小泉 敦裕*; 新谷 聖法*

PNC-TN9410 87-191, 1 Pages, 1987/02

PNC-TN9410-87-191.pdf:11.07MB

「常陽」MK-2炉心燃料集合体「PFD036」の照射後試験を実施した。本集合体はMK-2炉出力100MWの出力上昇から第7″(自然循環試験)サイクルの間照射されたものであり、初装荷炉心燃料中最長の炉内滞在期間を有するものである。照射後試験の目的は炉内長期滞在に伴う炉心燃料集合体及び燃料ピンの構造体としての健全性を確認すること、及び炉心最外列における集合体及び燃料ピンの照射挙動を把握することである。なお、本集合体の燃焼度は集合体平均で36,800MWd/tである。本試験の結果は下記のとおりである。(1)集合体及び燃料ピンに損傷はなく、上部パッドの変色以外には変色及び方形等も認められず、炉内挙動は正常であり、炉心燃料集合体の構造体としての設計及び製作の妥当性が、初装荷炉心燃料集合体中最長の炉内滞在期間を有するものについて確認された。(2)MK-2における最長炉内滞在期間を有する炉心燃料集合体及び燃料ピンの照射挙動を確認し、次のような結果を得た。(1)ラッパ管対面寸法変化率はMK-1に比べ大きいが、これは主に冷却材内外圧差の増加により照射クリープひずみが増加したことによるものと考えられる。(2)被覆管の外径は製造時から増加していない。これは冷間加工度をMK-1の10%から20%へ変更したことにより、被覆管の耐スエリング性が向上したものと考えられる。(3)炉心最外列における集合体及び燃料ピンの照射挙動としては、137Csが燃料ピン径方向分布において隣接する反射体側に偏折していた程度であり、特に顕著なものは認められなかった。

報告書

「常陽」MK-II炉心燃料集合体(PFD105)の照射後試験(1); 集合体及び燃料要素の非破壊試験

小泉 敦裕*; 沖元 豊*; 新谷 聖法*

PNC-TN9410 87-186, 1 Pages, 1987/01

PNC-TN9410-87-186.pdf:11.82MB

「常陽」MK-2炉心燃料集合体(PFD105」の照射後試験を実施した。本集合体はMK-2炉出力100MW定格第3サイクルから定格第8サイクルの間照射されたものであり、第一次取替用の最初の供試体で、かつ初装荷、第一次取替用を通じて最高の燃焼度(集合体平均:48,300MWd/t)を有している。照射後試験の目的は、集合体及び燃料ピンの健全性を確認すること、擦り痕の発生状況を確認すること及び照射挙動を把握することである。本試験の結果は下記の通りである。(1)集合体及び燃料ピンには損傷はなく、異常な変形、変色も認められず炉内挙動は正常であり、炉心燃料集合体の構造体としての設計の妥当性が確認された。(2)被覆管の表面に擦り痕は認められず、観察された接触跡はMK-2初装荷炉心燃料ピンと同程度のものであった。(3)MK-2最高燃焼度の炉心燃料集合体及び燃料ピンの照射挙動を確認し、次のような結果を得た。(1)ラッパ管対面間距離変化はMK-1に比べ大きいが、これは主に冷却材内外差の増加による照射クリープ歪が増加したことによるものと考えられる。(2)被覆管の外径は製造時から増加しておらず、被覆管の耐スエリング性は良好であった。(3)F.P.ガス放出率は約50%でMK-1とほぼ同様な挙動を示し、設計値を十分下回っていた。(4)初装荷炉心燃料集合体と比較して、照射挙動は大差のないものであった。

報告書

FFDL炉内試験用集合体(F1B;PFB011)の照射後試験(1); 集合体及び燃料要素の非破壊試験-

小泉 敦裕*; 秋山 隆*; 西野入 賢治*

PNC-TN9410 86-146, 1 Pages, 1986/05

PNC-TN9410-86-146.pdf:6.9MB

FFDL炉内試験用集合体(Fab.No.PFB011,平均燃焼$$^{circ}C$$510MWD/MTM)を受入れ、人工欠陥ピン、校正ピン、タグガスカプセル入りの模擬ピンについて照射後試験を実施した。照射後試験の目的は、「常陽」におけるFFDL炉内試験評価のためのデータ取得、照射後試験での破損燃料検出技術の開発のための基礎データの取得、及び破損燃料集合体、破損燃料ピン取扱い技術の習得である。試験結果の概要は下記の通りである。(1)人工欠陥ピンのスリット溶接部が開孔したこと、及び模似ピン内のタグガスカプセルが開封針で破られていたことより、本集合体は計画通り機能を果たしていたことを確認した。(2)人工欠陥ピンでは、約3gの重量増加があり、ナトリウムが開孔部を通してピン内に侵入していたことを確認した。更に、2本中1本の人工欠陥ピンでは、10㎜の燃料スタック長増加及び約0.2%の外径増加が認められた。このことから侵入したナトリウムが燃料と反応した体積増加を起こしていること、また被覆管との間に機械的相互作用(FCMI)を起こしたことが予想される。(3)照射後試験での破損燃料検出技術のうち、破損燃料ピンの同定は、重量変化、133Xeの喪失、開孔部からのガスリーク等により現有の試験機で十分可能であるが、破損位置検出は、現状では詳細外観検査以外には可能でないこが判明した。これらのことから現有の試験機を使用して、最も効率的に破損燃料ピンを検出するための照射試験フローを確立した。

論文

Large scale post irradiation examenation facility for Monju fuel

岩永 繁; 中村 保雄; 永峯 剛; 小泉 敦裕

Int.conf.on fuel management and handling, , 

FMF増設施設は、高速原型炉「もんじゅ」炉心構成要素等を照射後試験 するために動燃大洗工学センターで設計中である。高速原型炉「もんじゅ」の定格運転は1995年末に予定されており、FMF増設の操業開始は1996年 を予定している。 施設は地上4階、地下2階の重コンクリート造で、大型セル2室(試験セル、除染セル)があり、大型計算機を導入したインテリジェントホットラボとして、試験や施設の自動化を図っている。 (1) 自動化運転システムは総合情報システム、試験自動化システム、施 設動化運転システムより構成され、照射後試験計画、照射後試験の実施、試験結果評価を自動的に行う。これらの結果は、データベース化され (2)照射後試験をおこなう試験装置は、集合体試験装置、ピン試験装置、X線CT装置が設置される。

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