JMTRタンクヤード内の液体廃棄物の廃棄設備用主要弁の設計・製作

西村 嵐; 岡田 祐次; 菅谷 直人; 園部 博; 木村 伸明; 木村 明博; 塙 善雄; 根本 浩喜

JAEA-Technology 2021-003, 51 Pages, 2021/05

JAEA-Technology-2021-003.pdf:5.55MB

材料試験炉(JMTR)では、平成26年度に液体廃棄物の廃棄設備であるタンクヤードにおいて、廃液配管及び廃液タンクからの放射性廃液の漏えい事象が発生した。本事象に対応するため、平成28年に設計及び工事の方法の認可(設工認)を取得し、平成28年から令和元年にかけてタンクヤード内の廃液タンク,廃液配管,主要弁等の取替工事を行った。取替工事において、廃液タンク及び廃液配管は、試験研究用原子炉施設に関する構造等の技術基準(試験炉技術基準)に基づき、それぞれ、第4種容器,第4種管として製作することが可能であったが、廃液系統の構成に必要となるボール弁,玉形弁及び逆止弁(主要弁)は試験炉技術基準において機器区分外であった。このため、主要弁の製作にあたっては、準用する基準及び検査を設定する必要があった。当該主要弁の製作にあたって準用する基準は、発電用原子炉施設の工事計画に係る手続きガイドから発電用原子力設備規格設計・建設規格(JSMESNC1-2012)のクラス3を設定した。準用する検査は、製作にあたって準用する基準JSMESNC1-2012のクラス3から、原子力発電所用バルブの検査を設定した。主要弁の準用する基準及び検査を設定した後、規制当局へ基準の考え方を説明し、主要弁の製作に着手した。製作した主要弁は、基準に則った検査を実施し、仕様を満足するとともに、廃液タンク及び廃液配管とともに据付け、廃液系統として最終的な検査に合格した。本報告書は、機器区分外である主要弁に対し、準用する基準及び検査の設定の考え方とともに、主要弁の製作にあたっては、使用する流体の性質に合わせた弁座,弁体,グランドパッキンの材質の設定、また、JMTRで発生した玉形弁に関する不具合事象への対策として、玉形弁の弁体と弁棒の接続方法の見直し、それら主要弁の設計,製作,検査及び据付けについてまとめたものである。

水環境調整設備の調整運転

馬籠 博克; 岡田 祐次; 冨田 健司; 飯田 一広; 安藤 均; 米川 昭久; 上田 晴康; 塙 博; 菅野 勝; 作田 善幸

JAEA-Technology 2015-025, 100 Pages, 2015/09

JAEA-Technology-2015-025.pdf:78.32MB

日本原子力研究開発機構では、軽水炉利用の高度化及び高経年化に対応するため、軽水炉燃料及び材料の照射試験を実施する準備を進めている。JMTRは第165運転サイクル後の2006年8月に停止し、再稼働に向けて照射施設の整備を進めており、燃料及び材料の中性子照射試験を行うための燃料異常過渡試験装置及び材料照射試験装置を2008年度から2012年度にかけて製作、設置した。材料照射試験装置は、IASCC(照射誘起応力腐食割れ: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)研究に供するものであり、主として3基の水環境調整設備で構成されている。本報告書は、水環境調整設備の性能確認を目的として、2013年度に実施した調整運転についてまとめたものである。

軽水炉実機水環境模擬照射装置の整備

北岸 茂; 遠藤 泰一; 岡田 祐次; 塙 博; 松井 義典

UTNL-R-0486, p.7_1 - 7_10, 2014/03

JMTRでは、現行軽水炉の長寿命化対策、科学技術の向上等のための課題の解決に活用される研究開発基盤の構築のため、最先端研究基盤事業において、軽水炉実機水環境模擬照射装置の整備を行っている。本装置は、温度,圧力,水質を制御し、軽水炉(BWR及びPWR)条件の水環境を模擬しながら、炉内構造材等の中性子照射が行える照射装置である。装置整備にあたっては、設置場所の環境整備を行うとともに、装置の設計、製作及び据付を行っている。本報告では、当該装置の整備状況について報告する。

軽水炉安全研究のための水環境調整設備の整備

岡田 祐次; 馬籠 博克; 飯田 一広; 塙 博; 近江 正男

UTNL-R-0483, p.10_4_1 - 10_4_10, 2013/03

原子力機構において、軽水炉(BWR)の長期利用にかかわる原子炉圧力容器の照射脆化及び炉心構成機器の応力腐食割れに関して、BWRの温度,圧力,水質等の影響を確認する目的で、JMTR(Japan Materials Testing Reactor:材料試験炉)にBWR照射環境下における照射誘起応力腐食割れ(IASCC)評価を行う水環境調整設備の整備を実施した。本報告では、JMTR再稼働後に飽和温度キャプセルを利用した照射試験のために使用する水環境調整設備の整備の概要について報告する。

JMTRにおける照射設備の解体技術

小沼 勇一; 岡田 祐次; 塙 博; 土谷 邦彦; 菅野 勝

JAEA-Review 2010-047, 27 Pages, 2010/11

JAEA-Review-2010-047.pdf:3.0MB

大洗研究開発センターのJMTR(Japan Materials Testing Reactor: 材料試験炉)は、平成23年の再稼働に向けて改修している。照射設備の整備の一環として、新しい照射設備を設置するため、キュービクル内に設置されていた既設照射設備の解体撤去のための技術開発を行っている。これまで開発した手法を用いて、JMTRの地下1階キュービクル内に設置されたOWL-1(Oarai Water Loop No.1), OWL-2(Oarai Water Loop No.2)及びIASCC(Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)照射設備の解体を行い、汚染した照射試験設備の解体・撤去技術を確立した。

キャプセル照射温度自動制御装置の整備

北島 敏雄; 阿部 新一; 高橋 澄; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 岡田 祐次; 小宅 希育*

UTNL-R-0404, p.6_1 - 6_9, 2001/00

研究の進展に伴い、近年のキャプセル照射試験では照射環境の重要性が注目されている。中でも、試料の温度は照射損傷評価上重要な因子であることから、原子炉運転中常に一定温度を保つ試験や試料温度をサイクリックに変化させる試験が増加し、温度制御精度の向上も求められている。しかし、従来の装置でこのような試験を行うには手動操作に頼らざるを得ず、対応困難な状況であった。JMTRでは、これらの照射要求に答えるべく平成11年度から新たなキャプセル温度制御装置の開発を進めてきた。本装置は、JMTR第135サイクルに実施した性能試験で所定の性能が発揮できることを確認した後、JMTR第136サイクルから実用運転を開始した。本発表は、新たに製作したキャプセル照射温度自動制御装置の概要と性能試験の結果等について報告するものである。

JRR-3における中性子放射化分析の利用

小笠原 礼羅; 渡邉 七海; 岡田 祐次; 関谷 祐二*; 中村 剛実

no journal, , 

中性子放射化分析は非破壊かつごく少量のサンプルで物質に含まれている多元素を同時に特定することができる手法である。利用例としては土壌や岩石・隕石、大気浮遊塵などの環境試料中の微量元素の特定がある。また元素の含有量を推定することも可能であり、主に比較法、コンパレータ法、k0法が用いられている。そのうち多元素同時分析を行えるk0法については、現在JRR-3で利用できるよう予備実験を行い、標準物質中の元素の種類や含有量を確認することで信頼性を担保できるよう評価中である。利用については、成果占有(成果非公開)の選択も可能で、利用相談後にオンラインにて照射実験を随時受け付けている。さらに照射前後の試料郵送対応や、利用支援として役務提供を行っており、中性子放射化分析の知識がなくてもJRR-3照射設備を利用することができる。

JRR-3及びWASTEFを活用した原子炉構造材料の照射試験,3; JRR-3垂直照射設備の温度制御技術

牛島 寛章; 光井 研人; 冬島 拓実; 岡田 祐次; 遠藤 泰一; 松井 義典; 河 侑成; 端 邦樹; 中村 剛実

no journal, , 

原子炉構造材料の照射試験では、照射温度が材料の照射損傷に影響を与える要因の一つとなるため、できる限り恒温での照射が望まれる。しかしながら、試料温度に大きな影響を与えるガンマ発熱分布は制御棒位置の影響を受けるため、制御棒を大きく動かす原子炉出力上昇時や臨界後の数日間は恒温状態を維持することが難しい。本照射試験では、原子炉出力上昇時の低温照射を避けるため原子炉起動前からキャプセルの温度を照射目標温度の290C前後に昇温し、断熱層の真空度及びヒータ出力の自動制御により、原子炉起動時に試料が照射目標温度で維持されることを確認した。また、本制御プログラムに組み込まれている真空度とヒータ出力をバランスする機能により、臨界後の出力変動でヒータ出力が制御可能範囲を逸脱することを防ぎ、JRR-3の運転1サイクルを通して安定した温度制御を実現することに成功した。

JRR-3及びWASTEFを活用した原子炉構造材料の照射試験,5; 中性子照射した原子炉圧力容器鋼の照射後試験

河 侑成; 端 邦樹; 岡田 祐次; 牛島 寛章; 光井 研人; 冬島 拓実; 石島 暖大; 仁尾 大資; 渡邊 勝哉; 田上 進; et al.

no journal, , 

発電用軽水炉の原子炉圧力容器(RPV)においては、中性子照射脆化を考慮した構造健全性評価が実施されている。軽水炉の60年超運転での安全確保のためには、高照射量領域まで中性子照射したRPV鋼の照射脆化データを拡充し、RPVの健全性評価の精度向上を図る必要がある。本研究では、RPV鋼の溶接熱影響部の照射脆化感受性の確認等を目的としてJRR-3を用いて中性子照射試験を行い、廃棄物安全試験施設(WASTEF)にて照射後試験を実施することとした。国内PWR比較標準材や、銅含有量が高く照射脆化が大きいと考えられるRPV鋼を対象として、PWRの60年運転に相当する照射量約710n/cmまで、照射温度29010Cを目標に照射した。その後、WASTEFまで照射キャプセルを輸送し、キャプセルの解体作業やフルエンスモニタを用いた照射量評価を行った。発表では引張試験等の照射後試験結果を報告する。

Improvement of temperature control of Vertical Irradiation Facility in JRR-3

光井 研人; 牛島 寛章; 岡田 祐次; 石島 暖大; 加治 芳行; 仁尾 大資; 遠藤 泰一; 松井 義典; 中村 剛実

no journal, , 

For the purpose of more accurate temperature control, we upgraded the vertical irradiation facility. After the upgrade, the first irradiation test was carried out to control the sample temperature at 290 10 degree C by adjusting the heater and gas pressure from reactor start up to shut down. Since the reactor power increases stepwise up to rated power 20 MW, especially the power change is rapid from 10 MW to 15 MW. Accordingly, the sample temperature increased by a maximum of +9 degree C from the target temperature. And during rated operation, the sample temperatures of the axial direction varied over 10 degree C in a part of uppermost layer. In the second test, to decrease the temperature change during start up, we have improved the auto control function of the gas pressure parameter. Furthermore, the diameter of the gas tube was extended to enhance control response. As a result, the sample temperature was controlled within +6.6 degree C. In addition, we optimised the capsule design for uniform gradient of the sample temperature by using the gamma heating data from the first test. Consequently, temperature difference in axial direction decreased within 5 degree C during rated operation. Thus, these tests confirmed the higher performance on temperature control accuracy of the vertical irradiation facility.