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論文

二次冷却系統及びプールカナル系統二次系配管撤去に関する予備的検討

花川 裕規; 川俣 貴則; 小笠原 靖史; 大塚 薫; 大森 崇純; 井手 広史; 土谷 邦彦

UTNL-R-0499, p.11_1 - 11_7, 2019/03

JMTRは平成30年度末までに廃止措置計画認可申請書を原子力規制庁へ申請することを目指して、廃止措置計画認可申請書の作成をすすめている。設備の解体等の廃止措置に伴う作業については、廃止措置計画認可申請書が認可された後に開始する。廃止措置計画認可申請書が認可された後に設備の解体等を円滑に進められるように、最初に解体を行う予定である、二次冷却系統及びプールカナル冷却系統二次側の解体方法について予備的検討を行ったので、その内容について報告する。

報告書

JMTRにおけるEALの設定

川俣 貴則; 小沼 勇一; 花川 裕規

JAEA-Review 2018-031, 33 Pages, 2019/02

JAEA-Review-2018-031.pdf:1.62MB

平成29年度に「原子力災害対策特別保護法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則」の改正・施行に伴い、大洗研究所の原子力事業者防災業務計画の見直しが原子力規制庁から指示された。そのため、JMTRにおいても緊急時活動レベル(Emergency Action Level(以下、EALという。))の作成が新たに必要となった。JMTRのような試験研究炉は、その特性が多岐にわっている。そのため、JMTRの特性と発電用原子炉施設のEALを踏まえた上で、JMTRにおけるEALを設定する必要があった。本報告では、JMTRにおけるEAL設定の基本方針及び選定結果について報告する。

論文

JMTR施設Cトレンチにおける配管からの漏えい事象の原因と対策

川俣 貴則; 大戸 勤; 小笠原 靖史; 綿引 俊介; 荒木 大輔

UTNL-R-0486, p.8_1 - 8_10, 2014/03

JMTRで発生した放射性廃液は、原子炉建家地下等に設置された排水貯槽に貯留される。その後、排水ポンプにより、原子炉建家外のCトレンチ(地下(床面が地下約5mの位置)に設置された長さ約100m、幅約4.0m、高さ約4.3mの四角形断面のトンネル状コンクリート構造体)内の廃液移送配管等を通じて、タンクヤードにある廃液タンクに送水する。JMTRでは、平成24年10月にSFC廃液移送管及び平成24年11月に第4排水系配管からの漏えい(両事象とも法令報告)、さらに、平成25年4月にSFC系廃樹脂移送配管からの漏えい(運転管理情報)と相次いでCトレンチ内の廃液移送配管等からの漏えい事象が発生した。本報告は、廃液移送管等からの漏えいの発生原因、是正措置及び再発防止対策についてまとめたものである。

報告書

JMTR原子炉冷却系統施設の更新; 本体施設編

尾上 龍次; 川俣 貴則; 大塚 薫; 関根 勝則; 小池 須美男; 五来 滋; 西山 裕; 深作 秋富

JAEA-Review 2012-010, 116 Pages, 2012/03

JAEA-Review-2012-010-01.pdf:65.41MB
JAEA-Review-2012-010-02.pdf:81.33MB
JAEA-Review-2012-010-03.pdf:87.98MB
JAEA-Review-2012-010-04.pdf:45.25MB

JMTRは、熱出力50MWの軽水減速冷却タンク型の原子炉で、世界で現在稼働中の試験炉・研究炉の中で有数の高い中性子束を発生することができ、昭和43年3月の臨界から平成18年8月まで、原子炉の燃料及び材料の耐久性,健全性の試験や基礎研究,RI(ラジオアイソトープ)の製造等に利用されてきた。原子力機構は、このJMTRを原子力の基盤技術を支える原子炉と位置づけ、平成19年度より4年間で原子炉機器の更新を実施し、平成23年度から再稼働するために、平成18年8月から平成19年3月まですべての原子炉機器について、これまでの運転実績,経年変化の程度について調査し、継続使用する機器と更新する機器を選定した。この中で、保守用の交換部品の調達ができなくなるものについては優先的に更新することとし、再稼働後の保守,施設定期自主検査等の保全活動において、経年変化等の状態が把握できるものについては、重要度に応じて優先順位をつけた。本報告は、JMTR原子炉施設の更新のうち、原子炉冷却系統施設の更新(本体施設)に関するものである。

報告書

JMTRの冷却設備の更新

尾上 龍次; 川俣 貴則; 大塚 薫; 小池 須美男; 西山 裕; 深作 秋富

JAEA-Review 2011-018, 17 Pages, 2011/06

JAEA-Review-2011-018.pdf:2.71MB

JMTRは、熱出力50MWの軽水減速冷却タンク型の原子炉で、世界で現在稼働中の試験炉・研究炉の中で有数の高い中性子束を発生することができ、昭和43年3月の臨界から平成18年8月まで、原子炉の燃料,材料の耐久性,健全性の試験や基礎研究,RI(ラジオアイソトープ)の製造等に利用されてきた。原子力機構は、このJMTRを原子力の基盤技術を支える原子炉と位置づけ、平成19年度より4年間で原子炉機器の更新を実施し、平成23年度から再稼働することとした。更新にあたっては、すべての原子炉機器について、これまでの運転実績,経年変化の程度について調査し、継続使用する機器と更新する機器を選定した。この中で、保守用の交換部品の調達ができなくなるものについては優先的に更新することとし、再稼働後の保守,施設定期自主検査等の保全活動において、経年変化等の状態が把握できるものについては、重要度に応じて優先順位をつけた。本報告は、JMTR原子炉機器の更新のうち、冷却設備の更新についてまとめたものである。

報告書

JMTRのコンクリート構造物,冷却設備及びユーティリティ設備等の健全性調査概要

海老沢 博幸; 花川 裕規; 浅野 典一; 楠 秀彦; 箭内 智博; 佐藤 信一; 宮内 優; 大戸 勤; 木村 正; 川俣 貴則; et al.

JAEA-Technology 2009-030, 165 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-030.pdf:69.18MB

2007年度から開始するJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、「継続使用する設備・機器」の健全性調査を実施した。調査範囲は、原子炉建家を筆頭に、排気筒,一次冷却系の塔槽類,カナルエキスパンドジョイント,UCL高架水槽,二次系冷却塔及び配管,非常用発電機等、多岐にわたった。その結果、一部補修を要する部分が確認され補修を行ったが、今後の長期保全計画に沿った保守管理を行うことで、十分な安全確保と長期使用に耐えうることが確認された。原子炉更新課は、以上の健全性調査の結果を踏まえて改修工事を進めている。

報告書

HTTR第2次燃料体組立,貯蔵作業における燃料取扱い

富本 浩; 加藤 康; 大和田 博之; 佐藤 直; 島崎 洋祐; 小澤 太教; 篠原 正憲; 濱本 真平; 栃尾 大輔; 野尻 直喜; et al.

JAEA-Technology 2009-025, 29 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-025.pdf:21.78MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、1989年に初装荷燃料を装荷し、初臨界を達成してから、10年が過ぎ、現在も初装荷燃料にて運転を継続中である。燃料体組立は12種類の濃縮度がある燃料棒4770本を黒鉛ブロックに装荷する。第2次燃料体組立では150体の燃料体を組立てた。燃料棒は設計上、燃料棒の濃縮度誤装荷防止について考慮されているが、さらに確実な取扱いができるように作業上の誤装荷対策をあらかじめ検討した。燃料棒の受入れを2008年6月から開始し、原子炉建家内で組立作業を行い、新燃料貯蔵ラックへの貯蔵を行った。組立,貯蔵作業は、3回の期間に分けて実施し、各々の期間ごとに使用前検査を受検し、2008年9月にすべての作業を完了した。その後、同年11月に使用前検査合格証を受けた。本報告は第2次燃料体の組立,貯蔵作業における燃料取扱いについてまとめたものである。

報告書

HTTRの高温プレナム部温度計装用ナイクロシル・ナイシル熱電対の特性

齋藤 賢司; 清水 厚志; 平戸 洋次; 近藤 誠; 川俣 貴則; 根本 真澄; 茂木 利広

JAEA-Technology 2009-015, 52 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-015.pdf:10.17MB

HTTRの高温プレナム部温度計装は、原子炉運転中の炉心状態を監視するため、高温プレナムブロック内にN型熱電対を挿入して、高温プレナムブロックごとに1次冷却材温度を測定している。N型熱電対はHTTR原子炉圧力容器内で使用されるため、約1000$$^{circ}$$Cの高温環境下において長期間安定に動作することが要求される。このため、HTTRの運転・保守データから、これらの熱電対の特性変化を調査した。その結果、N型熱電対はHTTR原子炉圧力容器内で12000時間を越える使用実績があるが、N型熱電対の特性に有意な変化がないことを確認した。本報は、HTTRの高温プレナム部温度計装用熱電対の供用期間中の特性変化について、調査した結果を示す。

口頭

JMTR原子炉施設の更新,2; 原子炉冷却系統施設の更新

川俣 貴則; 大塚 薫; 関根 勝則; 尾上 龍次; 小池 須美男; 西山 裕

no journal, , 

JMTRの冷却設備は、1968年(昭和43年)の初臨界以来、43年が経過している。これまでに、平成9年に圧力サージタンクの更新等が行われたが、それ以外の機器は、平成18年8月の運転停止まで使用されてきた。今回の更新にあたっては、再稼働後20年の運転期間を考慮し、機器の経年変化,安全機能の重要度,保守経験等の安全確保の観点、及び交換部品の調達性等の稼働率向上の観点から基本設計は活かしつつ、一次冷却系統,二次冷却系統,UCL(Utility Cooling Loop)系統の更新を実施した。今回の更新により、更新機器が既設機器と同等の性能を確保しつつ、信頼性の向上,保守性の向上を図ることができた。

口頭

更新後の計測制御系統施設

箭内 智博; 小笠原 靖史; 花川 裕規; 大戸 勤; 川俣 貴則; 亀山 恭彦

no journal, , 

JMTRは平成19年度に改修工事に着手した。計測制御系統の更新に関しては、平成21年6月に文部科学省への設計及び工事の方法の認可申請手続きを終了し、平成23年3月まで更新作業を行った。使用前検査は全3回で、検査期間としては平成22年1月から平成23年4月であった。東日本大震災の影響により使用前検査期間が平成23年3月終了から平成23年4月終了に延びたことを除き、更新作業はほぼ予定どおりに終了した。JMTRの計測制御系統施設は、昭和43年の初臨界以来、42年が経過している。これまでに、核計装については昭和56年に一部更新(機器盤のユニット化等)を行ったが、それ以外の機器は、平成18年8月の原子炉運転停止まで使用されてきた。今回の計測制御系統施設の更新にあたっては、平成24年10月(平成23年6月再開予定であったが、東日本大震災の影響により変更)の原子炉再稼働後20年の運転期間を考慮し、機器の経年変化,安全機能の重要度,保守経験等の安全確保の観点及び交換部品の調達性改善等の稼働率向上の観点から、基本設計は活かしつつ、ほぼ全面更新することとした。本報告書は、JMTR改修のうち、計測制御系統施設の更新内容と今後の課題についてまとめたものである。

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