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報告書

高速実験炉「常陽」における放射性腐食生成物(CP)付着状況の測定; MK-III改造によるCP付着分布の変化

伊藤 主税; 伊東 秀明; 石田 公一; 青山 卓史

JAEA-Technology 2011-007, 56 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-007.pdf:9.2MB

高速実験炉「常陽」1次冷却系機器・配管内の放射性腐食生成物(CP)の付着状況とその推移を把握するため、MK-III炉心への移行に伴う冷却系改造工事後のMK-III炉心第2サイクル運転終了後に、1次冷却系機器・配管表面の$$gamma$$線量率分布及び$$gamma$$線スペクトルを測定した。その結果、全体的なCP付着傾向はこれまでと大きく異なることはなく、運転時の温度が低下したコールドレグのうち主中間熱交換器から主循環ポンプまでの領域において若干付着しやすくなっている傾向が見られた。

報告書

高速実験炉「常陽」の原子炉シミュレータを用いた高速炉物理実験

大川内 靖; 前田 茂貴; 伊藤 主税; 川原 啓孝; 青山 卓史; 石田 公一

JAEA-Technology 2009-047, 130 Pages, 2009/09

JAEA-Technology-2009-047-1.pdf:44.46MB
JAEA-Technology-2009-047-2.pdf:38.7MB
JAEA-Technology-2009-047-3.pdf:33.16MB

原子力分野の研究・開発・利用にかかわる人材育成を強化する目的で、教育研究活動の支援プログラムを国が推進している。このような背景に鑑み、大学との連携強化を図り、原子力分野の人材育成に貢献するため、高速実験炉「常陽」及び関連施設を用いた実践的研修を行うシステムを整備してきた。本書は、「常陽」の原子炉シミュレータを用いた高速炉物理実験について、その内容をまとめたものである。実習は、「常陽」運転訓練用のフルスコープ原子炉シミュレータを用いて行われ、原子炉の起動から臨界,制御棒校正試験,原子炉の温度や出力変化に伴う反応度係数の測定,高速炉心のフィードバック反応度測定等の各実験を通して、原子炉固有の安全性(自己制御性)を理解するとともに、原子炉の運転操作を体験できるものである。

論文

In-pile creep rupture experiment of ODS cladding materials in the experimental fast reactor Joyo

伊藤 主税; 籠田 栄一; 石田 公一; 北村 了一; 青山 卓史

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 9 Pages, 2007/04

「常陽」では、照射試料を装填しているキャプセルの内部温度をオンラインで制御できるオンライン温度制御型材料照射装置(MARICO)を開発し、炉内クリープ破断試験を実施している。MARICO2号機(MARICO-2)では、混合ガス置換型温度制御キャプセルの温度制御方法の改善、電気ヒータ型温度制御キャプセルの新設、クリープ破断試料の検知・同定方法の高度化等の改良を行った。このMARICO-2を用いて、平成18年4月より、高速炉燃料被覆管材料の候補材である酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼の炉内クリープ破断試験を開始し、MARICO-1を超える750$$^{circ}$$Cの温度条件においても目標温度$$pm$$4$$^{circ}$$C以内での温度制御を達成した。また、熱電対の温度ゆらぎ及びカバーガスの放射能測定により試料のクリープ破断を検知するとともに、レーザ共鳴イオン化質量分析法を用いて破断した試料の同定に成功した。

論文

Fuel failure simulation test in the experimental fast reactor JOYO

石田 公一; 伊藤 主税; 青山 卓史

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

原子炉内で燃料破損が発生した場合、燃料破損の発生とその規模を早期に検知して原子炉を停止し、破損の拡大を防止すること及び破損した燃料集合体を同定することが、プラント安全性の向上、被ばくや環境への影響を低減する観点から重要である。高速実験炉「常陽」MK-III炉心において、燃料被覆管に人工欠陥を設けた試験用燃料要素を炉心中心に装荷して照射した。燃料破損を検知してから原子炉を停止して燃料を取り出すまでの一連のプラント操作を行う「燃料破損模擬試験」を実施した。本試験の結果、FFD-CG法の計数率を監視することにより原子炉起動時の初期欠陥による燃料破損を検知でき、早期に原子炉を停止できることを確認した。また、燃料破損模擬試験用集合体からカバーガス中に放出したFPをCGCS運転及び炉内カバーガスパージによりバックグラウンドレベルまで低減でき、運転初期の破損燃料にあってもナトリウムシッピング法FFDLによる破損燃料集合体同定手法が有効であることを確認した。

報告書

「常陽」MK-III性能試験; 主送風機起動特性確認試験(PT-303)、出力上昇試験(PT-301)、定格出力連続運転試験(PT-302)

大山 一弘; 川原 啓孝; 石田 公一; 有吉 昌彦; 礒崎 和則; 菅谷 和司*; 深見 明弘*

JNC-TN9410 2005-006, 121 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-006.pdf:10.81MB

高速実験炉「常陽」は、MK-III性能試験において、原子炉出力を約20%、50%、75%、90%および100% (140MWt)と段階的に上昇させ、平成15年10月28日にはMK-III炉心の定格熱出力である140MWtに到達した。その後、定格熱出力100時間以上の連続運転を達成した。本報告書は、性能試験のうち、主送風機起動特性確認試験、出力上昇試験および定格出力連続運転試験の結果を報告するものである。概要は、以下のとおりである。(1)}温態待機状態(系統温度250$$^{circ}C$$)から、原子炉出力を段階的に通常の運転操作(出力上昇率は約5MWt/20minで、5MWt毎に約10分間出力保持を行う)により上昇させ、平成15年10月28日に定格熱出力(140MWt)を達成した。また、各出力レベルで、各部温度および流量が警報設定値以内であることを確認した。(2)}原子炉熱出力をパラメータにして、主送風機起動に関する一連の操作を行い、冷却材温度に与える影響を確認した。その結果、自然通風冷却状態から主送風機を起動する最適な原子炉出力は約18MWtとし、起動手順は4基の主送風機を1基ずつ順次起動する方法(1A$$rightarrow$$2A$$rightarrow$$1B$$rightarrow$$2Bの順)とした。(3)}原子炉熱出力35MWtから制御棒2本同時挿入による原子炉停止操作を行い、制御棒挿入から主送風機停止に至る一連の操作が十分な時間的余裕をもって行うことができることを確認した。この原子炉停止操作方法を採用することにより、運転員の操作を軽減し、プラント特性も向上することを確認した。(4)}11月14日に原子炉を定格熱出力まで出力上昇し、その後11月20日10時30分まで、定格熱出力100時間以上の連続運転を達成した。24時間間隔でプラント各部のデータを取得し、警報設定値以内であることを確認した。

報告書

「常陽」における燃料破損模擬試験; FEDL炉内試験(III)

伊藤 主税; 伊東 秀明; 石田 公一; 服部 和裕; 大山 一弘; 助川 一弥*; 村上 隆典; 皆藤 泰昭; 西野 一成; 青山 卓史; et al.

JNC-TN9410 2005-003, 165 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-003.pdf:12.66MB

高速実験炉「常陽」では、国の安全研究の一つである「燃料破損時の運転手法最適化に関する研究」の一環として、炉内で放出された核分裂生成物の挙動と燃料破損検出設備(FFD)及びシッピング法破損燃料位置検出設備(FFDL)の検出性能の評価を実施している。本研究では、MK-Ⅱ炉心において、試験用燃料要素の被覆管のガスプレナム部にスリットを設けてこれを照射する試験(昭和60年4月、FFDL炉内試験(I))、試験用燃料要素の被覆管の燃料カラム部にスリットを設けて照射する試験(平成4年11月、FFDL炉内試験(Ⅱ))を実施した。「常陽」は、MK-Ⅲ炉心への改造を完了し、平成16年度よりMK-Ⅲ炉心での本格運転を開始した。MK-Ⅲ炉心では、炉心構成等の変更に伴いFPのプラント系統内での振舞いが変化し、FFD設備やFFDL設備の感度・応答に影響を及ぼすことが考えられる。そのため、MK-Ⅲ炉心における燃料破損時のFPの振る舞いやFFD及びFFDL設備の性能を確認しておく必要がある。さらには、前回のFFDL炉内試験(Ⅱ)を実施してから約12年が経過しており、万一の燃料破損や、将来計画しているRTCB試験(燃料被覆管が破損に至るまで照射を継続する試験)に備え、MK-Ⅲ炉心運転時における燃料破損時のプラント運転手順を検証するとともに、対応能力の向上を図ることが重要である。そこで、平成16年11月11日から11月29日までの期間において、FFDL炉内試験(Ⅲ)を実施した。本試験では、MK-Ⅲ炉心において、燃料被覆管に人工欠陥を設けた試験用燃料要素を炉心中心に装荷して照射し、燃料破損を検知してから原子炉を停止して燃料を取り出すまでの一連のプラント操作を行い、燃料破損発生時における高速炉の運転手法を検証した。また、本試験において、運転・操作手順の改善や設備の改造・整備等の改善事項も摘出できた。今後は、これらの対応を図り、MK-Ⅲ炉心運転に備えるとともに、本試験結果を、将来のFBRの安全性の向上に反映させていく。

報告書

「常陽」MK-III性能試験; 異常時過渡応答試験関係

川原 啓孝; 暦本 雅史; 城 隆久; 石田 公一; 有吉 昌彦; 礒崎 和則

JNC-TN9410 2005-002, 135 Pages, 2005/02

JNC-TN9410-2005-002.pdf:17.48MB

MK-Ⅲ性能試験に係るプラント特性試験のうち、異常時過渡応答関係(手動スクラム試験、外部電源喪失試験及び主冷却系による崩壊熱除去試験)の各試験は、原子炉熱出力70MWt(50%出力)、140MWt(定格熱出力)、35MWt(原子炉通常停止時における主冷却系による崩壊熱除去試験のみ)にて実施した。試験の結果、主中間熱交換器及び主冷却機の交換等により大幅に改造した冷却系設備が、過大な熱過渡を生じることなく原子炉停止後の崩壊熱を除去できることなどが確認できた。

報告書

高速実験炉「常陽」MK-III総合機能試験結果報告書 炉心内流量分布測定及び系統圧損測定試験

石田 公一; 有吉 昌彦; 深見 明弘*; 菅谷 和司*; 黒羽 隆也*

JNC-TN9410 2004-018, 91 Pages, 2004/05

JNC-TN9410-2004-018.pdf:4.31MB

「常陽」MK-III総合機能試験の一環として実施した炉心内流量分布測定及び系統圧損測定についてまとめた。炉心内流量分布測定試験の結果、各集合体の流量が必要流量を十分上回り炉心内の流量配分が適切であることを確認した。また、系統圧損測定試験結果より、1次主冷却系の系統圧損がポンプの健全性上の運転制限値を満足していることを確認した。

報告書

高速実験炉「常陽」MK-III総合機能試験結果報告; 2次主循環ポンプ関係試験

寺門 嗣夫; 森本 誠; 伊澤 修; 石田 公一; 星野 勝明; 鈴木 伸也; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘

JNC-TN9430 2004-003, 87 Pages, 2004/03

JNC-TN9430-2004-003.pdf:2.86MB

本報告書は、MK-Ⅲ総合機能試験の一環として実施された2次主循環ポンプ関係の試験結果について取りまとめたものである。2次主循環ポンプ関係試験は、MK-Ⅲ改造工事により主中間熱交換器、主冷却器を交換し、かつ、2次主循環ポンプ電動機、速度制御盤、抵抗器盤を更新したことから、2次主冷却系統全体の特性を把握するために実施した。本試験はMK-Ⅲ改造工事後の2次主循環ポンプ、2次純化系電磁ポンプ、2次アルゴンガス系統設備の機能が満足していることを確認する目的のものであり、以下の6項目を実施した。(1)SKS-205-1: 2次主循環ポンプ特性試験・流量制御試験、(2)SKS-205-2: 2次主循環ポンプ特性試験・フローコーストダウン特性試験、(3)SKS-205-3: 2次主循環ポンプ特性試験・連続運転試験、(4)SKS-205-4: 2次主循環ポンプ特性試験・振動測定試験、(5)SKS-212: 2次純化系電磁ポンプ流量制御試験、(6)SKS-213: 2次アルゴンガス系圧力制御試験。試験結果はいずれも判定基準を満足し、MK-Ⅲ改造工事後における2次主循環ポンプ、2次純化系電磁ポンプ、2次アルゴンガス系統設備がMK-Ⅲ運転に必要な機能を満たしていることを確認した。

報告書

「常陽」炉内供給中検査技術に関する検討

有吉 昌彦; 石田 公一

JNC-TN9400 2002-010, 25 Pages, 2002/03

JNC-TN9400-2002-010.pdf:0.67MB

本報告書は、高速実験炉「常陽」における供用中炉内検査技術に関するものである。現在、「常陽」の炉内構造物については、回転プラグ上部からの燃料頂部の観察を除いて直接目視等で健全性の確認が行える手段がないため、供用中炉内検査の手法を高度化し、炉内構造物の直接的な健全性確認を行うことを目的に本検討を実施した。供用中炉内検査の対象として、重要な炉内構造物である炉心支持板を選定した。そして、プラントへの影響の観点から、ナトリウム全ドレンを実施しないこと、炉上部からの遠隔操作が行えることを重視した。その結果、以下に示す技術が有望と考えた。・超音波によるナトリウム中目視、体積検査技術(ナトリウム全ドレンなしで供用中炉内検査に適用できる)。・レーサー超音波技術(レーザー長音波技術をナトリウム監視下で適用可能とする)。・局所ナトリウム排除技術(レーザー超音波技術をナトリウム環境下で適用可能とする)。これらの技術について調査・検討し、「常陽」炉心支持板の供用中炉内検査に適用する概念を検討した。また、これらを「常陽」供用中炉内検査に適用した場合の課題を摘出を行った。

報告書

「常陽」炉心支持板等の中性子照射量評価

石田 公一; 前田 茂貴; 佐井川 拓也*; 枡井 智彦*

JNC-TN9400 2002-005, 68 Pages, 2002/03

JNC-TN9400-2002-005.pdf:2.14MB

高速実験炉「常陽」においては、原子炉構造材料等の健全性を確認・監視するためのサーベイランス試験を実施しており、原子炉容器材、炉心支持板材等の試験片をサーベイランスリグ内に装荷し、原子炉内で継続照射している。サーベイセンス試験結果の評価においては、材料強度特性に影響を及ぼす中性子照射量が重要なパラメータである。中性子照射量は 2次元輸送計算コードDORTによる遮蔽計算の結果を用いて評価を行っているが、その評価精度、サーベイランス試験条件を確認する目的で、 MK-II炉心第34$$sim$$35サイクルにおいて、ドシメータ、グラジェントモニタを充填したサーベイランス試験条件評価集合体(SVIR)を「常陽」の炉内に装荷し、照射した。照射後取出したSVIRドシメータ、グラジェントモニタの評価結果とそれに基づく原子炉構造材サーベイランス試験照射条件及び実機位置の中性子照射量の評価を行い、以下の知見が得られた。1)サーベイランス試験片各装荷位置の中性子照射量を明らかにした。もっとも照射量が大きい反射体位置(第9,10列)の中性子照射量は、現時点で2.7X10の22乗n/c㎡(E$$>$$0.1MeV) である。2)原子炉構造材サーベイランス試験片装荷装置が、実機位置より加速照射条件となる環境であることを確認した。3)原子炉容器及び「常陽」寿命時の中性子照射量を求めた。・原子炉容器の中性子照射量は、現時点:3.12X10の19乗n/c㎡(E$$>$$0.1MeV) 、「常陽」寿命時:4.83X10の19乗n/c㎡(E$$>$$0.1MeV)である。・炉心支持板の中性子照射量は現時点:9.38X10の20乗n/c㎡(E$$>$$0.1MeV) 、「常陽」寿命時:2.31X10の21乗n/c㎡(E$$>$$0.1MeV)である。

報告書

「常陽」炉心内流量分布測定用電磁流量計校正試験

山本 和弘; 宮越 博幸; 林田 均; 上出 英樹; 石田 公一*; 前田 幸基*

JNC-TN9410 2001-010, 56 Pages, 2001/03

JNC-TN9410-2001-010.pdf:1.44MB

高速実験炉「常陽」ではMK-III照射用炉心移行後の総合機能試験において、炉心内の流量配分が適切に行われていることを確認するための流量分布測定が計画されている。実機での流量測定に先立ち測定に使用する永久磁石式電磁流量計を炉心・機器熱流動試験施設を用いて炉外校正した。校正は容積法にて実施し、条件は「常陽」での使用条件を包含するよう温度および流量範囲をそれぞれ200$$^{circ}C$$$$sim$$275$$^{circ}C$$および0$$sim$$約640リットル/minとした。試験の結果は、以下に示す通りである。(1)「常陽」での使用条件を包含する温度および流量範囲において適用可能な、流量と流量計出力の関係式を得た。流量計出力の直線性は良好で、非直線性はフルスケール(最大流量条件)の$$pm$$0.4%以内であった。(2)実機使用温度(250$$^{circ}C$$)での流量計出力感度$$epsilon$$は29.48($$mu$$V/[リットル/min )であり、定格流量(約570リットル/min)での精度は約1.5%となった。(3)流量計出力感度の温度依存性は次式で近似することができる。$$epsilon$$=21.39+1.16$$times$$10のマイナス1乗$$T$$-5.02$$times$$10のマイナス4乗$$T$$の2乗+6.71$$times$$10のマイナス7乗$$T$$の3乗($$T$$;温度[$$^{circ}C$$ )(4)ナトリウム充填後、ナトリウム温度および流量を一定に保持した状態での流量計出力感度の時間変化から、流量計の流路管内面は比較的短時間で安定した状態となることがわかった。(5)ナトリウムプラギング温度が異なる条件で流量計出力感度を比較した結果、ナトリウム純度が流量計出力感度に与える有意な影響は認められなかった。以上の結果は、「常陽」MK-III照射用炉心内流量分布測定およびその結果の評価に反映される。

口頭

高速実験炉「常陽」における放射性腐食生成物(CP)測定結果; MK-III改造によるCP付着分布

石田 公一; 伊東 秀明; 青山 卓史

no journal, , 

「常陽」MK-III炉心での運転開始後の最初の定期検査において、MK-III冷却系改造で交換した主中間熱交換器(IHX)及び既設の冷却系機器・配管における放射性腐食生成物(CP)付着分布の変化を評価した。

口頭

高速炉FFDL用Xe放射化断面積の積分テスト

伊藤 主税; 石田 公一; 青山 卓史; 井口 哲夫*

no journal, , 

タギング法による高速炉の破損燃料位置検出の精度を向上させるため、中性子照射によるXeタグガスの放射化核種に着目し、「常陽」の炉内で照射したタグガスの放射化量を$$gamma$$線スペクトロメトリー法で測定することによりタグガスの燃焼計算精度を評価し、$$^{125}$$Xe/$$^{127}$$Xe同位体比のC/Eの平均1.06$$pm$$0.15を得た。この結果より、本照射試験での最大照射量における$$^{124}$$Xe/$$^{126}$$Xe同位体比に対する比は、既往研究によりレーザ共鳴イオン化質量分析法で測定された$$^{124}$$Xe/$$^{126}$$Xe同位体比と測定誤差の範囲内で一致し、既存の手法である質量分析を用いたタグガス自身の同位体比分析法を補完できることがわかった。今後は、本実験結果に基づき「常陽」用放射化断面積を作成してタグガスの分析に適用し、高速炉のタギング法FFDLの精度と信頼性の向上に反映させる予定である。

口頭

「常陽」関連施設を用いた学生実習プログラム,2; 原子炉シミュレータを用いた高速炉物理実験

大川内 靖; 前田 茂貴; 川原 啓孝; 石田 公一; 青山 卓史

no journal, , 

「常陽」関連施設を用いた学生実習プログラムについて、原子力機構と大学の共同で5件のシリーズ発表を行う。本発表では、原子炉シミュレータを用いた高速炉物理実験について述べる。「常陽」運転訓練用シミュレータを用いた高速炉物理実験は、他の臨界実験装置で学生実習として行われている臨界近接や制御棒校正に加えて、高出力炉の特徴を活かした原子炉の温度や出力変化に伴う反応度係数の測定や反応度外乱に対するフィードバック特性を把握し、原子炉固有の安全性を理解できる実習プログラムであり、原子炉運転を模擬体験し、実際の炉心・プラント管理の実務を習得できる実習である。

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