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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。
伊藤 主税; 吉川 和伸*; 助川 一弥*
JNC TN9400 2003-091, 30 Pages, 2003/07
JNC-TN9400-2003-091.pdf:1.03MB
原子炉における燃料、材料等の照射試験やサーベイランス試験では、中性子照射量を精度良く評価することが重要である。このため、高速実験炉「常陽」では、多重放射化箔法による中性子照射量測定を実施してきた。 多重放射化箔法で用いられるドシメータのうち、Nbドシメータは、93Nbの非弾性散乱反応のしきい値が約30keVと比較的低く、O.1MeV以上の高速中性子測定に用いられる他、そのエネルギー依存性は鉄の弾き出し損傷関数に類似しており、鉄のdpa評価に適している。さらには、この反応の生成核種である93mNbは半減期が16.4年と長く、長期積算型モニタになる。しかし、Nbドシメータの反応率測定では、反応生成物から放出される低エネルギーの特性X線を測定する必要があり、ドシメータ自身の自己吸収効果による測定精度の低下が課題となっていた。 そこで、本研究では、Nbドシメータを溶解・乾燥固化処理することにより、低エネルギーの特性X線を高精度で測定するとともに、誘導結合プラズマ質量分析装置でその重量を精度良く求め、反応率を測定する方法を導入した。この手法を「常陽」のドシメトリーに適用し、0.1MeV以上の高速中性子照射量を求め、多重放射化箔法による中性子スペクトルから得られた高速中性子照射量と比較した。 その結果、Nbドシメータによる測定値と多重放射化箔法による評価値の比は0.97
1.03であり、両者の誤差の範囲内で一致し、Nbドシメータによる高速中性子照射量側定法の信頼性が確認された。Nbドシメータにより測定した高速中性子照射量の測定誤差は、4.5%(炉中心)9.1%(燃料貯蔵ラック)であり、Nbドシメータにより高速中性子照射量を高精度で測定できることを確認した。 今後は、「常陽」MK-III炉心の核特性評価や照射試験に本手法を適用していく予定である。
伊藤 和寛; 根本 昌明; 佐井川 拓也*; 助川 一弥*
JNC TN9410 2000-008, 66 Pages, 2000/03
JNC-TN9410-2000-008.pdf:1.39MB
高速実験炉「常陽」は、昭和57年に、照射用炉心(MK-II炉心)として初臨界を迎えて以来31サイクルの定格出力運転と13項目の特殊試験のための短期間運転及び8回の定期検査を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。この間、1次系ナトリウムは67回、2次系ナトリウムは81回、1次系カバーガスは75回、2次系カバーガスはオーバフロータンク及びダンプタンクから各89回のサンプリングを実施し、不純物濃度データを蓄積してきた。「常陽」MK-II炉心の集大成として、これらのデータ及びこれらに関連するプラントデータについてユーザが利用できるようにデータベースとして整備した。本データベースには、関連するプラントデータと「常陽」実機で測定した1次系ナトリウム及び2次系ナトリウム中の酸素、炭素、水素、窒素、塩素、鉄、ニッケル及びクロムを、1次カバーガス及び2次カバーガス中の酸素、水素、窒素、一酸化炭素、二酸化炭素、メタン及びヘリウムの濃度を収録している。これらのデータは、ユーザが利用しやすいようにその時の炉心状態と併せて収録した。
助川 一弥*; 根本 昌明; 飯島 稔
no journal, ,
液体金属ナトリウムを冷却材とする原子炉ではナトリウム中に溶存する不純物及びナトリウムの自由液面を覆うアルゴンガス中に含有する不純物の管理が原子炉運転上重要な課題である。材料腐食を極力抑制し、高速炉を安全に運転するため、ナトリウムを常に精製し高純度に維持すること、いわゆる純度管理が必要とされる。また、アルゴンガスについても、ナトリウムの酸化,窒化等を防ぐために含有する不純物(酸素,窒素,水素等)の管理基準値を定め、その純度を管理することが必要である。高速実験炉「常陽」においては、純度管理の一環として各不純物濃度が管理目標値以内に維持されているかどうかを確認するためナトリウム及びアルゴンガスを定期的にサンプリングし、不純物の濃度分析を実施している。