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中島 正義; 越野 克彦; 圷 茂; 中西 政博
Proceedings of 8th International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM '01) (CD-ROM), P. 57, 2001/00
東海再処理施設の焼却施設について、その工程概要の説明及び運転経験を通して得た知見や保守・改良の実績を紹介する。
柿崎 正義*; 出井 義男; 助川 武則; 圷 陽一; 栗岡 均*; 鈴木 清孝*
日本建築学会構造系論文集, (517), p.1 - 9, 1999/03
本研究は、発電炉の寿命を予測するための基礎資料を得ることを目的に、実際に運転された原子炉で長時間にわたって放射線を照射されたJPDRの生体遮蔽コンクリートの試験体とJPDRと同様の温度条件下におけるモデル試験体の水和特性と微細構造の挙動について究明した。主な結果は、次の通りである。(1)SEM観察の結果、針状結晶は、炉心側試料の方が外側に比べて発達の度合いが大きい。モデル試験体のエトリンガイトとC-S-Hの針状結晶と同じであった。(2)結合水量は、炉心側の方が外側に比べて約5%大きいが、モデル試験体では4~6%大きくなり、JPDRの分析結果と同じ傾向を示した。(3)X線回折による水和生成物は、モデル試験体のときモノサルフェート、Ca(OH)
のピークが強く検出されており、JPDRの分析結果と一致していた。(4)細孔径分布は、炉心側の方が外側より小さい細孔径が多く存在しており、この傾向はモデル試験体のシール有り(炉心側を想定)の場合とよく一致していた。(5)モデル試験体の水和特性と微細構造は、生体遮蔽コンクリートの結果と特に変化を生じていないという試験結果を裏付けるデータの一つであると考えられる。
柿崎 正義*; 出井 義男; 助川 武則; 圷 陽一; 畑野 肇*; 栗岡 均*
日本建築学会構造系論文集, 0(488), p.1 - 10, 1996/10
経年変化研究の一環として、長期間運転されたJPDRの生体遮蔽コンクリートの環境並びに力学的特性に関する調査を行った。調査項目の環境特性では(1)中性子及び
線照射量、(2)温度分布、力学特性では(1)圧縮強度、(2)静弾性係数、(3)ポアソン比等についてまとめてある。1)中性子及び線照射量は、大型発電炉の40年運転時に受けるであろう照射量に相当している。2)コンクリート内の温度分布は、線照射に伴う発熱に大きく依存する。3)1
10
n/cm
までの中性子照射量では圧縮強度の低下は認められず、わずかに上昇することが確認された。以上のように実際に使用されてきた生体遮蔽コンクリートの調査から、貴重なデータが得られた。
茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 伊藤 主税; Setyadi*; 鈴木 惣十; 圷 正義
PNC TN9410 94-032, 76 Pages, 1993/12
高速実験炉「常陽」では高速炉の保守,点検時における作業員の被ばく低減化を目的として,各定期点検器官を利用し,1次冷却系における放射性腐食生成物(CP)の管壁付着密度と線量率の測定を実施し,CP挙動解析コードの高度化に反映させてきた。これまでの7回の測定の結果,主要なCP核種は54Mnと60Coであり,54Mnは主中間熱交換器(IHX)から原子炉容器入口までのコールドレグ(HL)配管に,60Coは原子炉容器出口からIHX入口までのホットレグ(CL)配管に移行し易いことなどが明らかとなっている。本研究では8回目の測定である「常陽」の第10回定期検査期間中(今回)の測定結果を中心に実プラントにおけるCP挙動の評価を進めた。主な結果を次に示す。(1)1次冷却系内のCP付着分布および表面線量率分布は,過去の測定結果と同じ形状を示し,特異な傾向は観察されなかった。(2)今回の1次冷却系内のCP付着密度および表面線量率分布は,次に示すように飽和傾向を示した第9回定期検査期間中の測定値とほぼ同じであり,CPのビルドアップは飽和に達したと考えられる。1・1次主冷却系配管(Aループ)のCP付着密度は,HL,IHXから主循環ポンプ入口までのCL(1),主情感ポンプ出口から原子炉容器入口までのCL(2)について,それそれ,54Mnが約30kBq/cm2,約60kBq/cm2,約130kBq/cm2であり,60Coが約9kBq/cm2,約3kBq/cm2 ,約8kBq/cm2である。2・1次冷却系の表面線量率は,HLで約0.5mSv/h,CL(1)で約0.6mSv/h,CL(2)で約1mSv/hである。(3)測定値(E)と"PSSYCHE91"による計算値(C)のC/E値は,CP付着密度に対して0.9から1.5,線量率に対して1.6であり,計算値は測定値と比較的良く一致する。
礒崎 和則; 辰野 国光; 拝野 寛; 鈴木 惣十; 圷 正義
PNC TN9520 93-008, 129 Pages, 1993/07
高速実験炉「常陽」では、プラントの諸特性を把握し、原子炉の安定かつ安全な運転に資することを目的に、運転サイクル毎に運転特性試験を実施している。本マニュアルは、運転特性試験のうち、一次主循環ポンプの運転制限条件を把握する系統圧損測定、主冷却器及び主送風機の風量制御特性を把握するベーン・ダンパ開度特性試験、温度制御経の安定範囲を把握するM系列試験及びプラント全体の外乱に対する安定性を把握する安定性試験を対象に試験実施及びデータ処理要領と手順についてまとめたものである。
礒崎 和則; 道野 昌信; 伊東 秀明; 伊藤 和寛; 茶谷 恵治; 鈴木 惣十; 圷 正義
PNC TN9520 93-006, 198 Pages, 1992/11
高速実験炉「常陽」では、燃料カラム部の中心に人工欠陥を設けた試験用要素を照射することにより、破損燃料位置検出(FFDL)装置の性能確認と原子炉容器内における核分裂生成物の挙動の評価等を目的としたFFDL炉内試験(2)を平成4年11月25日から12月9日にかけて実施する予定である。本資料は、FFDL炉内試験(2)に関する、「常陽」の運転及び監視方法、放射線監視方法及び試験装置等の実施要領をとりまとめたものである。
飯沢 克幸; 茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 鈴木 惣十; 金城 勝哉; 圷 正義
PNC TN9410 92-345, 166 Pages, 1992/10
高速炉放射性腐食生成物(CP)挙動解析コード"PSYCHE"の改良整備と検証を目的として,高速実験炉「常陽」の運転経験を通じて得られたCP測定結果に基づき,1次ナトリウム冷却系と燃料洗浄廃液CP挙動について評価し,その機構の検討と解析モデルの検証を行った。得られた評価結果は次のとおりである。(1)1次ナトリウム冷却系配管・機器管壁に移行する主なCP核種は54Mn,60Coで,54Mnが最優勢である。それに対し炉心部CP付着に関連した燃料洗浄廃液中では60Coが最大核種で,外側反射体洗浄時の発生量が特に多くなる。これは粒子状放射性腐食生成物が炉内滞在中に更に放射化されたものである。(2)冷却系内の54Mnの管壁付着速度は,ホットレグ(HL)では炉心材料中の放射化生成に対応し推移するが,コールドレグ(CL)ではそれを越えて上昇する。そのためビルドアップはHLでは比較的早期に飽和するが,CLでは長時間にわたり持続した。60Coの管壁付着速度は,炉心での放射化生成と放出を通じて,燃料交換及び冷却材中酸素濃度の影響を強く受け,更に管壁付着物の剥離・再放出による変動を示す。これ等を勘案すれば60Coのビルドアップは全領域でほぼ同等で緩やかである。(3)54Mnの配管付着分布は初期にはHLが優勢であるが,付着速度のふるまいを反映して時間経過とともにCLが優勢となる。60Coの分布レベルはHLで優勢で時間経過にともなう分布パターンの変化は少ない。(4)54MnのHLでの付着機構は管壁中拡散であり,CLでは管壁面上での合金粒子形成が主である。60Coの付着機構はHLを含め全域的に管壁面上での合金粒子形成が主で,鉄分の多い微視的表面組織に取り込まれていると考えられる。(5)ナトリウム系内のCP挙動に関する「溶解・析出モデル」のモデルパラメータの感度調査と上記評価結果に基づく最適化により,解析コード評価制度(C/E)として,主配管部の54Mnと60Coのビルドアップに対して全期間を通じた平均でそれぞれ1.36及び1.03,線量率分布に対して1.61を得た。本研究から得られた結論は次のとおりである。「溶解・析出モデル」により1次系全域にわたる54Mnの挙動をよく再現できる。60Coの場合は主配管部等高流速部に対しては妥当な結果を与えるものの,粒子移行分が存在し,それ等は主ポンプオーバ
中本 香一郎; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 圷 正義; 渡士 克己; 一宮 正和
PNC TN9080 92-009, 24 Pages, 1992/04
動燃では、「常陽」「もんじゅ」で培った技術基盤をもとに、FBR実用化技術の確立に向けて、経済性の向上と安全性の強化を図るべく実用化重要技術課題(10課題)を取り上げ、その解決のための研究開発の着手している。PROFIT計画は、10課題の中から『実用化のキーとなる革新技術の開発と実証炉の連携の下にプロジェクトとして推進することを意図して計画されたものである。所掌しる範囲は、「常陽」MK-3計画及び革新技術の開発・実証であり、前者は炉心の高中性子束化による照射性能の向上、稼働率向上、照射技術の高度化を、後者は機器・系統の合理化、運転保守技術の高度化、合理的安全論理構築に寄与の大きい革新要素技術、2次系削除システム開発・実証および「常陽」安全性試験を含む。本基本計画書(要約偏)には、PROFIT計画の目的、計画立案にあたっての基本的考え方、ニーズ面からの件等、シーズ面からの検討、ならびに上記のMK-3計画および革新技術開発・実証に関する意義、技術の現状、中間期的計画について要約し、あわせて10課題との関連、スケジュール、資金計画についてもふれた。付録としてPROFIT計画に係る研究開発WBSおよび推進体制(平成3年度)添付した。基本本計画書(要約偏)は、平成3年度に再開後のPROFIT計画推進会議での審議等をふまえて作成された基本方針と研究開発骨子をまとめたものであり、それ以前の審議結果についても適宜反映してある。なお、PROFIT計画推進会議(事務局会議を含む)とその下に設けた各分科会(MK-3計画、第1-3分科会)で構成する組織により各ラインで実施している研究開発を総合的見地から推進・調整している。
中本 香一郎; 圷 正義; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 渡士 克己; 一宮 正和
PNC TN9080 92-008, 52 Pages, 1992/04
本基本計画書(詳細偏)は平成3年度に再開後のPROFIT計画推進会議での審議等をふまえて作成された基本方針と研究開発骨子(PROFIT計画書要約編参照)と対をなするもので、関係課室で作成された資料をもとに旧版を改定したものである。本報告書は、PROFIT計画で所掌している「常陽」MK-3計画に係る研究開発と革新技術の開発・実証に係る研究開発について、各研究開発項目毎に計画内容と中長期スケジュールを記載してある。
中本 香一郎; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 圷 正義; 渡士 克己; 一宮 正和
PNC TN9080 92-007, 113 Pages, 1992/04
PROFIT計画推進会議は平成3年度に発足し、途中の中断を経て、平成3年度後半に再開した。本報告書は、PROFIT計画で所掌している「常陽」MK-3計画に係る研究開発と革新技術の開発・実証(第1
3分科会)に係る研究開発について、それぞれ平成3年度の活動内容と成果の評価および今後の展開について記載してある。
中本 香一郎; 圷 正義; 鈴木 惣十; 宮川 俊一; 小林 孝良; 冨田 直樹; 伊東 秀明
PNC TN9080 92-005, 70 Pages, 1992/04
本資料は、PROFIT計画推進会議(平成3年度開催)ならびに「常陽」技術評価専門委員会(平成3年12月開催)で使用したMK-3計画関連OHPを資料集としてまとめたものである。
出井 義男; 鎌田 裕; 圷 陽一; 鬼沢 邦雄; 中島 伸也; 助川 武則; 柿崎 正義*
JAERI-M 90-205, 62 Pages, 1990/11
軽水型発電炉の主要構造物の一つに生体遮蔽コンクリートがあげられる。建設後27年を経過したJPDRの生体遮蔽コンクリートから試料を採取し強度試験を行い次の結果を得た。(1)コンクリートは大型商用炉の寿命末期の照射量に相当すると考えられる110n/cmの高速中性子照射を受けている。(2)圧縮強度は建設時の調合強度を上廻っている。また、中性子照射量の増加に伴い圧縮強度の増加が確認された。(3)引張り強度、ヤング係数、ポアソン比等についての材料特性の変化は認められなかった。(4)建設後27年を経過し、実際に使用されたJPDRの生体遮蔽コンクリートの強度の低下は認められなかった。
谷山 洋*; 圷 正義*; 田村 政昭*; 原 広*; 伊藤 芳雄*; 福原 英夫*; 仲村 喬*
PNC TN951 78-03, 196 Pages, 1978/02
本報告書は,IWGPR「SpecialistsMeetingonFissionandCorrosionProductbehaviourinPrimaryCircuitsofLMPBR's」の一部を翻訳したものである。内容は,各国(ドイツ,イタリア,日本,英国,アメリカ)におけるFP及びCPのナトリウム・ループでの放出,腐食と沈着の挙動を述べたもので,レポートは以下の通りである。・KNK炉に於ける破損燃料検出系・KNK炉1次冷却系に於けるCPの挙動・SNR1次ナトリウム系MockupLoopに於けるコバルト60とマンガン54の腐食と沈着挙動・イタリアに於けるFP及びCPの研究・被照射ステンレス鋼からのCPの流動Na中での挙動・LMPBR1次系に於けるFP及びCPの挙動,英国の現状・Naループ中の放射性物質の腐食・沈着を研究する技術・オーステナイト鋼からの放射性核種の放出に及ぼすNa中酸素の効果
市毛 聡; 上田 雅司; 圷 正義; 小川 徹; 今井 勝友
American Nuclear Society International Topical Meeting on Safety of Operating Reactor, ,
本報告では、高速炉の保守の特徴と、「常陽」の機器の故障傾向について延べる。 高速炉での保守では、冷却材ナトリウムとその保護のためにカバーガスに着目する必要がある。ナトリウム中の機器部品は、ナトリウムとの共存性に優れ、 基本的に分解点検を行わないメンテナンス・フリーに設計されている。また、機器内部が不活性ガスで満たされていることからも、腐食等の問題が発生しない。「常陽」では、重要機器に対し、時間計画保全と併せて状態監視保全を適用し、異常の早期発見・排除を心がけている。これにより、ナトリウムを内包する冷却材循環ポンプ、電磁ポンプ、弁等の重要機器では,ナトリウム漏洩の重大事象はこれまで経験していない。これらの機器が経験した故障の殆どは、機器本体の補修および交換を必要としないものであり、プラントの運転にも影響を与えていない。
沢田 誠; 田村 政昭; 圷 正義; 市毛 聡
An American Nuclear Society International Topical Meeting "Safety of Operting Reactor", ,
高速実験炉「常陽」は、1977年4月の初臨界以降、現在まで約18時間に渡り順調な運転を行ってきた。「常陽」ではこれ迄に得られた運転保守経験を反映して、プラントの安定運転と運転信頼性の向上を目的とした運転・保守支援システムの開発を進めている。本件発表にて運転支援システムの開発として、多重警報発生時の異常時運転対応の支援を主眼とした異常運転支援システム(JOYCAT)の開発、ファジィ制御理論を適用し原子炉の全運転領域を対象とした制御棒操作自動化システムの開発、並びに膨大なプラント管理書類の処理とプラント工程作成を行う機能を兼ね備えた運転管理システム(JOYPET)の開発した。保守支援システムの開発としては、機器の部品レベルまで堀り下げて規定した保守基準に関するデータベース化、並びに回転機器における振動特性の変化をモニタリングするこのことにより機器の早期異常検出を可能としたMEDUSAの開発報告を行う。
上田 雅司; 小川 徹; 今井 勝友; 圷 正義
第3回JSME/ASME原子力工学合同国際会議, ,
高速実験炉「常陽」では、プラント機器にトラブルが発生する前にその微候を検出し、異常の原因と進行程度を把握することを目的として、回転機器異常監視システム「MEDUISA」は、オンラインによる振動監視システムであり、各機器の振動状態を自動的・連続的に監視を行う。また、オペレータによる振動の解析作業をサポートする機能を有する「Co-MEDUSA」は可搬型の振動解析器とパソコンの組み合わせによるオンラインの振動監視システムであり、保守員が定期的に現場で振動を計測し、パソコンによる振動データの傾向管理を行う。現在、「MEDUSA」は20機器の監視を行っており、「Co-MEDUSA」は200台以上の回転機器に適用され、プラント運転・保守に活用されている。
上田 雅司; 小川 徹; 今井 勝友; 圷 正義
第3回 JSME/ASME 原子力工学合同国際会議, ,
高速実験炉「常陽」では、プラント機器にトラブルが発生する前にその徴候を検出し、異常の原因と進行程度を把握することを目的として、回転機器異常監視システム「MEDUSA」及び「Co-MEDUSA」を開発運用中である「MEDUSA」は、オンラインによる振動監視システムであり、各機器の振動状態を自動的・連続的に監視を行う。また、オペレータによる振動の解析作業をするサポートする機能を有する。「Co-MEDUSA」は可搬型の振動解析器とパソコンの組み合せによるオフラインの振動監視システムであり、保守員が定期的に現場で振動を計測し、パソコンによる振動データの傾向管理を行う。現在、「MEDUSA」は20機器の監視を行っており、「Co-MEDUSA」は200台以上の回転機器に適用され、プラントの運転保守に活用されている。
家田 芳明; 林 謙二; 梶原 晃; 佐藤 和二郎; 圷 正義
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR '91), ,
1000MWeプール型FBRの1/8縮尺模型を用いて、強制循環から自然循環への移行過程における熱流動現象を調べる水試験を実施した。主冷却系の2次系及び補助冷却系のスクラム過渡における運転条件を実験パラメータとした。多次元解析コード検証の為、実験解析からPRACSとDRACSの特性の違いが明らかにされた。実験結果と解析結果を基に、ブランケットでの逆流現象について議論した。
