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城 隆久; 後藤 健博; 矢吹 健太郎; 池上 和律; 宮川 高行; 毛利 哲也; 久保 篤彦; 北野 彰洋; 中川 浩樹; 川村 義明; et al.
JAEA-Technology 2010-052, 84 Pages, 2011/03
JAEA-Technology-2010-052.pdf:17.14MB
高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年12月に発生した2次主冷却系ナトリウム漏えい事故後、運転を停止していたが、平成22年5月6日に14年5か月ぶりに性能試験を再開した。性能試験は、3段階に分けて実施していく計画であり、その最初の段階の炉心確認試験を78日間に渡って実施し、同年7月22日に終了した。炉心確認試験は、制御棒価値,プラント内外の空間線量当量率,冷却材やカバーガスの純度確認及び1次主冷却系循環ポンプのコーストダウン特性を測定する試験等、合計20項目の試験で構成される。平成22年5月8日に臨界を達成、長期停止・燃料交換後炉心でも十分な精度で臨界予測が可能であることを実証した後、国の使用前検査により安全上の技術基準を満足していることを確認した。その後、研究開発を目的とした試験を行い、おもに零出力炉物理特性(特に、Am-241を多く含む炉心の特性)の把握に資するデータを収集した。また、日本原子力学会を通じて大学等から提案のあった未臨界度の測定法を検討するための試験も実施するとともに、中性子計装の健全性確認のための測定や核出力校正の確認、1次主冷却系循環ポンプコーストダウン特性確認等を実施した。
後藤 健博; 津島 広行; 桜井 直人; 城 隆久
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 13 Pages, 2006/07
高速増殖原型炉もんじゅでは、2005年3月より改造工事を開始した。改造工事に先立つ2004年6月より、予熱等にかかわる経費節減を目的として2次系のナトリウムをすべてドレンし、1次冷却系の1ループのみを循環して炉内ナトリウム温度を維持する1次主冷却系単独ループ運転としている。実施条件として次の2つの検討を行った。まず、冷却材であるナトリウムが循環する1次冷却系及び原子炉容器での放散熱が炉心崩壊熱を大きく上回ること,逆に炉内ナトリウム温度を200
Cに保つためのヒータ容量が十分に確保されていることである。放散熱と崩壊熱の関係については、1次冷却系での放散熱は概算で約90から170KWであり、炉心崩壊熱は解析値から21.2KWと算出され、ポンプ入熱等を考慮しても明らかに放散熱より少なく、実機試験でも確認された。次にヒータ容量については、放散熱よりも実際に投入される予熱ヒータによる入熱が少なかった。このため、原子炉容器室の温度を上昇させ放散熱を抑制し、予熱ヒータの設定値を変更して予熱ヒータの投入量を増加させた。これらの措置により、1冷却系単独運転を実施することができた。1次冷却系単独ループ運転によって、発電所内の消費電力量を削減することができた。また、改造工事にあたっても2次系のすべてのループのナトリウムをドレンしているため大幅な工期短縮が図られた。
森薗 孝次; 暦本 雅史; 城 隆久; 宮川 明
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 4 Pages, 2005/10
1995年のナトリウム漏えい事故以来、中断されていた 高速増殖原型炉もんじゅの建設工事がこのほど再開され、現在、種々の改善を行なうため改造工事を実施中である。改造工事後の試運転は、「機能試験」と「性能試験」に分けることができるが、そのうち、「機能試験」について、要求事項、検査項目、試験工程の検討を実施した。
臨界試験
起動試験(40%出力)
宮川 明; 服部 和裕; 城 隆久
JNC TN2410 2005-002, 278 Pages, 2005/07
JNC-TN2410-2005-002.pdf:30.04MB
高速増殖原型炉「もんじゅ」は,系統としての機能・性能の確認を目的とした総合機能試験を実施した後,平成4年12月から性能試験を開始した。しかし,平成7年12月8日,二次主冷却系ナトリウム漏えい事故が発生したため,プラント出力を約40%まで上昇させた段階で性能試験を中断し,現在に至っている。性能試験は,主として燃料装荷以降定格までの各出力段階で,プラント系統設備の性能確認,試験データに基づく設計の妥当性評価,将来炉のための実機データの集約等を行なうことを目的としており,軽水炉の起動試験で実施する試験項目と同等の内容の試験と,高速増殖炉の研究開発に係わる試験から構成されている。前回の性能試験において,この目的に従って計画された試験項目は約130項目に及び,このうち,高速増殖炉の研究開発に係わる試験は項目数で全体の約1/3を占める。本報告書では,これまでに実施された試験項目のうち,臨界・炉物理試験,起動試験を対象として,試験結果の概要を報告する。
伊藤 敬輔; 川原 啓孝; 森 健郎; 城 隆久; 有吉 昌彦; 礒崎 和則
JNC TN9410 2005-008, 267 Pages, 2005/03
JNC-TN9410-2005-008.pdf:108.4MB
MK-Ⅲ冷却系を安定に制御できる制御定数の確認、及びプラントへ実際に外乱を印加した場合の安定性の確認を行うため、原子炉冷却材温度制御系の制御特性試験を実施した。本制御特性試験は、M系列試験、主冷却器出口温度変化応答試験及び制御棒小引抜・挿入応答試験の3項目で構成している。試験の結果、冷却材温度制御系の主送風機ベーン開度制御範囲におけるPI定数は、比例ゲイン0.361.12(MK-Ⅱの約1/2)、積分定数80秒が最適であることが確認できた。このPI定数に対する制御系のゲイン余裕は719dBであった。
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。
山田 文昭; 木村 浩一; 城 隆久; 森 健郎; 森薗 孝次; 玉山 清志; 宮川 明
no journal, ,
「もんじゅ」プラント全系の過渡応答を解析するSuper-COPDコードと水・蒸気系の過渡応答を解析するFanpsyコードについて、試運転再開後に予定される性能試験に基づき、開発したコードの検証計画を明らかにした。
佐藤 方実; 城 隆久
no journal, ,
高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置について、第1段階の作業・検討状況及び今後の各段階における実施予定の作業を紹介する。
成瀬 恵次; 松井 一晃; 小幡 行史; 澤崎 浩昌; 後藤 健博; 城 隆久
no journal, ,
「もんじゅ」の廃止措置は、廃止措置期間全体を4段階に区分し、約30年間で廃止措置を完了する予定である。第1段階の燃料体取出しの完了により、化学的に活性なナトリウムを保有する炉心及び炉外燃料貯蔵槽に燃料体が存在する残留リスクを排除した。第2段階においてはナトリウム保有に伴うリスクを低減するとともに、第3段階からナトリウム機器の解体に着手できるよう準備を進める。限られた期間で「もんじゅ」の廃止措置を完遂するためには、「もんじゅ」がナトリウム炉であること、また、「もんじゅ」の運転履歴に伴う特徴を考慮した上で、ナトリウム機器解体を第3段階で安全、確実、かつ速やかに実施できることが肝要である。第2段階においてはその準備作業を完了する必要があることを踏まえ、第2段階の完了条件を設定した。
大野 史靖; 福島 翼; 成瀬 恵次; 松井 一晃; 小幡 行史; 澤崎 浩昌; 後藤 健博; 城 隆久; 内橋 昌也
no journal, ,
「もんじゅ」は、第1段階で燃料体を燃料池に貯蔵することにより化学的に活性な液体ナトリウムを保有する炉心等に燃料体が存在する残留リスクを除去し、2023年度より廃止措置第2段階へ移行した。今後も廃止措置の進捗に伴い、プラントのリスクは変化することから、廃止措置の各段階におけるプラント状態を整理して「もんじゅ」における性能維持施設の考え方を策定し、第2段階で必要となる性能維持施設を見直した。