Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
小林 哲也; 荒木 正明; 大場 敏充; 鳥居 義也; 竹内 真樹*
JAEA-Conf 2011-003, p.83 - 86, 2012/03
JRR-3 (Japan Research Reactor No.3) was built as the first domestic reactor in 1962. The large-scale modification including the removal and re-installation of the core was carried out from 1985 to 1990. The modified JRR-3 with the thermal power of 20 MW is a light water moderated and cooled, swimming pool type research reactor. After the modification, JRR-3 has been operated without major troubles. This paper presents about review on the seismic safety of JRR-3 according to the revised regulatory code on seismic design for nuclear reactors. In addition, some topics concerning damages in JRR-3 due to the Great East Japan Earthquake are presented.
大場 敏充; 福島 学; 竹内 真樹; 宇野 裕基; 大和田 稔; 寺門 義文
JAEA-Technology 2010-020, 31 Pages, 2010/07
JAEA-Technology-2010-020.pdf:1.33MB
研究用原子炉JRR-3では、炉心で発生する中性子を効率よく熱化するため、炉心部の周りに重水反射体が設けている。また、原子炉運転中に発生する
線による発熱によって重水反射体の温度が上昇するが、これを冷却するために重水冷却設備が設置されている。重水冷却設備は重水系設備及びヘリウム系設備で構成しており、ヘリウム系設備は重水のカバーガスであるヘリウムガスを循環している系統である。また、ヘリウム系は重水タンク内で発生した重水の放射線分解ガスである重水素と酸素を再結合させる役割を持つ。ヘリウム圧縮機は使用開始後、定期的な分解点検の実施及び消耗部品の交換を行いながら使用してきた。しかしながら、近年においては、シールオイルの漏えいによりヘリウム圧縮機が自動停止する事象が多発した。不具合の解消のためには更新が必要であると判断し、平成19年に更新を行った。本報告書は更新に至るまでの経緯と更新時の改良点について述べ、今後の保守管理に資するものである。
市村 俊幸; 諏訪 昌幸; 福島 学; 大場 敏充; 根本 吉則; 寺門 義文
Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2009/10
The JRR-3 (Japan Research Reactor No. 3) was constructed as the first domestic reactor in 1962. The large-scale modification such as removal and re-installation of the core was carried out from 1985 to 1990. It reached integrated output of 59.9 GWd in July, 2009. JRR-3 has continued the stable operation with several maintenance. Three topics are picked up as major maintenances; modification of fuel elements from aluminide to silicide, replacement of a process control computer system, replacement of a helium compressor of the helium gas system which is part of the heavy water cooling system.
大内 靖弘; 伊藤 匡聡; 大場 敏充; 川又 諭; 石崎 勝彦
JAEA-Technology 2009-038, 38 Pages, 2009/07
JAEA-Technology-2009-038.pdf:2.87MB
JRR-3の主要な冷却設備である1次冷却系設備では、4基の1次冷却材ポンプにより冷却材を循環して炉心で生じた熱を除熱している。原子炉の安全安定運転を行うためには1次冷却材ポンプの性能を維持することが必要であり、そのため原子炉の供用運転を開始して以来、定期的な点検保守を実施してきた。本報告書は、1次冷却材ポンプの点検保守項目及び記録についてまとめるとともに、1次冷却材ポンプの経年変化を明らかにし、今後の保守管理に資するものである。
大場 敏充; 井上 猛; 宇根崎 博信*
Proceedings of International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors 2008 (RERTR 2008) (Internet), 10 Pages, 2008/10
日本の研究炉における燃料のウラン濃縮度低減化計画と研究炉の状況を報告する。日本では、8基の研究炉と6基の臨界実験装置が運転されている。そのうちRERTR(Reduced Enrichment for Research and Test Reactors)計画に関連するのは、京都大学原子炉実験所のKUR及び日本原子力研究開発機構のJRR-3, JRR-4, JMTRである。機構の研究炉であるJRR-3, JRR-4, JMTRの濃縮度低減化計画は1999年に終了した。JRR-3では2007年12月に積算熱出力量55400MWDの達成をしている。また、2008年7月から2009年7月の間に全10サイクルの運転を予定している。JRR-4では反射体の交換作業を行っているため停止中で、2008年7月に再起動予定である。JMTRでは照射施設の更新中のため停止中である。京都大学研究炉KURでは現在、低濃縮燃料(LEU)への変更を行っており、2009年5月に低濃縮燃料炉心での起動を予定している。
太田 和則; 池亀 吉則; 大和田 稔; 福島 学; 大場 敏充; 竹内 真樹; 今橋 正樹; 村山 洋二
JAEA-Technology 2008-023, 31 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-023.pdf:3.3MB
JRR-3熱交換器はシェルアンドチューブ型であり、管側を2次冷却材が流れる構造となっている。洗浄方法はボール洗浄方式であり、高圧力で流れる2次冷却材中に混入させたスポンジボールによって伝熱管内部の汚れを剥離する方法である。熱交換器の性能低下は、1次冷却材炉心出口温度の上昇をもたらし、原子炉の安全安定運転に影響を与えるおそれがある。これまでの洗浄データをもとに、熱交換器洗浄方法の効率化の検討を行った。その結果、最適な洗浄ボールの種類や洗浄時間の決定方法等が明らかとなった。
大場 敏充; 大和田 稔; 福島 学; 竹内 真樹; 宇野 裕基; 村山 洋二
no journal, ,
JRR-3は、最大熱出力20MWの低濃縮ウラン軽水減速冷却プール型の研究用原子炉である。本原子炉施設の炉心及び炉心構造物で発生される熱は、1次冷却設備,重水冷却設備の熱交換器を介し、2次冷却設備に伝達される。2次冷却設備に伝達された熱は最終的な熱の逃げ場である冷却塔を通して大気に放出される。JRR-3では、炉心で発生する中性子を効率よく実験に用いるため、炉心の周りに重水反射体が設けられており、重水冷却設備は重水反射体で発生する熱を2次冷却系に伝達するために設置されている。重水冷却設備は重水系及びヘリウム系で構成しており、ヘリウム系は重水の劣化防止、及び重水の放射線分解により生じる分解ガスを重水に戻し回収するために、重水のカバーガスであるヘリウムガスを循環している系統である。ヘリウム圧縮機はヘリウムガスを循環させるための機器であり、ヘリウム系において重要な役割を担っている。本報告書では、ヘリウム圧縮機を経年変化に対する予防保全の観点から更新したため、更新に至るまでの経緯と更新時の改良点について述べる。
荒木 正明; 小林 哲也; 大場 敏充; 竹内 真樹
no journal, ,
現在、大口径NTD-Si(Neutron Transmutation Doping-Si)の技術開発において、JRR-3へのシリコンの照射設備の導入を検討している。これは、JRR-3の重水タンクに12インチ径シリコンの照射設備を設置し、NTD-Siを大量にかつ低コストで供給することを図るものである。JRR-3の重水タンクを改造した場合における安全評価のための反応度投入事象について解析を行った。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化に関する次の事象を選定した。選定にあたっては「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針」を参考にし、(1)起動時における制御棒の異常な引き抜き,(2)出力運転中の制御棒の異常な引き抜き,(3)実験物の異常等による反応度の付加,(4)冷水導入による反応度付加,(5)重水反射体への軽水流入の5事象とした。解析では、核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析の結果、選定した反応度投入事象は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足し、いずれも安全を確保できることを確認した。
今橋 正樹; 大場 敏充; 大木 恵一; 鈴木 真琴; 林 和彦
no journal, ,
JRR-3の二次冷却塔は、炉心等で発生し熱交換器を介して受け取った熱を放散冷却する設備である。今回、更新を実施した二次冷却塔ディフューザは、この熱を効率よく大気に放散するための機器である。設置以来25年以上が経過し、経年劣化による腐食等が著しいことから更新を行い、JRR-3の長期的な安全で安定した運転に資することを目的とした。更新にあたり、今後のメンテナンス性の改善を図るとともに、ケーシング部の材質を一般構造用圧延鋼材からステンレス鋼材に変更することにより腐食対策とした。今回、これまでの保守の状況及び更新作業について発表するものである。
