日本原子力研究開発機構の自動火災報知感知器に関する調査; 誤警報の低減に向けての検討

坂下 慧至; 奥井 正弘; 吉田 忠義; 植頭 康裕; 奥田 英一

JAEA-Review 2022-012, 42 Pages, 2022/06

JAEA-Review-2022-012.pdf:2.96MB

日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)は全国に11の研究開発拠点を有しており、それらの研究開発拠点は複数の施設(建屋)から構成されている。近年、各施設において非火災にも係わらず警報が吹鳴する、誤警報の発報件数が増加している。施設には消防法に基づいた自動火災報知感知器が設置されているが、炎や煙が認められない状況の中で119番通報を行うといった例が多くみられた。今回、誤警報の発生状況の実態を把握する目的で、感知器の設置状況等の調査を行った。本調査結果に基づき劣悪な環境下で運用している感知器の誤警報の低減や、老朽化した感知器の計画的な更新に向けた対策を検討した。本調査では誤警報の実態を把握するため、機構内各拠点に設置されている感知器の設置台数、設置時期及び直近3年間(平成30年令和2年)の誤警報の有無及び誤警報発生時の主な原因等について調査した。調査の結果、機構全体の感知器の総数は34,400台であり、総数の7割以上(約25,000台)が設置年数20年以上(メーカ推奨更新期間)であることが分かった。調査期間(3年間)における機構全体での誤警報の発生総数は65件であり、その主な原因調査では、感知器の設置環境の影響による誤作動が約6割を占めた。残りは通常環境下の使用における経年劣化が約2割、その他が約2割であった。また、設置経過年数が比較的に短い14年以下の感知器から誤警報が発生する頻度が高いことが分かった。通常環境下の使用における経年劣化は設置後15年以上経過したものによく見られたが、その頻度は設置環境の影響による誤作動に比べて低いことが分かった。結果として、誤警報は設置年数が短いもの(概ね14年以下)で、設置環境の影響による誤作動が多く発生していることが分かった。以上のような調査結果をうけ、以下の3つの対策を立案した。感知器の設置台数や機器構成、定期点検における保守状況、誤警報の発生状況や講じた対策をデータベース化し感知器の保守管理に活用すること、既設の感知器の設置環境を確認し設置環境の悪い箇所や周辺設備の影響を受けやすい位置に設置された感知器について積極的に対策を講じること及びメーカ推奨更新期間をおおよその目安として計画的に感知器を更新すること、以上の対策を講じることで自動火災報知感知器の誤警報の低減が達成されると考えられる。

炉内中継装置の引抜方策の検討に係る調査について; 「もんじゅ」原子炉容器内構造物の観察

針替 仁; 高木 剛彦; 浜野 知治; 中村 省一; 大場 俊雄; 江橋 政明; 奥田 英一; 木下 知宣

JAEA-Technology 2013-014, 150 Pages, 2013/07

JAEA-Technology-2013-014.pdf:24.38MB

高速増殖原型炉もんじゅにおいて、平成22年8月26日に炉内中継装置(以下「IVTM」という。)本体が原子炉機器輸送ケーシングのグリッパ爪から外れて落下する事象が発生した。その後、IVTM本体の引抜きが「荷重超過」警報の発報により実施できなかったことから、IVTM本体の状況を把握するため、不活性アルゴンガス中にナトリウム蒸気が浮遊する原子炉容器内で観察を行うための観察装置、観察方法等について検討を行い、IVTM本体内側案内管の内面観察とIVTM本体の上部・下部案内管接続部の外面観察を実施することとした。これら観察の結果、案内管接続部で上部案内管下端部が径方向に変形し、燃料出入孔スリーブと干渉することを確認したため、燃料出入孔スリーブと一体で原子炉容器内から引き抜くことを決定した。本報告はIVTM本体を引き抜くために実施した原子炉容器内の観察について、観察装置、観察方法等の検討内容及び結果についてまとめたものである。

もんじゅ2次系床ライナの機械的健全性について

一宮 正和; 堂崎 浩二; 上野 文義; 森下 正樹; 小林 孝良; 奥田 英一; 嵐田 源二

JNC TN2400 2000-005, 103 Pages, 2000/12

JNC-TN2400-2000-005.pdf:3.98MB

もんじゅ2次系床ライナについて、漏えいナトリウムの燃焼による熱荷重条件に対するライナの機械的健全性を、溶解塩型腐食による減肉を考慮したうえで、非弾性解析及び部分構造模擬試験により評価した。非弾性解析の結果、減肉が著しく進行しても、ライナに生じるひずみ値は材料固有の延性限度内にあるため、ライナに貫通性損傷が発生することはなく、その機械的健全性が確保されることを確認した。また、部分構造模擬試験の結果、非弾性解析による推定値を大幅に上回るひずみを与えても損通性損傷はなく、機械的健全性を維持することを確認した。

オフライン荷重センサーの開発 焼結体による荷重測定素子の特性測定(その1)

奥田 英一*

PNC TN9410 90-082, 105 Pages, 1990/06

PNC-TN9410-90-082.pdf:3.1MB

原子炉の環境下においてオフ・ラインで荷重を測定するために考案された、焼結体による荷重測定素子に関する基礎的特性データを取得した。特性測定に用いた素子の形状は、常陽における炉心変形反力測定を念頭において設定した。基礎的測定データ取得のために実施した試験は、次の通りである。(1) 熱膨張測定試験(2) Na中浸漬試験(3) 室温圧縮試験(4) 高温圧縮試験(5) 圧縮クリープ試験なお、高温圧縮試験においては、Na浸漬試験に使用したサンプルの圧縮試験も実施した。特定データは、極めて良好な結果を示しており、今後の実用化研究を進める上で貴重なデータがえられた。

Verification and Validation of LMFBR Static Core Mechanics Codes Final Report an IWGFR Co-ordinated Research Programme

前田 清彦*; 奥田 英一*

Final Report of the CRP on Intercomparison of LMFBR Core MEchanics Codes, 0 Pages, 1989/00

IAEA/IWGFR主催のCoordinated Research Programmeとして実施した炉心変形挙動解析コードの国際ベンチマーク活動の成果につき参加各機関と連名で報告書にまとめる。ベンチマークはコード間検証のステージ1と実験データ(日本からの提示)による検証のステージ2からなる。ステージ1の比較的単純な挙動は1%以内のばらつきで評価出来るが、摩擦挙動等を考慮するケースでは数十%のばらつきがでる。複雑な挙動の計算モデルの検証と単純な挙動の実験データ検証が必要であるというものであった。ステージ2の結論はラッパ管の変形量の予測は比較的良好であったが、ラッパ管相互の接触力の予測は誤差が大きく、ラッパ管の初期ギャップ、エントランスノズルのモデル化等が原因と推測された。これらの結論から今後更に実施すべき検証項目を提示した。(報告書は、本作業を主導的に実施したR.Andersonと前田清彦がとりまとめた。)

高速実験炉「常陽」FFD(DN法)設備に係る保守経験 : ノイズ対策

沢田 誠*; 中村 省一*; 奥田 英一*; 八木 昭*; 宮口 公秀; 遠藤 順一*

PNC TN941 84-121, 56 Pages, 1984/08

PNC-TN941-84-121.pdf:9.99MB

燃料破損検出設備(FFD設備)のうち遅発中性子法(DN法)には,MK―175MW第6サイクル開始頃からさまざまなノイズが発生し,同設備の運転に悪影響を与えてきた。昭和58年2月から昭和59年3月にわたる原因調査の結果,ノイズは電源部,前置増幅器(プリアンプ)部,及びケーブル部からそれぞれ発生していることが判明したため以下のノイズ対策を行った。(1)電源部・安定化電源装置(ACLINECONDITIONER)を電源ラインに設け,電源-アース間に生じていたノイズ電圧を除去した。(2)プリアンプ部・プリアンプの保護カバーがシールド箱と接触して多点アースとなっていたものを,カバーに絶縁処理を施し,多点アースを解消した。・発振防止用コンデンサを新たに設ける回路改造を行うと共に,回路内の電界効果トランジスタ(FET)の交換を行い,回路の安定性を向上させた。・検出器ケーブルコネクターでのシールド処理が不完全であったため信号が不安定で且つノイズを拾いやすい状態となっていたものを,シールド処理を施し耐ノイズ性を高めた。(3)ケーブル部・プリアンプ以降計数モニタまでの間の信号ケーブルを同軸ケーブルから光ファイバーケーブルに交換し,ノイズの誘導を防止した。(但し,ケーブルペネトレーション部等交換不可能な一部のケーブルは従来通り同軸ケーブルを使用している。)・プリアンプ・シールド箱内の高圧ケーブルに電磁遮蔽を施し,高圧ケーブルから検出器ケーブルヘのノイズ誘導を防止した。上記の対策によってノイズを除去することが出来た。本報告書はこれら一連のノイズ対策を集大成し,他設備のノイズ対策の参考に供するものである。