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関根 隆; 青山 卓史; 鈴木 惣十; 山下 芳興
Proceedings of 11th International Symposium on Reactor Dosimetry (ISRD-11), 0 Pages, 2002/00
FBR実用化のための長寿及び高性能燃料・材料の開発、実用化戦略調査研究に資する多種多様な照射試験を効率良く実施するため、高速実験炉「常陽」では照射用炉心の高度化計画(MK-III計画)を進めている。MK-III炉心では、炉心の高中性子束化稼働率向上及び照射試験用集合体の装荷体数の増加により,照射性能がMK-II炉心の約4倍に増加する。また、オンラインでの温度制御や限界照射試験用の照射装置の開発等,照射試験技術の高度化とあいまって、中性子照射量を高精度で評価し,質の高い照射デ-タを提供することが望まれている。このため、炉心用管理コ-ドシステムの高精度化、モンテカルロ計算による詳細解析法の開発,及び新型ドシメトリ-手法としてHe蓄積型フルーエンスモニタの開発を行い,MK-II炉心での照射試験を通じてこれらを実用化した。今後,改造したMK-III炉心の出力及び中性子束分布の詳細測定をMK-II
小井 衛; 山下 芳興
大洗FBRサイクルシンポジウム, 0 Pages, 2001/00
「常陽」は、ウラン-プルトニウム混合酸化物燃料ナトリウム冷却型の高速実験炉であり、1977年4月の初臨界達成以降、四半世紀近い運転実績を有している。「常陽」は、MK-III計画によって高速中性子照射炉としての性能を飛躍的に向上させる事となるが、今後は関連する照射後試験施設や廃棄物管理・処理施設等の整備計画との整合性を確保しつつ、FBRサイクル実用化への寄与のみならず、国内外に広く開かれた「照射センタ-」として、原子力開発一般に役立たせていきたいと考えている。
佐藤 博之; 高橋 克郎; 岩田 耕司; 中本 香一郎; 長井 修一朗; 山下 芳興
動燃技報, (100), p.69 - 85, 1996/12
大洗工学センターでは,1970年の開所以来,高速実験炉「常陽」の建設・運転およびFBR基盤技術の蓄積・充実を進めてきた。これらの結果は「もんじゅ」の建設・運転に反映されている。また,「もんじゅ」で発生したナトリウム漏洩事故については,その原因究明に取り組んでいる。今後は,原子力開発利用長期計画に沿って2030年頃までにFBR実用化が可能となるよう技術を極め,さらに,実用化時代の多様なニーズに対応できる技術体系を構築していく。本稿においては,FBR固有技術の柱である安全性,炉心・燃料,高温構造システムの三分野を中心とした研究開発の現状および今後の展開について紹介する。
有井 祥夫; 冨田 直樹; 前田 彰; 小林 孝良; 伊東 秀明; 飛田 公一; 山下 芳興
日本原子力学会誌, 38(7), p.577 - 584, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)高速実験炉「常陽」は、燃料・材料の照射施設として、わが国のFBRの実用化に向けた高性能燃料・材料の開発ばかりでなく、外部機関から多種多様な照射試験への対応が要求される。このような状況の下に、炉心の高中性子束化、照射運転時間の増大および照射技術の高度化計画(MK-III計画)の検討を進めてきた。本稿では、このMK-3計画の概念と炉心及び冷却系設備等の設計結果について報告する。なお、設計の改造は、稼働中のプラントであるという制約条件を踏まえて行うものであり、その概要についても報告する。
鈴木 惣十; 山下 芳興
Proceedings of 10th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-10), 0 Pages, 1996/00
高速実験炉「常陽」は,1977年に増殖炉心で初臨界を達成した後,1982年に現行の照射用炉心に組み替えられ,これまでに後続の原型炉及び実証炉のための多種多様な試験を実施してきた。この間,各種性能試験や特殊試験の結果に加えて,炉心燃料管理,プラント管理,運転保守に関する広範な知識と経験を蓄積し,その成果は後続炉の開発に反映され活用されてきた。「常陽」の設計・建設から20年が経過し,近年は海外高速炉の閉鎖に伴う「常陽」への期待も高まる中,1987年に「常陽」の炉心出力の増加とされに対した冷却性のう向上を中心とする「常陽」高度化計画(MK-3)の検討を開始した。MK-3計画では,これまでの運転経験に基づく設計裕度の合理化に加え,最近の技術進展の成果を踏まえた構造解析法や核設計手法の高度化,新構造材料や新遮断体の採用により,既存プラントの最小限の改造で最高の性能が得られるようにした。以下省略する。
有井 祥夫; 冨田 直樹; 小林 孝良; 山下 芳興
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), 0 Pages, 1996/00
「常陽」のMK- 3計画は,炉心の高中性束化,照射運転時間の増大及び照射技術の高度化によって「常陽」の照射炉としての性能を向上させるものである。これまで,稼働中の原子炉であることによる機器設備改造上の制約の中で,照射性能を最大限に向上させるための検討項目の摘出とその解析評価及び設計を行ってきた。炉心の高中性子束化に関しては,広範なパラメータ・サーベイを行い,高速中性子束が現行炉心の約1.3倍となる炉心仕様を決定するとともに,中性子束化による原子炉出力の増大に対応する冷却系の改造方策を策定した。なお,制御棒の移設と炉心の拡大により,照射場も従来の約2倍を確保できる。また,所要照射機関の短縮を図るため,照射運転時間を増大させるための設備改造等についても検討を行った。現在,MK-3炉心での運転を1999年に開始すべく,移行炉心の検討や製作を進めている。
一宮 正和; 林 秀行; 石川 真; 中大路 道彦; 黒木 修二; 山岡 光明; 山下 芳興
PNC TN9410 92-353, 120 Pages, 1992/11
大洗工学センターのプラント工学室では,平成2年度から,実用高速炉としてほぼ下限の出力と想定される60kWe級プラントを対象として,「大型炉設計研究」を,大洗工学センター関連部課室の参加・協力を得て全所的展開の中で実施してきた。これらに関する平成3年度末までの成果は「大型高速炉設計研究成果報告書-60万kWe級プラントの設計研究-」として取りまとめられている。本書は,同報告書を追補するものとして,経済性に関する検討及び同大型高速炉関連図面を取りまとめたものである。
永田 敬; 林 秀行; 森山 正敏; 中大路 道彦; 若林 利男; 前田 清彦; 山下 芳興
動燃技報, (82), p.19 - 37, 1992/06
プラント工学室が中心となって平成2年度から実施してきた60万kWe級プラント係る設計研究の成果について、プラント概念の概要を紹介する。本プラントの特長は、ループ型炉の本質的な長所を活かした1次系配管の短編技術、系統の簡素化・信頼性向上、床下メンテナンスフリー化等のコンセプトを統合した「原子炉容器ヘッドアクセス方式」にあり、遮蔽プラグや燃料取扱系の抜本的簡素化、Pu需給バランスに柔軟に対応出来る炉心概念等、原型炉までの経験を活かしつつ技術的ブレークスルーにも挑戦したプラント概念になっている。
飯沢 克幸; 大戸 敏弘; 高橋 和雄; 舟田 敏雄; 山下 芳興
動燃技報, (83), P. 1, 1992/00
「常陽」プラントのナトリウム冷却系及び雰囲気におけるトリチウム濃度及び配管透過量を測定し挙動評価を行った。1次,2次冷却系ナトリウム中のトリチウム濃度とコ-ルドトラップ温度との関連,ナトリウム中からカバ-ガス中への移行評価に必要なツ-ベルツ定数に対する工学的補正因子について検討した。配管透過量の測定から,管壁を拡散して来たトリチウム は配管外表面で酸化さて水分子形態に変換され,雰囲気への放出は配管カ バ-シ-ト部の透過で律速されることが判明した。トリチウム挙動解析コ-ドを用いた計算により,測定結果に基づきモデルパラメ-タの設定を行い, 概ね満足のゆく測定値との一致を得ることが出来た。
菰田 成一; 若林 利男; 山下 芳興
PNC TN9410 91-095, 64 Pages, 1991/03
(目的)今年度設計のFBR燃料ピンは、構造材として改良オーステナイト鋼(PNC1520)を採用している。この改良オーステナイト鋼のスエリングピーク温度は約475度Cであり、「もんじゅ」の改良316綱の約600度Cと比べてはるかに低くなっている。このため、中性子照射量の高い炉中心部では、スペーサワイヤ温度の方が被覆管温度よりもスエリングピーク温度に接近する。したがって、ワイヤのたるみが問題とならないかを把握しておく必要がある。本研究の第一の目的は、燃料ピンバンドルにおいて、ワイヤのたるみに起因して、圧損が有意に増加しないことを確認することである。第二の目的は、ワイヤたるみ量とバンドル部圧損増加率の関係を明らかにすることである。(方法)ワイヤたるみ量は、「もんじゅ」手法と同様の燃料被覆管・スペーサワイヤ機械的相互作用評価手法にて評価した。すなわち、張力が零になっても、ワイヤ巻付けピッチが一定のままと仮定し、たるみ量を評価した。圧損増加率は、このたるみ量が吸収されるように、ワイヤのピッチずれが生じるものとし、Rehmeの圧損式を用いて評価した。ワイヤのピッチずれモードとしては、最下段のピッチが長くなり、その他のピッチが一様に短くなる場合と、上段側ほど短くなる場合を想定した。(結論)本研究で得られた主要な結論を以下に示す。1)ワイヤのたるみに起因する圧損増加率は0.6%と小さく無視できる。なぜならば、この圧損増加率に対応する冷却材流量低下率は0.3%となり、炉心流量配分誤差(6
7%)と比較してはるかに小さいからである。2)圧損増加率はワイヤたるみ量にほぼ比例し、1mm当たりの圧損増加率は0.50.6%である。
菰田 成一; 若林 利男; 山下 芳興
PNC TN9410 91-094, 32 Pages, 1991/03
本研究の第一の目的は、FBR燃料集合体ラッパ管の冷却材圧力に起因する曲げ応力によるバルジング変形量に関する従来の簡易評価手法の妥当性を検証することである。第二の目的は、ラッパ管の最大対面巾を求める際に、冷却材圧力に起因する膜応力によるクリープ変形を無視して良いことを確認することである。第三の目的は、ラッパ管壁内外面温度差に起因する応力のバルジング変形挙動への影響を調べることである。簡易評価手法にてバルジング変形量を評価するとともに,汎用有限要素法非弾性解析システムFINASを使用して、バルジング変形を含めた炉内変形挙動を解析した。主要な評価条件は、以下の通りである。ラッパ管材質:改良オーステナイト鋼(PNC1520)、ラッパ管製作時肉厚:4.3mm、ラッパ管壁内外面圧力差:2kg/cm2、高速中性子照射量:2.72
1023n/cm2本研究で得られた主要な結論を以下に示す。(1) 照射末期のバルジング量の簡易評価値は、ラッパ管の肉厚方向温度分布が平坦な条件での解析値より約15%大きく、簡易評価手法は保守性がある。(2) 膜応力によるクリープ変形に起因する対面巾増加率解析値は照射末期で0.03%と小さく、膜応力によるクリープ変形に起因する対面巾増加は無視して良い。(3) 管壁温度差(50
)による応力を考慮した場合、照射末期のバルジング量は増加する可能性があるものの、その増加率は20%未満である。
深見 明弘*; 杉江 嘉彦*; 島田 裕一*; 舟田 敏雄*; 山下 芳興*
PNC TN9520 89-025, 86 Pages, 1989/04
高速実験炉「常陽」では、運転支援の一環として計算機によるプラント監視を行っている。このシステムは高速実験炉「常陽」データ処理装置JOYDAS(JOYODataAcqui-sitionSystem)と称され、約900点の信号を取り込みCATを通じて運転員にプラント状況を表示する。また、常時プラントじようたいを監視し、異常発生時には運転員に注意を喚起するととてもに、高速炉の研究開発に必要な各種のプラントデータを収録する機能も備えている。ここでは、これら様々な機能を説明するとともに、システムの構成や各種機能を実行させるための操作方法を簡単にまとめる。その概略は下記の通り。1.構成 HIDIC-80EシステムとHIDIC-V90/50システムで構成され、約900の信号を収録処理する2.機能 機能を大別すると、プラント状況を表示する運転支援機能、プラント異常時に注意を喚起する異常監視機能ならびにプラントデータを収録するデータ収録機能の3つからなる。3.オペレータリクエスト各種機能を実行させるためCRTキーホードからの操作を行う。
甲高 義則; 道野 昌信; 伊藤 芳雄*; 郡司 泰明*; 小沢 健二*; 山下 芳興*; 照沼 誠一*
PNC TN9410 89-129, 50 Pages, 1989/04
高速実験炉「常陽」におけるこれまでの運転・保守経験及び知見を「もんじゅ」へ適切に反映するため、実験炉部原子炉第1課が中心となって「常陽」-「もんじゅ」運転計画検討会等の場を通じて技術交流を行っている。本資料は、上記検討会の一環として設置された「ナトリウム純化系に関する情報交換会」(昭和63年12月設置)の資料として、「常陽」一次系におけるナトリウムの受入れ、初期純化及び出力上昇時の純化運転経験についてまとめたものである。
中村 正人*; 野口 浩二*; 相川 幸司*; 伊藤 芳雄*; 郡司 泰明*; 小沢 健二*; 山下 芳興*
PNC TN9410 89-084, 61 Pages, 1989/03
コールドトラップの表面線量率及び,放射性核種の分布とその推移から酸素不純物捕獲分布を把握することを目的に,第6回及び第7回定期検査時にコールドトラップの線量率測定試験を実施した。測定結果以下の知見が得られた。1)新型コールドトラップの表面線量率は,第6回定期検査時に比べ第7回定期検査時には約2倍に上昇していたが,その分布状況はほぼ同じ傾向であった。2)放射性核種測定試験の結果炭素60,マンガン54,ナトリウム22,アンチモン124が検出された。3)旧コールドトラップの炭素60の分布は,旧コールドトラップのモックアップであるCT―4B1号機の解体検査で得られた酸素不純物捕獲分布と同じ様な分布であった。このことから旧コールドトラップでは,炭素60の分布と酸素不純物捕獲分布は同じであったと推察される。4)酸素不純物がメッシュ部全体に均一に捕獲される様に設計された,新型コールドトラップのメッシュ部における炭素60の分布はほぼ均一であった。このことから,新型コールドトラップにおいても,炭素60の分布と酸素不純物捕獲分布に相関関係があるとした場合,新型コールドトラップは,初期の性能を発揮し酸素不純物が均一に捕獲されていることが確認出来た。
寺門 嗣夫; 神田 一郎*; 奥田 英一*; 藤原 昭和*; 小沢 健二*; 山下 芳興*
PNC TN9410 89-052, 54 Pages, 1989/03
制御棒操作ガイドシステム(ロッドガイダー)は、高速実験炉「常陽」の制御棒操作自動化を実現させる目的で、昭和61年から開発を開始し、そのうちの第1ステップを終了した。既に完成している4つの領域のプログラム(臨界、出力上昇、出力調整、出力下降)に続いて、今回系統昇温領域のプログラムの開発を行った。また、メニュープログラムを完成し、5つの領域のプログラムを統一した。100MW第16サイクル中に検証試験を行い、運転員に対して良好なガイダンスを行う事が確認された。得られた結果は以下のとおりである。(1)系統昇温領域のプログラムは、良好な制御を行うことが確認された。(2)新しく設けた制御棒操作以外の諸操作に対するガイダンス機能は、良好であることが確認された。(3)臨界、系統昇温、出力上昇、出力調整、出力下降、全ての領域のプログラムは、メニュープログラムと良好に交信した。(3)臨界近傍、系統昇温、出力上昇、出力調整、出力下降、全てのプログラムが完成した。
伊吹 正和*; 星野 勝明*; 青木 裕*; 小沢 健二*; 山下 芳興*
PNC TN9420 88-006, 103 Pages, 1988/07
高速実験炉「常陽」の各施設から発生する放射性廃液及び一般排水の発生元、流入経路、設備間の取合い等についてその詳細を調査し取りまとめた。その結果、各設備の仕様、取合い、貯留槽への流入元、貯留槽から移送先等が明確になった。これにより、廃液・排水の発生箇所の追跡が容易になった。
星野 勝明*; 石橋 喜朗*; 伊吹 正和*; 青木 裕*; 吉野 弘之*; 小沢 健二*; 山下 芳興*
PNC TN9410 88-029, 33 Pages, 1988/03
高速実験炉「常陽」における昭和58年度(58年4月1日59年3月31日)に発生した補修依頼についてまとめたので報告する。58年度は、57年11月から継続されているMK-2特性試験を58年7月まで行い、以後MK-2100MW定格運転が8月9日から9月30日及び10月12日から12月1日までの2サイクル実施された。また、12月からは、59年4月下旬完了を目標に、自主検査及び改造工事を含めた第4回定期検査が開始された。58年度の補修依頼発行件数は、335件で年々増加傾向をたどっている。これは、施設、機器等の経年変化に伴う老朽化が原因と思われる。系統別にみると、格納容器雰囲気調整系、二次冷却系、建家、補機冷却系、一次冷却系が上位を占めており全体に占める割合は、57年度以降より漸次増加傾向にある。また、補修原因箇所については、計器、バルブが減少し、それに変わり建家、ポンプ、モータが急増した点に以後注目したい。
河井 雅史; 松本 正樹*; 佐橋 実*; 中山 忠晴*; 山下 芳興*; 小沢 健二*
PNC TN9430 88-004, 22 Pages, 1988/02
高速実験炉「常陽」の燃料取扱設備において、原子炉運転中に原子炉機器内で発生するナトリウム蒸気の付着によって、種々の不具合事象が発生している。これらは、回転プラグ及びそれに設置されている燃料を交換する為の孔(燃料交換機孔)に現われている。 このうち、回転プラグについては、燃料交換作業に先立ち回転の為に上昇させるが、作業終了後に下降させることができない事象が発生している。 また、燃料交換機孔においては、燃料交換作業の過程で、そこに案内管(スリーブ)及び盲プラグ等を装荷するが、これらを取扱う機器(燃料出入機)では装荷及び引抜きができない。更には、炉心から燃料を引抜く際に、その周辺に隣接する燃料の浮き上りを防止する為に燃料交換機孔に設置されているホールドダウン軸が動作しない事象が発生している。 これらの不具合事象に対して、現在、経験的に考案された運転手法及び特殊装置を製作、使用して対処してきている。これらは、いづれも燃料交換期間を長くさせるものの付着ナトリウム対策の為に製作した装置は有効に機能し、燃料交換作業への直接的な影響を確実に回避している。
森本 誠*; 青木 裕*; 大和田 敏雄*; 時田 光男*; 奥出 利行*; 小沢 健二*; 山下 芳興*
PNC TN9410 88-028, 54 Pages, 1988/01
「常陽」の運転支援システムは、「常陽」自体の安定運転及びそのあとのFBRプラント運転信頼性向上に寄与することを目的に開発されているものであり、そのひとつとして知識工学(AI)手法を応用した警報処理診断システムJOYCAT(JOYO Consulting & Analysing Tool)がある。本システムは昭和61年度までに、警報処理診断を行う推論エンジンと2次主冷却系の知識ベースの作成及びその検証試験のための「常陽」運転訓練シミュレータへの接続が完了した。昭和62年度には、実際にシミュレータによって種々の異常事象を発生させる検証試験を行い、ファーストヒットアラーム判定、ファーストオペレーション選定、シーケンスモニタリング等の支援動作が適切に機能することを確認した。本システムの開発を通して、知識ベースの構築手法及び検証方法また、運転支援機能の高度化を目指した改良手法等について多くの知見を得ることができた。今後は、65年度実機適用に向けて知識ベースの拡張と診断手法の高度化を図り、シミュレータによる検証試験を繰り返し実施し、信頼性を確認していく計画である。
甲高 義則; 堀米 利元*; 小沢 健二*; 山下 芳興*
PNC TN9420 87-007, 50 Pages, 1987/12
昭和62年5月18日から8月7日にかけて12週間、BWR運転訓練センターの2号標準訓練コース(東京電力第2福島3号機、電気出力110万kW、運転の自動化を取入れた最新鋭機模擬)を受講したので報告する。本報告書は、BWR訓練の報告及びBWR入門用資料として供する為に、BWR訓練センターの紹介、訓練概要、BWRの設備概要、BWRとFBRの設備並びに運転の比較についてまとめたものである。
