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報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 変形したMARICO-2試料部の回収に向けた調査と機器設計

芦田 貴志; 宮本 一幸; 岡崎 義広*; 伊東 秀明

JAEA-Technology 2012-047, 106 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2012-047.pdf:11.09MB
JAEA-Technology-2012-047-appendix(CD-ROM).zip:15.46MB

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の2号機(以下、「MARICO-2」という。)の保持部と試料部の切り離し不能によって、同試料部が変形して原子炉容器内の炉内燃料貯蔵ラックから突き出て曲がっており、炉心上部の機器がこの付近に近接した際に同試料部と干渉する領域が生じるため、回転プラグの運転範囲が制限されている。「常陽」を復旧するには、MARICO-2試料部の回収と損傷した炉心上部機構を交換することが必須となっており、同試料部の回収については、損傷した機器を原子炉容器内で安全、確実に取扱うことが必要であることから、高度な保守・補修技術に立脚した装置の設計と性能保証が求められる。本報告書は原子炉容器外の模擬試験及び原子炉容器内での調査結果並びにその結果を反映して最適化したMARICO-2試料部の回収装置等の設計をまとめたものである。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 高速炉における原子炉容器内観察技術開発

今泉 和幸; 齊藤 隆一; 飛田 茂治; 長井 秋則; 北村 了一; 岡崎 義広

JAEA-Technology 2012-027, 49 Pages, 2012/08

JAEA-Technology-2012-027.pdf:7.07MB

原子炉容器内観察技術は、供用期間中の原子炉の安全性及び健全性を確認する技術として重要な役割が期待されている。一方で、ナトリウム冷却型高速炉にあっては、観察装置等を高温・高放射線・ナトリウム環境といった過酷な条件で使用することから、当該技術の信頼性を担保するために、実機環境下で機能確認することが重要である。「常陽」では、第15回定期検査時に発生したトラブルの原因究明を一つの契機とし、以下の観察技術を新たに開発し、実機に適用した。(1)回転プラグ貫通孔上のアクリルプレートに設置したビデオカメラを用いた集合体等頂部観察技術。(2)遠隔操作装置により狭隘部に挿入した耐放射線ファイバスコープを用いた炉心上部機構下面観察技術。本技術開発を通じて、原子炉容器内観察にかかわる装置設計・作業手順策定等にかかわる経験を蓄積するとともに、照明・放射線の影響や画像拡張処理技術にかかわる基礎データを拡充し今後の原子炉容器内観察技術に資することができた。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 高耐放射線ファイバスコープの開発(共同研究)

内藤 裕之; 板垣 亘; 岡崎 義広; 今泉 和幸; 伊藤 主税; 長井 秋則; 北村 了一; 社本 尚樹*; 竹島 由将*

JAEA-Technology 2012-009, 100 Pages, 2012/05

JAEA-Technology-2012-009.pdf:9.89MB

本研究では、高速炉の炉内観察に使用するための耐熱性・耐放射線性に優れたファイバスコープを開発することを目的として、ファイバスコープの構成要素であるイメージファイバとライトガイドファイバの高温環境における耐放射線性向上策の検討と、照射試験によるファイバスコープの構成要素の照射特性の評価を実施した。ファイバの耐放射線性については純粋石英コアのファイバが優れており、不純物によって耐放射線性が左右されることがわかっている。また、光の一部はクラッドを通過するため、クラッドについても耐放射線に優れた材料にする必要がある。そこで、コアをOH基1,000ppm含有の純粋石英,クラッドをフッ素ドープ石英とすることで耐放射線性の向上を目指した。照射試験の結果、コアのOH基含有量を1,000ppmに増加したことで伝送損失の増加につながる照射による新たなプレカーサ生成を抑制できていることが確認できた。クラッドについても、フッ素ドープ石英クラッドは樹脂クラッドより伝送損失増加量や増加速度を大きく改善することができた。本研究の結果、イメージファイバ及びライトガイドファイバのコア材についてはOH基を1,000ppm含有する純粋石英,クラッド材についてはフッ素ドープ石英とし、これらでファイバスコープを構成することより、200$$^{circ}$$C環境で5$$times$$10$$^{5}$$Gy照射後でも観察できる見通しが得られた。

口頭

ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の開発,3-2; 炉容器内で変形した集合体の遠隔回収

岡崎 義広; 芦田 貴志; 宮本 一幸; 皆藤 泰昭; 伊東 秀明

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の試料部の切離不能により、炉内燃料貯蔵ラック上で試料部が変形し、回転プラグを操作した際に炉心上部機構と干渉することが確認されている。当該試料部はラッパ管の上部で曲がっており、燃料交換機では取り出せないことから、その回収方法について検討した。

口頭

「常陽」炉内干渉物の遠隔回収技術開発

芦田 貴志; 岡崎 義広; 宮本 一幸; 野口 好一; 伊東 秀明

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の試料部の切り離し機構の設計不備により、保持部と試料部が分離できない状態のまま回転プラグを操作したことから、同試料部が炉内燃料貯蔵ラック上に突き出た状態で変形し、炉心上部機構(以下、UCSという)の下面の整流板が、同試料部との接触により破損・変形していることが判明している。このため、「常陽」の再起動には、UCSの交換及び変形した同試料部(以下、炉内干渉物という)の回収が必須となっている。炉内干渉物は、突き出た部分が変形していることから、燃料交換機では取り扱えないため、専用の把持機能を有した回収装置が必要となる。本報告では、炉内で変形した炉内干渉物の回収方法について述べる。

口頭

高速炉の炉容器内観察のための高耐放射線性ファイバスコープの開発,2

内藤 裕之; 板垣 亘; 伊藤 主税; 岡崎 義広; 長井 秋則; 社本 尚樹*; 竹島 由将*

no journal, , 

高速炉の炉容器内を観察するため耐熱性・耐放射線性に優れた観察装置が必要であり、5$$times$$10$$^{5}$$Gy/hの照射まで使用可能なファイバスコープを開発している。現状の耐放射線性ファイバスコープは、石英のコア及びクラッドからなるイメージファイバと、石英コアとアクリレート系樹脂クラッドからなるライトガイドファイバから構成されるが、「常陽」炉内観察での使用経験を踏まえ、ライトガイドファイバのクラッドを樹脂から放射線損傷に強い石英へ変更する。また、石英ファイバは近赤外域に吸収ピークがないことから、近赤外線を用いたイメージングを検討する。また、可視光については、光源の光量増加,コアへのOH基添加量増加による伝送損失抑制,撮像素子の感度向上を検討する。コバルト60線源を用いた5$$times$$10$$^{5}$$Gy/hの$$gamma$$線照射試験により、ライトガイドファイバの材質変更による改善効果を確認した。また、近赤外線のイメージファイバ透過光量の損失もほとんどなく、光源,カメラ等の赤外線イメージングデバイスの選定や赤外線による発熱対策等を検討していく。可視域についても検討を進め、高速炉の炉内観察技術の高度化を目指す。

口頭

耐熱・高耐放射線性ファイバスコープの開発

内藤 裕之; 板垣 亘; 岡崎 義広; 今泉 和幸; 北村 了一; 社本 尚樹*; 竹島 由将*

no journal, , 

高速炉の炉容器内観察に長時間使用できる耐熱・高耐放射線ファイバスコープの開発を行った。本ファイバスコープは200$$^{circ}$$Cの高温環境下で従来より1桁高い5$$times$$10$$^{5}$$Gyまで使用できることを目標とした。純粋石英コアイメージファイバのコアのOH基含有量を従来の200ppmから1000ppmに増加することで耐放射線性の向上を図り、高崎量子応用研究所のコバルト60$$gamma$$線照射施設において$$gamma$$線照射試験を実施してその効果を確認した。白色光源とスペクトルアナライザを用いた透過光強度の測定結果とカラーセンター形成モデルを用いた評価により、伝送損失の増加を照射量5$$times$$10$$^{5}$$Gyにおいて0.9dB/m以下に抑止できる見通しを得た。また、ファイバの機械強度については、照射前と照射後の引張強度に大きな変化は見られず、被覆材の劣化がほとんど見られないことから、炉内で使用するのに十分な強度を有していることを確認した。以上より、目標とする200$$^{circ}$$C, 5$$times$$10$$^{5}$$Gyまで使用できる見通しを得た。

口頭

ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の開発,7-2; 高速実験炉「常陽」でのルースパーツの探索計画と回収技術開発

芦田 貴志; 伊東 秀明; 長井 秋則; 北村 了一; 岡崎 義広*

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、炉内燃料貯蔵ラック(以下、炉内ラック)において、計測線付実験装置の試料部集合体(以下、試料部)が変形した状態で残存しており、接続ピンがルースパーツとなっているため、同部品の探索方法及び計画を立案し、確認された場合の回収方法として、ガス吸引式回収装置の要素試験を実施した。

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