東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けた研究開発のための研究拠点施設の整備; モックアップ試験施設及び放射性物質の分析・研究施設

有井 祥夫

第26回原子力施設デコミッショニング技術講座テキスト, p.53 - 70, 2013/10

東京電力福島第一原子力発電所(1F)14号機の廃止措置等に向けた研究開発に関し、経済産業省から原子力機構へ平成24年度補正予算850億円が出資され、第1回東京電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議(平成25年3月7日)において、候補地の選定を含む研究開発拠点の基本的考え方が示された。これに基づき、放射性物質の分析・研究施設及び遠隔操作機器・装置実証施設(以下、モックアップ試験施設と称す)から構成される研究開発拠点施設を整備することとなった。研究開発拠点施設の整備にあたっては、中長期ロードマップを念頭に置いて進めていく。また、魅力的な研究開発拠点を目指し、国内外の英知を結集するための方策を検討し、国際的利用の促進を図っていく予定である。

第32回IAEA/IWGFR定例年会報告

有井 祥夫

JNC TN9200 99-009, 432 Pages, 1999/07

JNC-TN9200-99-009.pdf:17.27MB

平成11年5月18日19日に、オーストリア・ウィーンのIAEA本部で開催された第32回IAEA/IWGFR定例年会に日本委員(代理)として出席した。出席国は、中国、フランス、ドイツ、インド、日本、カザフスタン、韓国、ロシア、アメリカ、イギリス、イタリアおよびスイスの12カ国から13人、IAEAから4人であった。会議では、IAEAの高速炉に関する1998年の活動のレビュー、19992000年の活動計画の審議・調整を行うとともに、メンバー各国における高速炉開発の状況について、報告・討論が行われた。各国の主な状況は以下の通り。・フランスからは、PHX、SPXの現況とR&Dへの取組み状況のほか、1994年3月にRapsodieで発生したNaタンクでの事故の解析結果についての報告があった。・中国からは、実験炉CEFRの設計の概略と建設工事の進捗状況報告があった。2003年臨界の予定とのこと。・インド、ロシア、カザフスタンからは、それぞれ自国の高速炉の現況報告があった。・各国の活動状況や関心を簡単にまとめると、高速炉先進国(主に欧米諸国)の関心はデコミッショニングや新しい原子炉開発に関する研究に、ロシア、カザフスタンは研究協力による支援への期待が、そして、アジア諸国は高速炉開発への取組みに前向きとの印象であった。また、各国ともNaに替わる冷却材とそれを用いた液体金属冷却(高速)炉に関するR&Dへの関心が高かった。2000年のTechnical Committee Meetingのテーマは、"Design and Performance of Reactor and Subcritical Blanket with Lead,Lead-Bithmuth as Coolant and/or Target Material"に、また、炉物理関連のResearch Co-ordination MeetingとSpecialist Meetingが1999年11月頃にウィーンで開催されることとなった。このほか、IAEA事務局から、加速器による消滅処理に関する研究(ADS)をIAEA/IWGFRのスコープの中に含めたいとの提案があり、了承された。次回は、来月5月16日18日頃にIAEA本部で開催されることとなった。

使用済高速炉燃料の崩壊熱

青山 卓史; 鳥丸 忠彦; 吉田 昌宏; 有井 祥夫; 鈴木 惣十

日本原子力学会誌, 41(9), p.946 - 953, 1999/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.41.946

使用済燃料の崩壊熱の予測精度を向上させることは、燃料貯蔵・取扱設備や炉心冷却系の設計の観点から重要である。このため、「常陽」ではオンサイトで非破壊のまま使用済高速炉燃料の崩壊熱を測定する装置を開発し、これを用いて崩壊熱の実測データを蓄積してきた。今回データベース拡充のため、原子炉容器内で冷却することなく燃料を取出し、比較的冷却期間が短く崩壊熱の大きい使用済燃料の測定を行った。現在までに、集合体平均燃焼度約60GWd/tの使用済「常陽」Mk-II燃料集合体について、炉停止後約24258日における崩壊熱の減衰曲線を詳細に測定し、1.230.030.2610.019kWの実測の崩壊熱を得た。崩壊熱計算では、原研シグマ研究委員会で整備された崩壊・核分裂収率データやJENDL-3.2に基づく断面積を用いて測定集合体の照射履歴を模擬した燃焼計算を行い、崩壊熱や核種生成量を評価した結果、炉停止後24258日における崩壊

高速実験炉「常陽」の炉心高性能化計画(MK-III計画)

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

https://doi.org/10.3327/jaesj.38.577

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。

Code and Fuel Management Experience of the JOYO Irradiation Core (MK-III Core)

有井 祥夫; 吉田 昌宏; 青山 卓史; 鈴木 惣十

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), 0 Pages, 1996/00

高速実験炉「常陽」では,昭和57年11月に照射用炉心(MK-2炉心)に移行後平成7年5月までに100MW定格運転を29サイクル運転したほか,特殊サイクル運転を行い燃料・材料開発のための種々の照射試験やプラント特性試験を実施してきた。これまでに,MK-2炉心での累積運転時間は約38,000時間に達している。この間,燃料破損や大きなトラブルもなく,安全かつ安定な運転を行っている。また,炉心・燃料管理経験をもとに燃料交換方式の最適化による燃料の有効利用や工学的安全係数の再評価等を行い,炉心性能の向上を図ってきた。このMK-II炉心の炉心・燃料管理手法とその実績について報告する。

Fuel-sodium reaction product and its influence on breached mixed-oxide fuel pins

鵜飼 重治; 有井 祥夫

Journal of Nuclear Materials, 204, p.252 - 260, 1993/09

https://doi.org/10.1016/0022-3115(93)90224-M

EBR・IIにおける日米共同破損燃料継続照射実験結果を,燃料Na反応生成物の形成が破損ピン挙動に及ぼす影響の観点から評価したものである。燃料Na反応が生じるためには,酸素とNaが必要である。また反応が生じるためには,ピン内に侵入したNaが蒸発しない温度以下である必要があるため,線出力に最も影響される。 燃料Na反応生成物は低密度であるためペレットが膨張するとともに,O/M比の低下により燃料自体の熱膨張も大きくなるため炉の起動時にFCMIによる2次破損が生じやすくなる。また,熱的には破損ピンの燃料中心温度は上昇する傾向にはあるが,破損初期ではピン内へのNaの侵入によるギャップ熱伝導率の改善効果によりむしろ中心温度は低下することが判明した。

Calculational and experimental experience on core management of experimental fast reactor "JOYO"

吉田 昌宏; 有井 祥夫; 庄野 彰; 鈴木 惣十; 金城 勝哉

3rd Asian Symposium on Research Reactor, 0 Pages, 1991/00

高速実験炉「常陽」は1977年に初臨界到達後、1982年に炉心を現行のMK-II炉心に改造し、現在MK-II定格23サイクルまで、合計約4万5千時間の運転を行ってきた。この間、運転監視コードMAGIを開発し、その計算結果とPIEや各種炉心パラメータの測定結果を比較評価することにより、予測精度を向上し、核的・熱水力学的パラメータの予測・評価、燃料交換計画の作成、燃料の燃焼度監視等の炉心管理への反映を図ってきた。MAGIの核計算オプションは25群のJFS-2を7群に縮約した群定数を用いた3次元拡散計算であり、出力分布、燃焼、熱水力学計算のオプションを有している。全体的にMAGIの予測精度はほぼ満足できる値である。

実験炉部技術課試験研究成果速報; Vol.6, No.1 平成元年4月6月の成果概要

大戸 敏弘; 有井 祥夫*; 小林 孝良*; 沢田 誠*; 島田 裕一*; 曽根 徹; 舟田 敏雄*

PNC TN9410 89-118, 153 Pages, 1989/08

PNC-TN9410-89-118.pdf:3.32MB

本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、平成元年4月から6月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報された成果の概要をまとめたものである。各成果は、その内容別に下記の項目に分類される。 ○高速実験炉の炉心特性の測定と解析・評価 ○高速実験炉のプラント諸特性の解析・評価 ○高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析 ○燃料性能実証試験のための設置変更準備 ○使用済燃料貯蔵設備増設のための設置変更作業 ○分析技術に関する研究開発 ○計算機コード・マニュアルの作成と整備 ○MK-3計画に関する検討 ○その他の試験研究及び解析・評価作業の成果 本報告書は、多岐にわたる分野の試験成果の速報であり、各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については、別途作成される報告書を参照されたい。

「常陽」MK-III計画 昭和62年度検討結果

山本 研*; 有井 祥夫*

PNC TN9410 88-201, 142 Pages, 1988/09

PNC-TN9410-88-201.pdf:3.9MB

「常陽」の今後の利活用の方向について数年来関係箇所で検討が進められてきたが昭和62年度に入り本格的検討の気運が盛り上がった。Mark-3計画(MK-3計画)タスクフォースが研開本部、大洗工学センターを中心に結成され、その中の作業実施の組織としてMK-3検討W/Gが設けられた。このW/Gの目的は、FBR実証炉及び実用化へ反映させるため常陽の性能向上並びに機能向上に関する改造計画を予備的段階においてできるだけ具体的に検討し、その実現性の見通しを得ることにある。見通しが得られれば、昭和63年度の社内チェックアンドレビューを経て、本格的な計画遂行のプロジェクトに引継ぐ予定である。このW/Gは、MK-3計画検討総括Gr.の作成した基本計画を具体化することが任務であるが、昭和62年度はまず基本計画を固めるに要する予備検討を行った。本報はその成果報告である。

「常陽」照射試験業務プログレス・レポート・昭和54年4月昭和54年9月

大竹 俊英*; 小野 尚士*; 石山 智*; 宮川 俊一; 野口 好一*; 有井 祥夫*; 梶原 栄二*

PNC TN944 80-02, 47 Pages, 1980/04

PNC-TN944-80-02.pdf:1.56MB

本報告書は高速実験炉「常陽」の照射試験についてその業務進捗状況をまとめたものである。報告の期間は昭和54年4月から同年9月までの6ケ月である。主な報告内容は以下のとおりである。▲1)建物および内装機器の概念設計を終了した照射装置組立検査施設は,建設のための官庁許認可申請書を作成し,核燃料物質使用施設として科学技術庁・原子力局・核燃料規制課に説明を行い,核燃料物質使用変更許可申請を行った。また,同時に茨城県および大洗町に対しても説明を行った。▲2)建物および内装機器の夫々の引合仕様書を作成し,実施回議書および契約請求書を起案した。▲3)MK―1炉心構成要素の照射後試験計画書に従って試験のための各種炉心成要素が燃料材料試験部に送られた。9月末現在,炉心燃料6体,ブランケット燃料2体,制御棒4体,等である。▲MK―2照射試験計画の再検討を行い,具体的な炉心構成や核設計の検討作業を開始した。▲B型特殊燃料集合体の―BIJ,―B2M,―B3Mに関する製作設計が東海Pu燃部で実施され,その結果により部材引合仕様書を作成して実施回議書および契約請求書を起案した。▲今秋EBR―2で照射されるPNCドシメータワイヤセットを米国へ送った。また,「常陽」75MW第1サイクル用のカプセルが完成,照射リグヘ組込むために照射リグ製作会社へ支給された。▲MK―2照射試験条件のデータ整理を行い,標準平衡炉心の中性子束,反応率,発熱,等の分布図表作成,解析作業を行った。▲