「常陽」MK-III炉心における性能試験計画と結果

関根 隆; 前田 幸基; 青山 卓史; 有吉 昌彦

日本原子力学会和文論文誌, 4(4), p.259 - 275, 2005/04

https://doi.org/10.3327/taesj2002.4.259

高速実験炉「常陽」のMK-III計画では、冷却系改造工事終了後、交換した機器を含めた総合的なプラント性能を確認する「総合機能試験」及び原子炉運転状態での炉心及びプラント性能を確認する「性能試験」を実施した。2001年8月2003年3月に実施した総合機能試験では、改造後のプラントが原子炉運転に向けて、十分な性能を有していることを確認した。引き続き、2003年6月に原子炉を起動した後、原子炉出力を約20%、50%、75%、90%及び100% (140MWt)と段階的に上昇させ、炉心の核熱特性、交換した冷却系機器の性能等を確認する性能試験を実施した。これらの試験を通じ、定格熱出力までの炉心・プラント状態において、「常陽」が所期の性能を有することを確認し、11月27日にMK-III改造工事を完遂した。ここでは、総合機能試験及び性能試験の結果について報告する。

「常陽」MK-III性能試験; 主送風機起動特性確認試験(PT-303)、出力上昇試験(PT-301)、定格出力連続運転試験(PT-302)

大山 一弘; 川原 啓孝; 石田 公一; 有吉 昌彦; 礒崎 和則; 菅谷 和司*; 深見 明弘*

JNC TN9410 2005-006, 121 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-006.pdf:10.81MB

高速実験炉「常陽」は、MK-III性能試験において、原子炉出力を約20%、50%、75%、90%および100% (140MWt)と段階的に上昇させ、平成15年10月28日にはMK-III炉心の定格熱出力である140MWtに到達した。その後、定格熱出力100時間以上の連続運転を達成した。本報告書は、性能試験のうち、主送風機起動特性確認試験、出力上昇試験および定格出力連続運転試験の結果を報告するものである。概要は、以下のとおりである。(1)}温態待機状態(系統温度250)から、原子炉出力を段階的に通常の運転操作(出力上昇率は約5MWt/20minで、5MWt毎に約10分間出力保持を行う)により上昇させ、平成15年10月28日に定格熱出力(140MWt)を達成した。また、各出力レベルで、各部温度および流量が警報設定値以内であることを確認した。(2)}原子炉熱出力をパラメータにして、主送風機起動に関する一連の操作を行い、冷却材温度に与える影響を確認した。その結果、自然通風冷却状態から主送風機を起動する最適な原子炉出力は約18MWtとし、起動手順は4基の主送風機を1基ずつ順次起動する方法(1A2A1B2Bの順)とした。(3)}原子炉熱出力35MWtから制御棒2本同時挿入による原子炉停止操作を行い、制御棒挿入から主送風機停止に至る一連の操作が十分な時間的余裕をもって行うことができることを確認した。この原子炉停止操作方法を採用することにより、運転員の操作を軽減し、プラント特性も向上することを確認した。(4)}11月14日に原子炉を定格熱出力まで出力上昇し、その後11月20日10時30分まで、定格熱出力100時間以上の連続運転を達成した。24時間間隔でプラント各部のデータを取得し、警報設定値以内であることを確認した。

「常陽」MK-III性能試験; 熱出力校正(PT-311)

大山 一弘; 川原 啓孝; 有吉 昌彦; 菅谷 和司*; 深見 明弘*

JNC TN9410 2005-004, 74 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-004.pdf:14.44MB

高速実験炉「常陽」は、MK-III性能試験において、低出力から定格熱出力までの各原子炉熱出力段階において原子炉熱出力を測定し、核計装設備の中間系及び線形出力系の校正を行った。本報告書は、性能試験のうち、熱出力校正の結果を報告するものである。概要は、以下のとおりである。(1) 低出力から定格熱出力までの各原子炉熱出力段階において、原子炉熱出力を測定し、核計装設備の中間系及び線形出力系の校正を行った。これより、線形出力系と原子炉熱出力との間には、良好な直線性があることが確認できた。(2) 定格熱出力で原子炉の運転を継続した11/1411/20での原子炉熱出力と黒鉛遮へい体温度の推移より、黒鉛遮へい体温度(83-5,6,7)は約97まで上昇しているが、定格熱出力到達後6日目でほぼ飽和している。なお、この期間内に熱出力校正を4回実施した。(11/14,15,16,18)(3) 定格時における熱出力測定の全誤差は、3.42%(=4.8MWt)である。MK-III炉心の熱設計で使用した原子炉熱出力誤差内(3.6%)である。(4) 核計装出力と原子炉熱出力との偏差を補正するために導入している「中性子検出信号への黒鉛温度フィードバックシステム(GAPS)」での補正係数を検討した。MK-III版GAPS補正係数の最確値は、今後継続してMK-III炉心での本格運転開始後データの蓄積を行い、十分検討を詰めた上で求めることとする。

「常陽」MK-III性能試験; 異常時過渡応答試験関係

川原 啓孝; 暦本 雅史; 城 隆久; 石田 公一; 有吉 昌彦; 礒崎 和則

JNC TN9410 2005-002, 135 Pages, 2005/02

JNC-TN9410-2005-002.pdf:17.48MB

MK-Ⅲ性能試験に係るプラント特性試験のうち、異常時過渡応答関係(手動スクラム試験、外部電源喪失試験及び主冷却系による崩壊熱除去試験)の各試験は、原子炉熱出力70MWt(50%出力)、140MWt(定格熱出力)、35MWt(原子炉通常停止時における主冷却系による崩壊熱除去試験のみ)にて実施した。試験の結果、主中間熱交換器及び主冷却機の交換等により大幅に改造した冷却系設備が、過大な熱過渡を生じることなく原子炉停止後の崩壊熱を除去できることなどが確認できた。

光ファイバーブラッググレーティングによる原子炉計装の研究

雨宮 邦招*; 中澤 正治*; 有吉 昌彦; 伊藤 敬輔

JNC TY9400 2004-008, 52 Pages, 2004/04

JNC-TY9400-2004-008.pdf:2.65MB

温度、歪み、振動に感度を有する光ファイバーブラッググレーティング(FBG)をセンサ要素とした新しい原子カプラントモニタリングシステムの開発を行った。 FBG の放射線照射試験の結果、1.4MGy程度のガンマ線吸収線量、および 10 sup14 n/cm sup2 程度の高速中性子フルエンスにも反射波長は影響されないことが分かった。温度に感度を持たず振動の測定のみを調整なしに行うことのできるシステムを構築し、100kGyまでのガンマ線吸収線量があっても問題なく動作することを確認した。さらに複数の点における振動を同時に測定できるシステムの設計および構築を行い動作することを確認した。このシステムを東大弥生炉の冷却系に適用し、運転状態の監視が可能であることを実証した。その上で「常陽」一次冷却系へ敷設し実証試験を行った。その結果、原子炉起動前にはナトリウム流量と振動状態の相関が確認できたものの、起動後には反射光が減衰し測定できなくなった。原因を調査したところ、FBGセンサ自体の問題ではなく伝送用の光ファイバーの接続部分の損失の影響が大きく改善は十分に可能であることが分かった。

「常陽」炉内供用中検査技術に関する検討; ナトリウム中における炉心支持板検査装置概念の検討

有吉 昌彦; 中山 王克

JNC TN9400 2004-015, 27 Pages, 2004/03

JNC-TN9400-2004-015.pdf:0.8MB

本報告書は、高速実験炉「常陽」における供用中炉内検査技術に間するものである。「常陽」の原子炉構造は、高速炉特有の高温、高中性子束照射環境にあるため、熱疲労や照射脱化等の強度劣化要因がある。そのため、サーベイランス試験や燃料出口温度監視、ナトリウム漏えい監視等による健全性確認を行っているが、これらは間接的な検査手段であるため、クラック等破損の初期段階で異常を検出することが困難である。そこで、新しい概念を導入して供用中炉内検査の手法を高度化し、炉内構造物の健全性を直接検査することを検討した。 「常陽」供用中炉内検査では、検査対象である炉内構造物が複雑な形状であること及び冷却材にナトリウムを使うことから、検査技術に遠隔操作でかつ多様な位置決め機能をもつマニピュレータを組み合わせて検討する必要がある。 本検討では、重要な炉内構造物である炉心支持板をナトリウム中で検査する方針とした。この炉心支持板検査装置概念は、非破壊検査用センサーとマニピュレータを搭載した検査用集合体を炉心最外周に装荷し、非破壊検査用センサーを低圧プレナム側壁にアクセスさせるものである。非破壊検査用センサーには、複数の圧電素子を直線状に並べたリニアアレイセンサーを適用し、探傷面に対して非接触で電子走査を行うことにした。マニピュレータは、人体の手術に使うロボット鉗子の技術を応用し、アームの移動と関節部の折り曲げによりセンサーを位置決めする概念とした。 本概念は今後詳細な検討が必要である。そして、炉内検査装置の開発を進め、 「常陽」で実証していく予定である。

「常陽」炉内供給中検査技術に関する検討

有吉 昌彦; 石田 公一

JNC TN9400 2002-010, 25 Pages, 2002/03

JNC-TN9400-2002-010.pdf:0.67MB

本報告書は、高速実験炉「常陽」における供用中炉内検査技術に関するものである。現在、「常陽」の炉内構造物については、回転プラグ上部からの燃料頂部の観察を除いて直接目視等で健全性の確認が行える手段がないため、供用中炉内検査の手法を高度化し、炉内構造物の直接的な健全性確認を行うことを目的に本検討を実施した。供用中炉内検査の対象として、重要な炉内構造物である炉心支持板を選定した。そして、プラントへの影響の観点から、ナトリウム全ドレンを実施しないこと、炉上部からの遠隔操作が行えることを重視した。その結果、以下に示す技術が有望と考えた。・超音波によるナトリウム中目視、体積検査技術(ナトリウム全ドレンなしで供用中炉内検査に適用できる)。・レーサー超音波技術(レーザー長音波技術をナトリウム監視下で適用可能とする)。・局所ナトリウム排除技術(レーザー超音波技術をナトリウム環境下で適用可能とする)。これらの技術について調査・検討し、「常陽」炉心支持板の供用中炉内検査に適用する概念を検討した。また、これらを「常陽」供用中炉内検査に適用した場合の課題を摘出を行った。