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加藤 優子; 梅林 栄司; 沖元 豊; 奥田 英一; 高山 宏一; 小澤 隆之; 前田 誠一郎; 松崎 壮晃; 吉田 英一; 前田 宏治; et al.
JAEA-Research 2007-019, 56 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-019.pdf:6.79MB
「もんじゅ」の運転再開にあたって、今後新たに製造する燃料に加え、平成7年に実施した性能試験で燃焼を経験した燃料及び本格運転以後に使用する予定で保管されている燃料についても利用する計画である。これらの燃料については、製造後、既に10年を越えてナトリウム中(原子炉容器及び炉外燃料貯蔵槽)、あるいは大気中に保管された状態にある。これら燃料の保管中における経年的影響について燃料の機械的な健全性の確保の観点から、技術的検討・評価を行った。具体的には、これら長期保管状態にある燃料集合体について、経年的な影響を放射線による影響,環境による影響,機械的な影響等に着目して、熱,流動,構造強度,材料等の観点から、網羅的に整理して考察した。その結果、長期保管状態にある燃料集合体が有する機械的健全性は損なわれておらず、使用上での要求機能,性能を確保していることが明らかとなった。
吉田 昌宏; 沖元 豊; 曽我 彰*; 長崎 英明*; 有井 祥夫; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9520 91-007, 54 Pages, 1991/06
高速実験炉「常陽」では,プラント特性及び炉心特性を把握し,原子炉の安定かつ安全な運転に資することを目的に,運転サイクル毎に運転特性試験を実施している。本マニュアルは,運転特性試験のうち,臨界点確認試験,制御棒構成試験,反応度係数測定試験を対象に,データ処理及び試験の要領と手順をまとめたものである。
小泉 敦裕*; 小野瀬 庄二*; 沖元 豊*
PNC TN9410 87-194, 34 Pages, 1987/02
制御棒下部案内管「TLG001」の照射後試験を実施した。本制御棒下部案内管はMK-2移行作業において新規に装荷され、100MW出力上昇サイクルから第7″(自然循環試験)サイクルまで使用されたもので、20%冷間加工を施したSUS316相当鋼の案内管とSUS316容体化処理材の一体型パッドが溶接付けしてあるため、長期使用に際しては両者間のスエリング差による溶接部の亀裂、パッド部の脱落等が懸念されていた。照射後試験の目的は、7″サイクルまで使用された下部案内管2体のうちの1体につき健全性を確認すること及び使用寿命を推定するためのデータを取得することである。本試験の結果は下記のとおりである。(1)下部案内管には一部にわずかな傷が認められたが、変形、特異な傷等はなく健全であった。パッド溶接部に亀裂は観察されず、またパッド部に炉内下部案内管取扱機引抜荷重(
500㎏)を超える2000㎏の圧縮荷重を付加したが、パッドの脱落は認められなかった。(2)案内管部のスエリング量はTEM観察から0.16%(
V/V, 6.2
10
n/cm
(E
0.1MeV), 373
)と測定された。しかし、パッドについては、肉盛部がステライトが母体に溶け込み、ボイドが観察されず、スエリングは認められなかったが、肉盛部以外については不明である。したがって、もう1体の下部案内管の交換時期については明確に設定することはできないが、少なくとも第7″サイクルまで使用された段階では健全な状態を保っているものと推定される。
沖元 豊*; 平沢 久夫*; 新谷 聖法*
PNC TN9410 87-188, 64 Pages, 1987/02
「常陽」MK-2照射炉心100MW定格出力第5サイクルから第8サイクルの間、照射されたA型特殊燃料集合体「PFA010」(集合体平均燃焼度38,100MWD/T)の照射後試験を実施した。本試験の照射燃料集合体試験室(FMS)における試験の目的は(1)「もんじゅ」仕様の燃料要素の高線出力下での照射挙動の確認、(2)A型特殊燃料集合体の設計妥当性の評価及び遠隔取扱性の確立、(3)FCCI低減のために被覆管内面にチタンを蒸着させた燃料要素の照射挙動の確認、(4)高レベル放射性物質研究施設(CPF)からの回収粉を使用したペレットの照射挙動の確認、(5)腐食性生成物(C.P.)捕獲材の有効性の確認である。本照射後試験により下記の結果を得た。(1)「もんじゅ」仕様の燃料要素の高線出力下での照射挙動は、燃焼度が同程度のMK-2炉心燃料に比べ、中心空孔が明瞭であること、FPガスによる内圧が約1.6倍であること、FCMIの影響と推定される外径変化(最大D/D=0.3%)の有ること等が認められ線出力により挙動に差異のでることが確認された。中心空孔の形成については、ペレット密度が低いことも寄与していると考えられる。(2)集合体及び燃料要素には、傷等の損傷はなく異常な変形等も認められず、照射リグの構造体としての健全性が確認された。また、本照射リグのナトリウムドレン性は良好であった。遠隔での解体及び取扱いについては治具を使用することにより容易に実施できることが確認された。(3)FCCIを低減するために被覆管内面にチタンを蒸着した燃料要素の照射挙動について、非破壊試験では標準燃料要素と比べ顕著な挙動変化は認められなかった。(4)CPF回収粉と転換2㎏MOX施設の転換粉とでは、非破壊試験において照射挙動に差異は認められなかった。(5)Niメッキ材の腐食性生物の捕獲有効について、
Mnの捕獲材としての有効性がホット試験でも確認された。
小泉 敦裕*; 沖元 豊*; 新谷 聖法*
PNC TN9410 87-186, 77 Pages, 1987/01
「常陽」MK-2炉心燃料集合体(PFD105」の照射後試験を実施した。本集合体はMK-2炉出力100MW定格第3サイクルから定格第8サイクルの間照射されたものであり、第一次取替用の最初の供試体で、かつ初装荷、第一次取替用を通じて最高の燃焼度(集合体平均:48,300MWd/t)を有している。照射後試験の目的は、集合体及び燃料ピンの健全性を確認すること、擦り痕の発生状況を確認すること及び照射挙動を把握することである。本試験の結果は下記の通りである。(1)集合体及び燃料ピンには損傷はなく、異常な変形、変色も認められず炉内挙動は正常であり、炉心燃料集合体の構造体としての設計の妥当性が確認された。(2)被覆管の表面に擦り痕は認められず、観察された接触跡はMK-2初装荷炉心燃料ピンと同程度のものであった。(3)MK-2最高燃焼度の炉心燃料集合体及び燃料ピンの照射挙動を確認し、次のような結果を得た。(1)ラッパ管対面間距離変化はMK-1に比べ大きいが、これは主に冷却材内外差の増加による照射クリープ歪が増加したことによるものと考えられる。(2)被覆管の外径は製造時から増加しておらず、被覆管の耐スエリング性は良好であった。(3)F.P.ガス放出率は約50%でMK-1とほぼ同様な挙動を示し、設計値を十分下回っていた。(4)初装荷炉心燃料集合体と比較して、照射挙動は大差のないものであった。
沖元 豊*; 浅賀 健男*; 伊藤 正彦*
PNC TN9410 86-144, 33 Pages, 1986/05
「常陽」MK-2照射炉心100MW出力上昇サイクルから、定格第6サイクルの間(このうち第5サイクルは燃料貯蔵ラックで保管)使用された制御棒「MCR003」について、定格第4サイクル終了後炉内の取扱いにおいて認められた引抜荷重増加の原因調査を主目的とする照射後試験を実施した。実験炉側での制御棒の引抜荷重試験結果から、引抜荷重増加の原因として以下のものが考えられた。(1)ダッシュラム部のスエリングによる外径増加。(2)B4Cペレットのスエリングに起因した吸収ピンと保護管の干渉による制御棒下部構造物側の曲りによるもの。これらの推定原因を確認するために、照射後試験を実施し、以下の結論を得た。(1)引抜荷重増加は、スエリングによりダッシュラム部の径が増加し、ダッシュポット部とのクリアランスがほとんどなくなったために、両者の干渉が生じたことにより発生したと考えられる。(2)吸収ピンと保護管との干渉は生じておらず、これによる下部構造物の曲りもないものと考えられる。但し、ダッシュラム部のスエリング量は半径方向で異なるため、この違いにより曲りが生じる可能性は残る。
沖元 豊*; 浅賀 健男*; 西野入 賢治*
PNC TN9410 85-145, 51 Pages, 1985/11
「常陽」MK―II照射炉心100MW定格出力第1サイクルから第4サイクルの間,照射されたC型特殊燃料集合体「PFC010」(集合体平均燃焼度29300MWD/T)の照射後試験を実施した。本試験の照射燃料集合体試験施設(FMF)における試験の目的は、(1)C型特殊燃料集合体の設計妥当性の評価。(2)「もんじゅ」のP/R(ポロシティ/リング)及びワイヤピッチに相当する燃料ピンバンドルにおけるウエアマーク発生状況の確認。(3)カケ・ワレペット充填ピンの照射挙動把握である。本照射後試験により下記の結果を得た。(1)集合体及び燃料ピンには,キズ等の損傷はなく,異常な変形等も認められず,照射リグの構造体としての健全性が確認された。(2)本照射リグのナトリウム洗浄性は良好であった。遠隔解体性については,若干の問題点はあるものの治具等の使用により十分可能である。(3)P/R比0.1mmの条件下でのウエアマーク発生状況調査の結果棟飾のウエアマークはMK―II炉心集合体で認められた接触跡と比べ,寸法的に大きく,性状も異なり,MK―I時に認められたウエアマークに類似していた。(4)カケ・ワレペレット充填ピンは,炉内において健全に燃焼していることが確認され,非破壊試験の結果ではカケ・ワレペレット充填による照射挙動への影響は,現燃焼度では無視できると言える。(5)「PFC010」の照射後試験を通してC型特殊燃料集合体の遠隔取扱技術を確立することができた。但し,遠隔取扱性の観点から以下の改善が必要であると考える。(i)ハンドリングヘッド部温度モニター取付方法の再検討、(ii)グラディエントモニター取付方法の再検討、(iii)下部支持板と内側ラッパ管の嵌合部寸法及び製造公差への再検討
沖元 豊*; 浅賀 健男*; 平沢 久夫*
PNC TN9410 85-140, 72 Pages, 1985/05
「常陽」MK-II炉心燃料集合体「PFD003」の照射後試験を実施した。本集合体は、MK―II炉出力100MWの出力上昇から定格第1サイクルの間照射したものである。照射後試験の目的は炉心燃料集合体の構造体としての健全性を確認すること及びMK-II運転における集合体及び燃料要素の照射挙動を把握することである。なお、本集合体の燃焼度は、集合体平均で13300MWD/MTMである。本試験の結果は、下記の通りである。1)集合体及び燃料ピンには、損傷は全くなく、変形、変色等も認められず、炉内挙動は正常であり、本集合体の構造体としての設計及び製作の妥当性が確認された。2)被覆管表面に隣接ピンのワイヤとの干渉による接触跡は、一部に見られるが、先行炉心燃料集合体「PFD010」(集合体平均燃焼度4600MWD/MTM)の場合と同様、発生量が少なく、長さ、巾もわずかであった。3)MK-IIにおける集合体及び燃料要素の照射挙動を確認したが、照射による有意な特徴は、ほとんど認められなかった。
沖元 豊*; 浅賀 健男*; 西野入 賢治*; 永峰 剛*
PNC TN9410 85-133, 64 Pages, 1985/02
高速実験炉「常陽」MK-II100MW定格第1サイクル期間に炉心第7列で照射され、積算中性子照射量1.191021n/cm2(E0.1MeVを有する構造材料照射用反射体(StructuralMate-rialsIrradiationRig‥SMIR)「PRS040」の照射後試験を実施した。本試験の照射燃料集合体試験施設(FMF)における目的は、主として下記の三点である。1.炉内でのリグの健全性確認、及び照射挙動の把握 2.照射リグの開発に反映させるためのNa洗浄性、及び遠隔解体性の確認 3.試験片入りキャプセルの取出しと搬送本照射後試験により下記する結果を得た。1.中性子照射量が比較的低いため、中性子照射に伴う構造体の変形、及び構造体としての健全性に影響をおよぼすような異常、損傷等は認められず、本リグの炉内での健全性を確認した。2.本リグのNa洗浄性は良好であった。また、遠隔解体性もCMIRの経験を踏えて容易に実施できた。3.リグの遠隔取扱いによる試験片入りキャプセルの取出しを終了し、リグの搬入からキャプセル取出しまでの標準工程を確立した。
沖元 豊*; 浅賀 健男*; 秋山 隆*
PNC TN9410 84-127, 79 Pages, 1984/11
「常陽」MK-II炉心燃料集合体(Fab.N-PFD010)の照射後試験を実施した。本集合体は、MK-II炉心燃料集合体として照射後試験を行う最初の供試体である。照射後試験の目的は、MK-II炉心燃料集合体の構造体としての健全性を確認すること並びに、MK-II運転初期における集合体及び燃料要素の照射挙動を把握することである。なお、本集合体の燃焼度は集合体平均で4、600MWD/MTMである。本試験の結果は、下記のとおりである。1)集合体及び燃料ピンには損傷は全くなく、異常な変形、変色等も認められないことから、炉内挙動は正常であり、本集合体構造としての設計製作の妥当性が確認された。2)燃料ピン表面の観察結果、隣接ピンのワイヤとの干渉による接触跡は一部に認められるものの、定量的に測定できるほどの深さもなく軸方向の長さも短く断続的であり、MK-I時に認められたウェアマークの性状とは、異なっている。3)MK-II運転初期における集合体及び燃料要素の照射挙動を確認したが、照射による有意な特徴は、ほとんど認められなかった。
大川内 靖; 北野 彰洋; 鈴木 隆之; 沖元 豊; 宇佐美 晋; 弟子丸 剛英
no journal, ,
高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、安全上の核的制限値を確認するための測定,検査及び研究開発目的のための炉物理特性の把握やプラント系統設備の機能及び性能の確認を目的とした零出力炉物理試験を行った。ここでは原子力学会を通じて提案された試験項目も含め、その全体概要について述べる。
加藤 優子; 宮川 高行; 影山 武; 沖元 豊
no journal, ,
高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、前回性能試験後から原子炉停止期間も含めて中性子計数率を継続して測定した。その結果から、原子炉停止期間中の外部中性子源(中性子源集合体のカリフォルニウム252)の減衰と燃料組成の変化(おもにプルトニウム241の崩壊)による影響を評価するとともに、燃料交換による計数率の増加についても検討した。
大川内 靖; 北野 彰洋; 鈴木 隆之; 沖元 豊; 宇佐美 晋; 弟子丸 剛英
no journal, ,
高速増殖原型炉もんじゅ性能試験において、安全上の核的制限値を確認するための測定,検査及び研究開発目的のための炉物理特性の把握やプラント系統設備の機能及び性能の確認を目的とした零出力炉物理試験を行った。ここでは原子力学会を通じて提案された試験項目も含め、その全体概要について述べる。
加藤 優子; 宮川 高行; 影山 武; 沖元 豊
no journal, ,
高速増殖原型炉もんじゅ性能試験において、前回性能試験後から原子炉停止期間も含めて中性子計数率を継続して測定した。その結果から、原子炉停止期間中の外部中性子源(中性子源集合体のカリフォルニウム252)の減衰と燃料組成の変化(おもにプルトニウム241の崩壊)による影響を評価するとともに、燃料交換による計数率の増加についても検討した。