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大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
住野 公造; 小林 哲彦; 礒崎 和則; 吉田 昌宏
日本保全学会第7回学術講演会要旨集, p.255 - 257, 2010/07
高速実験炉「常陽」では、安全上の重要度分類に基づき、これまでの経験・知見を反映して、効率的・効果的な保全計画を策定して30年以上に渡り保守業務を展開してきた。その結果、系統が複雑で遠隔操作に確実性が求められ、放射性Na付着等が伴う燃料取扱系の保守業務の比重が大きいものの、Na冷却系に関しては、保守範囲が駆動部等の冷却材に接しない部分に限られていることに加え、Naの純度管理を適切に行うことにより、腐食に起因する保全活動も負担とならないことが実証された。また、高経年化に関する評価を行い、中長期保全計画を策定し、これに基づく保全業務を展開した結果、主な経年劣化事象は、冷却水及び大気環境による材料の腐食・侵食,絶縁劣化によるものであり、高速炉プラント特有のものはないことが確認された。
伊藤 主税; 礒崎 和則; 芦田 貴志; 住野 公造; 川原 啓孝
IAEA-TECDOC-1633 (Internet), p.45 - 56, 2009/11
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大原 紀和; 鈴木 寿章; 礒崎 和則
UTNL-R-0466, p.6_1 - 6_11, 2008/03
高速実験炉「常陽」では、平成19年4月26日、同施設の原子炉付属建家の管理区域において、放射性物質を含む水の漏えいが発生した。調査の結果、原子炉内で照射した集合体を洗浄するナトリウム洗浄装置の循環ポンプのメカニカルシールが開放され、洗浄廃液が漏えいし、これが床コンクリートひび割れ部を浸透して下階に至ったことがわかった。本稿では、本事象の原因調査結果とそれに基づく再発防止策について報告する。
須藤 正義; 市毛 聡; 礒崎 和則
UTNL-R-0459, p.5_1 - 5_9, 2007/03
高速実験炉「常陽」は、昭和52年(1977年)4月に初臨界を達成して以来、これまで約30年間順調に運転してきた。「常陽」が今後も順調な運転を継続していくためには、高経年化対策を的確に実施していく必要があり、法令に基づき高経年化に対する評価を実施するとともに、保全計画を策定した。平成16年(2004年)11月26日から平成18年(2006年)5月15日の期間に行われた第14回施設定期検査では、この保全計画にしたがって、保全活動を実施した。本稿では、同保全活動の実施状況について、事例を交えて報告する。
礒崎 和則; 小川 徹; 西野 一成; 皆藤 泰昭; 市毛 聡; 住野 公造; 須藤 正義; 川原 啓孝; 鈴木 寿章; 高松 操; et al.
JNC TN9440 2005-003, 708 Pages, 2005/05
JNC-TN9440-2005-003.pdf:31.46MB
高速実験炉「常陽」では、定期的な評価(高経年化に関する評価)として、「経年変化に関する技術的評価」及び「長期保全計画の策定」について、平成17年4月までに実施した。(1)経年変化に関する技術的評価 「常陽」における経年変化事象として、(1)放射線劣化、(2)腐食、(3)磨耗、侵食、(4)熱時効、(5)クリープ、疲労、(6)応力腐食割れ、(7)絶縁劣化、(8)一般劣化を抽出し、当該項目に係る技術的評価を実施した。その結果、定期的な監視もしくは更新を実施することで、安全機能上問題となるような経年変化がないことを確認した。(2)長期保全計画の策定 経年変化に関する技術的評価の結果に基づき、平成17年度
平成26年度までの長期保全計画を策定した。 今後、高速実験炉「常陽」の設置者長期自主検査計画書における施設定期検査計画に加え、長期保全計画に基づく点検・更新等を実施していくことで、機器・構築物の健全性を確保し、その機能喪失を未然に防止することができると評価した。
住野 公造; 礒崎 和則; 芦田 貴志; 仲井 悟
Nuclear Technology, 150(1), p.56 - 66, 2005/04
被引用回数：5 パーセンタイル：30.51(Nuclear Science & Technology)高速実験炉「常陽」におけるMK-III計画では、熱出力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。冷却系除熱能力を高めるためのMK-III冷却系改造工事では、主中間熱交換器(IHX)、主冷却器(DHX)等を交換した。モックアップによる最適作業要領の選定及び作業員に対する訓練、高線量率での作業の低減、仮設遮へい体の使用による作業場所の雰囲気線量率の低減による被ばく線量の低減を図った。また、シールバッグの使用とシールバッグ内の酸素濃度管理、系統内カバーガス中の窒素濃度管理、極低圧でのカバーガス圧力制御による系統への酸素混入量の抑制を行った。これらの手法により、冷却系構造工事は大きなトラブルがなく1年間で完了し、改造に適用された手法の有効性を確認した。
伊藤 敬輔; 川原 啓孝; 森 健郎; 城 隆久; 有吉 昌彦; 礒崎 和則
JNC TN9410 2005-008, 267 Pages, 2005/03
JNC-TN9410-2005-008.pdf:108.4MB
MK-Ⅲ冷却系を安定に制御できる制御定数の確認、及びプラントへ実際に外乱を印加した場合の安定性の確認を行うため、原子炉冷却材温度制御系の制御特性試験を実施した。本制御特性試験は、M系列試験、主冷却器出口温度変化応答試験及び制御棒小引抜・挿入応答試験の3項目で構成している。試験の結果、冷却材温度制御系の主送風機ベーン開度制御範囲におけるPI定数は、比例ゲイン0.361.12(MK-Ⅱの約1/2)、積分定数80秒が最適であることが確認できた。このPI定数に対する制御系のゲイン余裕は719dBであった。
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(1A
2A1B2B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。
大山 一弘; 川原 啓孝; 有吉 昌彦; 礒崎 和則; 菅谷 和司*; 深見 明弘*
JNC TN9410 2005-005, 56 Pages, 2005/03
JNC-TN9410-2005-005.pdf:14.56MB
高速実験炉「常陽」のMK-IIIでは、定格熱出力が1.4倍となることに対応し、主中間熱交換器(以下、IHXと略称)および主冷却機(以下、DHXと略称)を交換するとともに、1次主冷却系、2次主冷却系の流量を増加させた。これらの交換機器を含めた冷却系が十分な除熱性能を有することを確認する試験の一つとして、定常伝熱特性試験を行い、ヒートバランス、IHXおよびDHXの除熱性能を評価した。本報告書は、性能試験のうち、原子炉出力が約20%、50%、70%、75%、90%および100% (140MWt)時の定常状態でのプラント各部の定常伝熱特性およびヒートバランスを確認した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) 定格熱出力でのヒートバランスより、改造したプラントが所定の性能を有することを確認した。(2) 2ループある冷却系のうちB系のIHXの2次側入口温度がA系より約6高い。これは、ループ間の1次系流量の差(約2%)が要因の一つと考えられ、A系の1次系流量を正としB系を補正流量とすると、A系とB系の除熱量はバランスし、A系とB系のIHXの伝熱性能はほぼ等しいことが確認できた。その結果、主中間熱交換器の熱貫流率はAループが設計値の約125%、Bループが設計値の約129%であり、2つのIHXが同等の性能および十分な除熱性能を有することを確認した。(3) DHX入口空気温度を約20とし、定格熱出力運転時のDHXNa側除熱量とDHX出入口空気温度からDHX出口空気風量を算出すると、DHXでは、設計値(6,750m
/min)の8590%の風量で定格熱出力に相当する除熱能力を確保できることが確認できた。定格熱出力運転時の主送風機入口ベーン開度が性能試験期間を通じ、約35%であったことも含めると、DHXは十分な除熱性能を有することを確認した。
前田 幸基; 鹿志村 洋一; 鈴木 寿章; 礒崎 和則; 干場 英明; 北村 了一; 中野 朋之; 高松 操; 関根 隆
JNC TN9440 2005-001, 540 Pages, 2005/02
JNC-TN9440-2005-001.pdf:8.35MB
試験炉規則第14条の2では、原子炉設置者に対して、「原子炉施設の定期的な評価(以下「定期的な評価」)として、(1)原子炉の運転を開始した日から起算して10年を超えない期間ごとに、1)原子炉施設における保安活動の実施の状況の評価、2)原子炉施設における保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価を義務付けている。 これを受け、高速実験炉「常陽」における定期的な評価(保安活動に関する評価)として、「原子炉施設の保安活動の実施状況の評価」及び「原子炉施設の保安活動への最新技術知見の反映状況の評価」を平成17年1月に実施した。これらの評価の結果、これまでの保安活動及び最新の技術的知見の反映状況は適切であったことが確認できた。また、本評価により、原子炉施設の安全性・信頼性確保のための新たな追加措置は摘出されなかった。
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。
住野 公造; 芦田 貴志; 川原 啓孝; 市毛 聡; 礒崎 和則; 仲井 悟
2004 ANS International Topical Meeting on Operatin, p.204 - 216, 2004/11
高速実験炉「常陽」で進めているMK-III計画では、熱応力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。冷却系除熱能力を高めるため主中間熱交換器(IHX)及び主冷却器(DHX)の交換を行うとともに、冷却系の出入口ナトリウム温度差の増大に伴う原子炉緊急停止時の熱過渡応力を緩和するため流量制限系及び安全保護系の改良を行った。改造工事は、冷却系への不純物混入防止対策、被ばく線量の低減化及び新旧配管溶接部の健全性等に関して様々な対策を講じて実施した。これらの対策により、改造工事は大きなトラブルなく1年間で完了した。改造工事完了後に実施した単体及び総合機能試験を通して、改造部分が所期の性能を有していること及び改造工事で実施した対策の有効性を確認した。
川原 啓孝; 礒崎 和則; 石井 貴之; 市毛 聡; 野瀬 正一; 坂場 秀男; 仲井 悟
JNC TN9410 2004-016, 106 Pages, 2004/06
JNC-TN9410-2004-016.pdf:8.47MB
主冷却機に関係する総合機能試験は、2001年8月27日から2001年9月13日の間で実施した。主たる試験結果は、以下のとおりである。(1)主送風機の空気風量は、インレットベーン開度50%で設計定格風量 7,700 m3/min以上、インレットベーン全開で設計定格風量の約130%であった。これは、空気流路の圧力損失が設計値に対して小さかったためである。(2)出入ロダンパ全開、インレットベーン全開状態での主送風機の空気風量は、設計定格風量の約 5%であった。(3)主送風機停止時の特性として、インレットベーン全閉までの時間は4基平均で 7.9sec、主送風機回転数が0になるまでの時間は4基平均で 8.7secであった。また、風量遅れ時間は、4基とも回転数の低下から約 1secであり、設計時における熱過渡解析で用いた 5secに対して保守側であった。 (4)主送風機運転中における騒音は、インレットベーン開度25%が最も大きく、主送風機周りで約100dBであった。なお、周辺監視区域境界では、50dBであり、茨城県の条例基準(工業地域第4種区域)を満足していることを確認した。 (5)MK-IIIでは、インレットベーン及び入ロダンパドライブユニットは大型となったが、アキュームレータタンクは、圧縮空気喪失事象が発生した場合でも設計容量以上であることを確認した。
礒崎 和則; 齊藤 隆一; 住野 公造; 山崎 裕治*; 軽部 浩二; 寺野 壽洋; 坂場 秀男
JNC TN9410 2004-014, 172 Pages, 2004/06
JNC-TN9410-2004-014.pdf:48.0MB
本報告書は,1次主循環ポンプに関係するMK-Ⅲ総合機能試験をまとめたものである。MK-Ⅲ炉心構成前の総合機能試験(SKS-1)は,2001年10月17日2001年10月22日の間で実施し,MK-Ⅲ炉心構成後の総合機能試験(SKS-2)は,2003年1月27日2003年2月13日の間に実施した。試験結果は,以下のとおりであった。(1)1次主循環ポンプの流量調節設備は,CASモード及びMANモードとも安定に制御できることを確認した。また,ステップ状の流量変化に対しても流量及び回転数に発散する傾向がないことを確認した。(2)ランバック制御は,手動スクラム後,約54secで移行することを確認した。移行後のランバック運転は,A側:167m3/h,117rpm,B側:185m3/h,118rpmであり,ランバック運転回転数128rpm
8rpmの範囲にあること,定格流量の10%以上を確保していることを確認した。(3)ポニーモータへの引継は,1次主循環ポンプトリップ事象発生後,約39secで行われることを確認した。引継後のポニーモータ運転は,A側:180m3/h,124rpm,B側:190m3/h,123rpmであり,ポニーモータの許容回転数である93rpm以上であること,定格流量の10%以上を確保していることを確認した。(4)フリーフローコーストダウン特性は,1次主循環ポンプトリップ時及びランバック時とも時定数10sec以上を確保していることを確認した。(5)1次主循環ポンプ定格運転中におけるオーバフローカラム液面は,A側:NL-1,550mmNa,B側:NL-1,468mmNaであり,予想していたNL-1,581mmNaより小さく,設計時における新主中間熱交換器の圧損計算結果は,保守的な値であった。(6)1次主循環ポンプは,瞬停時間0.6secまでスクラムせずに定格流量に復旧できることを確認した。
川原 啓孝; 礒崎 和則; 冨田 直樹
JNC TN9410 2004-015, 129 Pages, 2004/04
JNC-TN9410-2004-015.pdf:6.53MB
「常陽」では、照射能力の高度化に向けたMK-Ⅲ改造工事を完遂した。MK-III計画では、除熱能力を高めるため、原子炉冷却系機器のうち、主中間熱交換器、主冷却機をはじめとした機器を交換した。本報告書は、交換機器のうちの主冷却機について、設計・製作にあたっての特徴、設計に対する考え方、各種設計データをまとめたものである。
大嶋 淳; 芦田 貴志; 礒崎 和則; 住野 公造; 山口 明; 坂場 秀男; 小澤 健二; 冨田 直樹
JNC TN9410 2004-011, 279 Pages, 2004/04
JNC-TN9410-2004-011.pdf:68.76MB
高速実験炉「常陽」の照射能力の高度化を目的としたMK-III計画では、炉心の高速中性子束を高めることで熱出力がMK-IIの100MWtから140MWtに増大した。冷却系の改造は、除熱能力の向上を目的として大型ナトリウム機器を交換するものであり、1次冷却系では、主中間熱交換器(IHX)及びIHX接続配管の交換を行った。本改造は、既設プラントの冷却系バウンダリを維持した状態で放射性ナトリウムが付着した大型機器を交換する我が国初めての工事であり、さらに限られた作業エリア、高放射線環境下での作業等、多くの制約条件があった。このため、従来の「常陽」における運転・保守に関する経験、知見、ナトリウム取扱技術に関する研究開発成果等を参考にしつつ、工事準備段階で綿密な検討を行い、改造工事を実施した。MK-III冷却系改造のうち、1次冷却系機械設備(主中間熱交換器)の改造工事で得られた成果は以下のとおりである。(1)モックアップ試験による基本工法の確認、最適な作業と作業条件の選定、トレーニングによる作業習熟等を図り、的確な工事方法と作業時間短縮により、作業員の被ばく線量を低減することができた。(2)ナトリウムバウンダリを開放する作業(配管切断、ナトリウム除去・洗浄、配管溶接)時のシールバッグによる雰囲気隔離方法の有効性を実証した。(3)冷却材バウンダリ開放時間を低減する適切な切断順序の策定、各切断部位に応じた適切な切断工法(バイト切断+押切り等)の選定により、内外管を含む計44箇所の配管切断時における異物混入を防止できた。(4)配管切断開口部に取付けた線用の仮閉止治具(閉止キャップ、固定治具、ヘキサプラグ)により、工事期間中、冷却材バウンダリを確実に維持することができた。(5)配管切断部に残留したナトリウムの掻きだし及び内面付着ナトリウムの拭き取り方法の有効性を実証すると共に、効率的な作業方法を見出した。(6)配管溶接時の差圧管理(バックシールガスとシールバッグ内圧)と配管表面温度の監視によるシールバッグ内溶接作業の施工方法を確立した。 1次冷却系機械設備(主中間熱交換器)の改造工事は。2000年10月30日に開始し、大きなトラブルもなしにほぼ計画通り2001年9月21日に完了した。これらの成果は、今後同様な工事を実施する場合に十分反映できるものと考えられる。
道野 昌信; 鈴木 寿章; 会田 剛; 須藤 正義; 齊藤 隆一; 川原 啓孝; 礒崎 和則; 伊東 秀明; 井上 設生; 青木 裕; et al.
JNC TN9430 2004-001, 103 Pages, 2004/03
JNC-TN9430-2004-001.pdf:4.06MB
本報告書はMK-III改造に伴い実施した総合機能試験のうち、インターロック・動作確認試験として次に示す試験の結果について報告するものである。(1)1次、2次主冷却系インターロック試験(SKS-106、210)、(2)電源喪失試験(SKS-116)、(3)炉内移送、炉外移送自動運転試験(SKS-501、502) 主冷却系では、原子炉スクラム時の1次系、2次系のインターロックが変更されていることから、原子炉スクラム及び外部電源喪失による冷却系全体のインターロック動作の確認試験を実施した。燃料取扱系では、操作の自動化を図った燃料取扱設備の機能をMK-III炉心構成のための燃料取扱前に確認した。試験結果はいずれも判定基準を満足しており、MK-III炉心における冷却系インターロック動作及び燃料取扱系の動作が正常であることが確認できた。
前田 幸基; 青山 卓史; 吉田 昌宏; 関根 隆; 有吉 昌彦; 伊藤 主税; 根本 昌明; 村上 隆典; 礒崎 和則; 干場 英明; et al.
JNC TN9410 2003-011, 197 Pages, 2004/03
JNC-TN9410-2003-011.pdf:10.26MB
MK-III改造工事を終了させた後、2003年6月末より、設計性能の確認及び照射炉としての基本特性の確認などを目的として計28項目の性能試験を実施し、11月に最終の使用前検査に合格した。本報告書では、性能試験の各項目毎に主な結果を報告する。
川原 啓孝; 川原 啓孝; 市毛 聡; 礒崎 和則; 仲井 悟
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 0 Pages, 2004/00
高速実験炉「常陽」で進めているMK-III計画では、熱出力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。冷却系除熱能力を高めるための冷却系改造工事で、IHX、主冷却器(DHX)の交換と制御系の改造を行った。ナトリウム系への不純物混入防止のため、シールバッグの使用、系統内カバーガス中の窒素濃度管理、カバーガス低圧力制御を行った。ナトリウム中で長期間使用したフェライト系低合金鋼の健全性、新旧配管溶接部の健全性を材料試験により確認した。
