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小林 哲也; 荒木 正明; 大場 敏充; 鳥居 義也; 竹内 真樹*
JAEA-Conf 2011-003, p.83 - 86, 2012/03
JRR-3 (Japan Research Reactor No.3) was built as the first domestic reactor in 1962. The large-scale modification including the removal and re-installation of the core was carried out from 1985 to 1990. The modified JRR-3 with the thermal power of 20 MW is a light water moderated and cooled, swimming pool type research reactor. After the modification, JRR-3 has been operated without major troubles. This paper presents about review on the seismic safety of JRR-3 according to the revised regulatory code on seismic design for nuclear reactors. In addition, some topics concerning damages in JRR-3 due to the Great East Japan Earthquake are presented.
福島 学; 大和田 稔; 太田 和則; 竹内 真樹; 後藤 真悟; 今橋 正樹; 寺門 義文
JAEA-Technology 2010-028, 24 Pages, 2010/09
JAEA-Technology-2010-028.pdf:1.01MB
研究用原子炉JRR-3の2次冷却系設備の一つに冷却塔がある。冷却塔は、炉心等で発生した熱を2次冷却設備を介して、大気に放散する設備である。JRR-3の共用運転を開始して以来、冷却塔の点検保守を定期的に実施し原子炉の安全安定運転を行ってきた。これまで、2次冷却材温度の制御方式として、送風機の運転台数を増減する方式としてきたが、運転台数が増減した直後は、一時的に2次冷却材温度が変動し、その結果熱出力も変動する事象が生じていた。これに対し、送風機の回転数を連続的に調整するように改良することで、外気温の変動が原子炉熱出力の安定性に与える影響を緩和することができた。本報告書は、これまで実施してきた冷却塔の保守管理及び送風機回転数の制御方式の改良について具体的に記述するとともに、点検記録をまとめ、今後の保守管理に活用できるようにしたものである。
大場 敏充; 福島 学; 竹内 真樹; 宇野 裕基; 大和田 稔; 寺門 義文
JAEA-Technology 2010-020, 31 Pages, 2010/07
JAEA-Technology-2010-020.pdf:1.33MB
研究用原子炉JRR-3では、炉心で発生する中性子を効率よく熱化するため、炉心部の周りに重水反射体が設けている。また、原子炉運転中に発生する
線による発熱によって重水反射体の温度が上昇するが、これを冷却するために重水冷却設備が設置されている。重水冷却設備は重水系設備及びヘリウム系設備で構成しており、ヘリウム系設備は重水のカバーガスであるヘリウムガスを循環している系統である。また、ヘリウム系は重水タンク内で発生した重水の放射線分解ガスである重水素と酸素を再結合させる役割を持つ。ヘリウム圧縮機は使用開始後、定期的な分解点検の実施及び消耗部品の交換を行いながら使用してきた。しかしながら、近年においては、シールオイルの漏えいによりヘリウム圧縮機が自動停止する事象が多発した。不具合の解消のためには更新が必要であると判断し、平成19年に更新を行った。本報告書は更新に至るまでの経緯と更新時の改良点について述べ、今後の保守管理に資するものである。
竹内 真樹; 馬籠 博克; 米田 政夫; 川崎 幸三*
JAEA-Technology 2009-037, 28 Pages, 2010/03
JAEA-Technology-2009-037.pdf:5.71MB
JRR-3ではNTD-Si(Neutron Transmutation Doping Silicon: 中性子核変換ドーピングシリコン)を生産している。ここで用いられている方法は反転法であるが、さらにNTD-Siの生産性を大きく向上するため、中性子フィルタ法を導入のための技術検討を行った。検討の結果、現在、JRR-3で用いられているNTD-Si装置をほとんど変更することなくフィルタ法を導入できる見通しを得た。
太田 和則; 池亀 吉則; 大和田 稔; 福島 学; 大場 敏充; 竹内 真樹; 今橋 正樹; 村山 洋二
JAEA-Technology 2008-023, 31 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-023.pdf:3.3MB
JRR-3熱交換器はシェルアンドチューブ型であり、管側を2次冷却材が流れる構造となっている。洗浄方法はボール洗浄方式であり、高圧力で流れる2次冷却材中に混入させたスポンジボールによって伝熱管内部の汚れを剥離する方法である。熱交換器の性能低下は、1次冷却材炉心出口温度の上昇をもたらし、原子炉の安全安定運転に影響を与えるおそれがある。これまでの洗浄データをもとに、熱交換器洗浄方法の効率化の検討を行った。その結果、最適な洗浄ボールの種類や洗浄時間の決定方法等が明らかとなった。
曽野 浩樹; 塚本 導雄; 會澤 栄寿; 竹内 真樹; 深谷 裕司; 伊勢田 浩克*; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 外池 幸太郎
UTNL-R-0446, p.3_1 - 3_10, 2005/03
日本原子力研究所のTRACY施設において、平成16年6月17日に発生した安全棒誤作動による計画外停止に関し、その原因調査と再発防止対策について報告する。調査の結果、安全棒誤作動の主たる原因は、異物混入による安全棒保持力の低下と特定された。その再発防止対策として、異物の発生防止,異物が混入する機会の低減,異物の確実な検知を講じることとした。今回の経験を通じて得られた教訓が、研究炉等の運転管理に従事する関係者において広く共有されることを期待する。
會澤 栄寿; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 塚本 導雄; 菅原 進; 竹内 真樹*; 宮内 正勝; 柳澤 宏司; 大野 秋男
JAERI-Tech 2002-031, 120 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-031.pdf:4.32MB
燃料サイクル安全工学施設(NUCEF)の過渡臨界実験装置(TRACY)は、硝酸ウラニル水溶液体系において添加反応度3$までの臨界事故を模擬した実験を行うことができる装置である。TRACYは1995年12月20日に初臨界を達成し、1996年からは過渡臨界実験を中心に反応度測定や熱出力測定などの各種の特性試験を実施してきた。本報告書は、初臨界から2000年度末までに実施された176回の運転記録についてまとめたものである。
大場 敏充; 大和田 稔; 福島 学; 竹内 真樹; 宇野 裕基; 村山 洋二
no journal, ,
JRR-3は、最大熱出力20MWの低濃縮ウラン軽水減速冷却プール型の研究用原子炉である。本原子炉施設の炉心及び炉心構造物で発生される熱は、1次冷却設備,重水冷却設備の熱交換器を介し、2次冷却設備に伝達される。2次冷却設備に伝達された熱は最終的な熱の逃げ場である冷却塔を通して大気に放出される。JRR-3では、炉心で発生する中性子を効率よく実験に用いるため、炉心の周りに重水反射体が設けられており、重水冷却設備は重水反射体で発生する熱を2次冷却系に伝達するために設置されている。重水冷却設備は重水系及びヘリウム系で構成しており、ヘリウム系は重水の劣化防止、及び重水の放射線分解により生じる分解ガスを重水に戻し回収するために、重水のカバーガスであるヘリウムガスを循環している系統である。ヘリウム圧縮機はヘリウムガスを循環させるための機器であり、ヘリウム系において重要な役割を担っている。本報告書では、ヘリウム圧縮機を経年変化に対する予防保全の観点から更新したため、更新に至るまでの経緯と更新時の改良点について述べる。
楠 剛; 馬籠 博克; 竹内 真樹; 小林 晋昇*; 山下 清信
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、現在、研究炉JRR-3及びJRR-4においてシリコンの照射による半導体生産を行っている。JRR-3では、炉心を取り囲む重水タンク領域に設けられた照射設備でシリコンを照射している。この設備では、最大直径約152mm(6インチ),長さ600mmまでのインゴットに中性子を均一に照射することができる。JRR-4では、炉心近傍の照射設備でシリコンの照射を行っており、最大約125mm(5インチ),長さ400mmまでのインゴットが照射可能である。2006年度のNTD年間生産量は、JRR-3が約3.7トン、JRR-4が約0.7トンであった。現在、シリコンインゴット大口径化等によるJRR-3のNTD-Si増産方法を検討している。
荒木 正明; 小林 哲也; 大場 敏充; 竹内 真樹
no journal, ,
現在、大口径NTD-Si(Neutron Transmutation Doping-Si)の技術開発において、JRR-3へのシリコンの照射設備の導入を検討している。これは、JRR-3の重水タンクに12インチ径シリコンの照射設備を設置し、NTD-Siを大量にかつ低コストで供給することを図るものである。JRR-3の重水タンクを改造した場合における安全評価のための反応度投入事象について解析を行った。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化に関する次の事象を選定した。選定にあたっては「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針」を参考にし、(1)起動時における制御棒の異常な引き抜き,(2)出力運転中の制御棒の異常な引き抜き,(3)実験物の異常等による反応度の付加,(4)冷水導入による反応度付加,(5)重水反射体への軽水流入の5事象とした。解析では、核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析の結果、選定した反応度投入事象は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足し、いずれも安全を確保できることを確認した。
石崎 勝彦; 太田 和則; 竹内 真樹; 今橋 正樹; 福島 学
no journal, ,
平成21年度の施設定期自主検査期間中にヘリウム圧縮機の分解点検を実施した後、シールオイルレベルが漏えいする事象が発生した。原因調査の結果、Vリング装置の部品の取り付け不良により内部部品が上下に微動し、それにより微小に変形した部品によりシールオイルを閉じ込める機能が損失し、シールオイルの漏えいが発生することがわかった。対策としてVリング装置の一部をよりシール性の高い部品に変更したこと及び取り付けを確実にするため部品を追加した。
