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伊東 秀明; 前田 茂貴; 内藤 裕之; 秋山 陽一; 宮本 一幸; 芦田 貴志; 野口 好一; 伊藤 主税; 青山 卓史
JAEA-Technology 2010-049, 129 Pages, 2011/03
JAEA-Technology-2010-049.pdf:6.99MB
「常陽」では、計測線付実験装置の試料部が変形して原子炉容器内の炉内燃料貯蔵ラックから突き出て炉心上部の機器等と干渉しており、「常陽」を再起動するためには、炉心上部機構(UCS)を交換することが不可欠である。そのためには、30余年の使用期間中に放射化し、線量率が数百Gy/hに達するUCSを炉容器内から取り出すための大型キャスクの製作が必要である。炉心から約1.5m上方のUCSの中性子照射量の計算精度を考慮して約1桁の設計裕度を見込むと、キャスクの総重量が取扱いクレーンの最大荷重100トンを超過する約160トンとなり、設備改造や復旧経費の増加が予想された。このため、海外でも実施例の少ない炉容器内の
線量率を実測して計算誤差にかかわる設計余裕を低減することによりキャスク遮へい厚さを削減することとした。実機で想定される広域の線量率をカバーし、約200
Cの高温環境に耐える線量率測定装置を製作し、
Co校正照射施設で線検出器の校正曲線及び温度特性を確認した。炉容器内の他の構造物や集合体の放射線の混成場を考慮して評価するため、UCSと検出器の相対位置やナトリウムの液位を変えた条件で詳細な線量率分布を測定し、解析値で内挿することによりC/E:1.1
2.4に評価精度を高めた。上記の結果を反映することによりUCS交換キャスクの遮へい厚さを削減でき、総重量を100トン未満とできる見通しが得られたことから、設備改造を要することなくUCS交換が可能となった。
谷本 健一; 相原 永史; 今井 勝友; 飛田 和則; 根本 昌明; 今堀 真司; 野口 好一
JNC TN9410 99-002, 320 Pages, 1998/11
RI・研究所等解体廃棄物対策に資することを目的に、大洗工学センターにおける原子力施設すべての解体廃棄物量を試算した。解体廃棄物量の試算結果は、以下の通りである。(1)大洗工学センターの原子力施設の解体に伴う、放射性廃棄物の放射能レベル区分発生量は、1GBq/t以上が820トン、1GBq/t未満が18,000トンであり、総量18,820トンとなる。(2)このうち、内装設備等の重量は鉄等が5,820トン、建家構造材としてのコンクリート等は13,000トンである。(3)内装設備等の重量は、仕様書、完成図面、目視等により求めた。(4)各施設のコンクリートは、汚染又は汚染の恐れのある区域の内壁については5cm厚はつり、基本的には汚染はないが汚染の可能性がある箇所は1cm厚はつった。(5)本施設の多くは非固着性の汚染であることから、適切な金属の除染技術とコンクリートのはつり技術とを採用することにより、放射性廃棄物として取り扱うべき解体廃棄物量は減少させることができる。(6)密封線源取り扱い施設は、過去の運転履歴から施設、設備、機器など、放射性物質との接触や汚染履歴が無い。このために、すべて非放射性廃棄物として処理できるものと考える。
片岡 一; 高津戸 裕司; 野口 好一; 宮川 俊一
PNC TN9410 98-076, 89 Pages, 1998/07
高速実験炉「常陽」の炉心におけるオンライン計装照射のためには、計測線付き集合体(INTA)で代表されるように、配線上の制約から照射集合体とその上部機構を一体構造にした長尺な装置が用いられている。もし、照射集合体の頂部にナトリウム中コネクタを設けて照射装置を分離構造にできれば、上部機構を再利用することにより照射試験の経済性が向上し、原子炉燃料交換時の装置待避が容易になって作業期間の短縮が期待できる。このため、ナトリウム環境中に適用できるコネクタ機構を動燃独自で考案し、昭和63年度から平成7年度にかけて、実用化のための開発研究を進めてきた。先行例のないコネクタ機構であるため、要素試験、水中部分モデル試験と手順を踏みつつ設計仕様を固め、ナトリウム中部分モデル試験では、ナトリウムのブロー除去等の基本的な成立性が実証できるほどに開発が進んだ。しかし、ナトリウムと高温環境の影響により、電気絶縁体であるセラミックスと電極金属の間で剥離が生じ、構造上のバウンダリーが確保できないという問題も明らかになった。この問題解決のため、セラミックスにはナトリウムとの共存性が期待できるサファイヤ、高純度アルミナ、窒化珪素等を選択し、電極材料にはステンレス鋼、コバール(Fe-Ni-Co合金)他、数種の材料を選択してそれらを組み合わせ、ロー付け材料やメタライズ材料、さらにはロー付け部の形状を変えて性能評価を行ったが、満足できる結果は得られなかった。以上の開発は、大手セラミックスメーカーの最新技術による協力を得て進めてきたものであるが、ナトリウム中コネクタにおけるセラミックスの接合技術を確立する見通しが立たず、ここに考案したナトリウム中コネクタの開発は、1997年での本報告書のまとめをもって中断することとなった。
野口 好一; 三代 敏正*; 宮川 俊一; 小堀 高久*; 高津戸 裕司
PNC TN9410 98-035, 60 Pages, 1998/03
本報告書は、高速実験炉「常陽」の照射試験において最も精度の良い、オフライン照射温度モニタの一つである熱膨張差型温度モニタ(TED: Thermal Expansion Difference Tempera ture Monitor)の製作法の開発についてまとめたものである。TEDは、ステンレス鋼またはニッケル合金材の金属容器内に、これらの材料よりも熱膨張率の大きいナトリウムを充填し金属球の蓋を抵抗溶接で密封したものである。これを炉内に装荷すると、ナトリウムの熱膨張により容器が変形しTEDの体積が増加する。この増加分と、炉外較正試験で予め求めたTEDの体積増加分と温度の相関式から照射中の最高温度を同定するものである。TEDは、米国のアルゴンヌ国立研究所(ANL)で開発されたものであるが、同研究所での受注生産品であるため、入手時間や供給見通しに問題が生じていた。また、国内での調達先の調査の結果、同等のコストでも受注に応ずる国内メーカもないことが分かった。このため、大洗工学センターの実験炉部照射課ではTED入手の確保のために平成4年度からTEDの内部製作法の開発に着手した。開発にあたっては、当初ANLからの情報提供に基づき試作試験を試みたが、より高精度なモニタとするためにはナトリウム充填法や金属球の溶接法等の改良の必要が判明し、ナトリウム充填率を100%近くに上げるなど改善を行った。その結果、炉外試験での温度測定値のばらつきが米国製の半分の
5Cとなる大幅な改善結果を得ることができ、また、コスト的にもANLと同等であることを確認した。このようにして国産化したTEDの照射装置への装着を平成8年に実施し、平成9年3月の「常陽」定格運転第30サイクルから使用を開始している。
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
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。▲
昭和54年3月)大竹 俊秀*; 小野 尚士*; 石山 智*; 宮川 俊一; 野口 好一*
PNC TN944 79-03, 55 Pages, 1979/10
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53年10月から昭和54年3月までである。主な進捗状況は次のとおりである。(1)照射装置組立検査施設は、建物概念設計、建設地点の地質調査、内装機器概念設計が終了した。連設地点は高速実験炉の運転管理棟北側とし、地上2階、地下1階、ピット深さ12mで、地下16mの細砂層上に建設される。建物は東西約45m、南北約27mで、高さが約20mである。(2)「常陽」のMARK-1炉心における炉心構成要素の照射後試験計画と試験の要望項目をまとめた。検査用炉心燃料集合体10体、運転用炉心燃料8体、ブランケット燃料10体、調整棒7体、安全棒2体なとの取出時期、本数、及び被試験集合体が決定された。(3)「常陽」MK-2の照射試験基本計画が策定され、それに従って昭和54年度からの開発計画工程の検討を行った。その結果、54年度初めから新たに開発研究や設計検討を早急に実施する必要のあるものが摘出され、対策を検討中である。(4)「常陽」MK-2用各種照射装置の開発試験は所期の計画当りに、ほぼ順調に進展している。(5)照射技術開発の1つである中性子束分布測定に関し、米国エネルギー省との間のワイヤ交換協定が成り、「常陽」MK-175MW第3サイクルで米国製ワイヤの照射を炉心9A1の照射リグで行うことになった。また、「常陽」の標準作成作業を同時に行い、ワイヤカプセルの仕様検討作業を進めている。
籠田 栄一; 野口 好一; 北村 了一; 阿部 和幸
no journal, ,
「常陽」では、照射試料を装填しているキャプセルの内部温度をオンラインで制御できるオンライン温度制御型材料照射装置(MARICO2号機)を用いて、平成18年4月より照射試験を実施している。MARICO2号機は原子炉定格運転中に照射試料の温度を一定に制御する照射装置であり、目標である4Cの温度制御を達成している。また、装填しているクリープ破断試験試料の炉内クリープ破断を「常陽」のカバーガスサンプリング設備,オンライン線モニタ等により検知でき、破断試料の同定を実施できた。
芦田 貴志; 皆藤 泰昭; 宮本 一幸; 野口 好一; 伊東 秀明
no journal, ,
炉内ラックの移送ポットから突き出た状態となっているMARICO-2の試料部は、ラッパ管の上部が変形していることから、既設設備では回収できない。このため、炉心上部機構を撤去した開口部から、原子炉容器バウンダリを維持しつつ、遠隔操作による回収を検討している。本試験では、回収方法を検討するため、ほぼ直角に曲がった試料部を把持できるか、引上げにより屈曲部が変形して脱落しないか、試料部が単体で移送ポットから引き抜けるかどうかを確認した。その結果、試料部が移送ポットとともに引き上げられたこと及び手順どおりに試料部を把持でき、引き上げられたことを確認できた。今後は、屈曲した試料部の下方(移送ポット側)を観察し、より確実な把持方法を検討するため、再試験を行う予定である。また、具体的な回収手順の検討を進め、装置類の詳細設計と作業の最適化を図る。
芦田 貴志; 岡崎 義広; 宮本 一幸; 野口 好一; 伊東 秀明
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の試料部の切り離し機構の設計不備により、保持部と試料部が分離できない状態のまま回転プラグを操作したことから、同試料部が炉内燃料貯蔵ラック上に突き出た状態で変形し、炉心上部機構(以下、UCSという)の下面の整流板が、同試料部との接触により破損・変形していることが判明している。このため、「常陽」の再起動には、UCSの交換及び変形した同試料部(以下、炉内干渉物という)の回収が必須となっている。炉内干渉物は、突き出た部分が変形していることから、燃料交換機では取り扱えないため、専用の把持機能を有した回収装置が必要となる。本報告では、炉内で変形した炉内干渉物の回収方法について述べる。
曽我 知則; 板垣 亘; 野口 好一
no journal, ,
「常陽」では、さまざまなFBR用燃料,材料の試験を効率的に行うため、冷却材温度を個別に設定できるコンパートメント型の装置や、先進燃料ピンを高強度の容器に収納して照射するキャプセル型装置を開発している。また、リアルタイムで温度を精度良く計測・制御できるオンライン型の装置も実用化している。これらの照射装置は、FBR用材料のほかにも、照射効果の基礎研究や、軽水炉又は核融合炉の材料開発にも利用している。今後は高温照射試験のための装置や、中性子エネルギースペクトルを調節する装置等を加え、照射条件範囲を拡げていく計画である。また、「常陽」に隣接するPIE施設では、照射後に分解した照射装置の部品や、装填していた照射試料を交換したうえで再組立し、「常陽」に再装荷する技術を開発してきた。この再装荷技術は、目標到達前の中間データの取得や、装置寿命を超えて試料の継続照射を可能にしている。
板垣 亘; 野口 好一; 遠藤 紀生; 中村 俊之; 芦田 貴志; 齊藤 隆一; 染谷 博之*; 遠峰 洋*; 加藤 淳*; 郡司 雅勝*
no journal, ,
近年、原子力業界では福島第一原子力発電所の事故以来、多くの原子力プラントが長期停止したことで、原子力に携わる技術者の技術維持が困難な環境となっている。高速実験炉「常陽」においても、平成19年に発生した「燃料交換機能の一部阻害」および東日本大震災の影響により、「常陽」を利用した照射試験が長らく休止している。このため、「常陽」で照射する装置の製作の一翼を担う照射装置組立検査施設(IRAF)における「ものづくり」の技術維持が困難な状況になっている。「常陽」が平成26年12月に「燃料交換機能の一部阻害」からの復旧を果たして、今後、新規制基準の適合性審査をへて再起動を目指してゆく中、照射試験再開の前提となる照射装置の製作技術の伝承は喫緊の課題の一つである。本件では、IRAFにおける照射装置製作に係る技術伝承活動について報告する。