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古賀 和浩*; 鈴木 和則*; 高木 剛彦; 浜野 知治
FAPIG, (196), p.8 - 15, 2020/01
高速増殖原型炉もんじゅは、既に(2017年6月より)廃止措置の第1段階である燃料体取出し期間(約5.5年: 2022年末まで)がスタートしている。その中で、最初の燃料体の取扱いとして、2018年8月
2019年1月に1回目の「燃料体の処理」運転(計86体)を実施した。富士電機は、「燃料体の処理」運転において、事業者の日本原子力研究開発機構に協力して期間を通して技術員を派遣するなどの技術支援を実施し、各種不具合を経験しながらも運転完遂に貢献した。本稿では、この1回目の「燃料体の処理」運転の実施内容及び不具合状況の概要を紹介する。なお、本稿は、FAPIG No194「高速増殖原型炉もんじゅ 廃止措置と燃料体取出し作業に向けて」の続編であり、そちらも参照されたい。
古賀 和浩*; 鈴木 和則*; 浜野 知治; 高木 剛彦
FAPIG, (194), p.6 - 11, 2018/02
高速増殖原型炉もんじゅは、2016年12月21日の原子力関係閣僚会議において、廃止措置が決定した。その後、2017年6月13日に「廃止措置に関する基本的な計画」が文科相へ提出され、廃止措置の第1段階である燃料体取出し期間(約5.5年)がスタートした。富士電機は、燃料体取出し作業の安全な作業遂行に向けて、事業者の日本原子力研究開発機構に協力して各種準備を進めているところである。本稿では、燃料体取出し作業に向けた、点検等の準備状況の概要を紹介する。
栃木 善克; 吉川 英樹; 青木 和弘; 油井 三和; 浅野 貴博*; 本條 秀子*; 萩沼 真之*; 川上 泰*; 鈴木 和則*
JAEA-Research 2008-025, 55 Pages, 2008/03
JAEA-Research-2008-025.pdf:8.55MB
本報告では、(独)日本原子力研究開発機構及び(財)産業創造研究所による共同研究「地層処分における微生物影響評価に関する研究」の平成18年度における成果をまとめた。同研究は、地層処分場のバリア性能に及ぼす微生物活動の影響評価技術を高度化し、処分技術の信頼性向上に資することを目的として実施した。数値解析コード(MINT)による解析に供することを目的として、幌延深地層研究センターの調査フィールドに設けた地下水化学・微生物影響評価目的の観測井から地下水・岩石試料を採取し、地下水組成・微生物量の安定性を評価するための解析を実施した。解析の結果、地下水化学・微生物量への影響は比較的低いことを示唆する結果が得られた。特に、溶存メタン・メタン生成菌・硫酸還元菌(SRB)及び硫酸イオンにその傾向が見られることから、評価対象の掘削井は浅い環境にもかかわらず、微生物共存によって低い酸化還元電位の環境が安定であることを示唆するものである。
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。
栃木 善克; 吉川 英樹; 青木 和弘; 油井 三和; 本條 秀子*; 萩沼 真之*; 川上 泰*; 鈴木 和則*
JAEA-Research 2007-010, 51 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-010.pdf:4.82MB
本報告では、日本原子力研究開発機構及び産業創造研究所による共同研究「地層処分における微生物影響評価に関する研究」の平成17年度における成果をまとめた。同研究は、地層処分場のバリア性能に及ぼす微生物活動の影響評価技術を高度化し、処分技術の信頼性向上に資することを目的として実施した。平成17年度は、幌延深地層研究センターの調査フィールドに設けた新規の観測井を利用した地下水・岩石試料採取と化学分析、並びに微生物影響を考慮した数値解析コード(MINT)を使用して既存の観測データを用いた感度解析を実施した。前者の成果として、水質・微生物代謝活性等の分析を行い、数値解析コードに反映・活用するためのデータを取得したことが挙げられる。後者では、既存の測定データを初期値として感度解析を行い、微生物影響による地下水水質の変化や、地下水水質の変動による微生物活動への影響を評価するための結果を得ることができた。
濱本 真平; 飯垣 和彦; 清水 厚志; 澤畑 洋明; 近藤 誠; 小山 直; 河野 修一; 小林 正一; 川本 大樹; 鈴木 尚; et al.
JAEA-Technology 2006-030, 58 Pages, 2006/03
JAEA-Technology-2006-030.pdf:10.69MB
日本原子力研究開発機構が所有する高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系の、動作原理の異なる二つの独立した系統で構成されている。通常運転時、原子炉の反応度を制御するとともに、運転時の異常な過渡変化時及び事故時に安全かつ確実に原子炉を停止させるものである。後備停止系は、万一制御棒系のみで原子炉を停止できない場合に、中性子吸収材である炭化ホウ素ペレットを炉心内に重力落下させ、いかなる運転状態からも原子炉を停止する機能を有するものであり、炭化ホウ素ペレットと、ペレットを収めるホッパ,電動プラグ,後備停止系駆動機構,ガイドチューブ等で構成されている。HTTRでは、平成16年7月26日から平成17年3月4日までの計画で、施設定期検査を実施してきたところ、2月21日の後備停止系の作動試験時に、本装置の16基のうち1基が正常に動作しないことがわかった。調査の結果、後備停止系が正常に動作しなかった原因は、後備停止系を駆動するモータの上部のオイルシールが変形したことによってグリースから分離した油がブレーキに到達し、ブレーキの磨耗した粉と混合することによって粘着物となり、粘着物がブレーキの解除を阻害したことによって、モータの駆動を妨げたことがわかった。
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。
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。
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。
沢 和弘; 飛田 勉*; 植田 祥平; 鈴木 修一*; 角田 淳弥; 関田 健司; 青木 和則*; 大内 弘
JAERI-Research 2001-002, 33 Pages, 2001/02
JAERI-Research-2001-002.pdf:1.42MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料に対する設計方針では、「初期破損率は0.2%以下」、「運転中の追加破損は十分許容しうる小さな値に制限する」と定めている。そのため、HTTRの運転中に破損率を定量的に評価する必要があり、1次冷却材中の放射能を測定する、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装、燃料破損検出装置(FFD)、1次ヘリウムサンプリング設備を設けている。HTTRの出力上昇試験のうち15MWまでに取得したデータを用いて、燃料及び1次元冷却材中の核分裂生成物挙動の評価を行った。まず、1次冷却材中の核分裂生成物ガス濃度はすべて10
Bq/cm
以下であった。また、1次冷却材中の
Kr濃度とFFD計数率はほぼ比例関係にあること、事前解析とサンプリングによるKr濃度の出力に対する傾向が合っていることがわかった。
鈴木 俊宏; 礒崎 和則; 鈴木 惣十
動燃技報, (97), p.103 - 109, 1996/03
「常陽」照射炉心(MK-2炉心)において、炉心を流れる冷却流量を電磁流量計により直接測定し、流量配分が適切に行われていることの確認、及び解析予測流量との比較評価を実施した。本測定試験は、「常陽」の照射用炉心において回実施しているが、今回実施した試験は、前回から約10年が経過していることから、特に炉内構造物の経年変化等の影響に着目し、炉心流量配分の評価を行った。その結果、列毎にまとめた燃料集合体と反射体の流量配分は、測定値と解析値での燃料集合体の1列から5列にわたって約+3から-4%の差となり、前回試験の結果と殆ど変化がないことを確認した。以上より、「常陽」照射用炉心(MK-2炉心)において、炉内構造物党の経年変化が無く流量配分が適切に行われていることを確認した。
12月)桜井 直行; 飛田 和則; 鈴木 猛; 片桐 裕実; 清水 武彦; 叶野 豊; 吉田 美香
PNC TN8440 94-003, 157 Pages, 1994/03
東海事業所では、「動力炉・核燃料開発事業団東海事業所再処理施設保安規定、第VII編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、1993年1月から12月までの間に実施した環境モニタリングの結果を取りまとめたものであり、大気及び海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果についても併せて収録した。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。
桜井 直行; 飛田 和則; 鈴木 猛; 渡辺 均; 清水 武彦; 住谷 秀一; 森澤 正人; 吉田 美香; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; et al.
PNC TN8440 93-027, 85 Pages, 1993/08
再処理施設の処理済み廃液の海洋放出に伴う東海地先海域における放射能水準の変動を詳細に把握するため、放出口を中心とした一定海域について、海水中の放射性物質濃度の調査を実施した。動燃再処理排水環境影響詳細調査は、海中放射能監視確認調査(再処理ホット試験期間実施)の後を受け、また、再処理施設の本格運転に伴う茨城県の要請に基づき、1978年(昭和53年7月)から実施している。1991年10月に再処理施設海中放出管の移設が行われ、放出口は従来の沖合1.8kmから沖合3.7kmに移設になり、それに伴い採取地点も変更となった。環境影響詳細調査の開始から1988年9月までの測定結果のまとめは、既報(PNC SN8420 89-009)のとおりである。今回第2報として、1988年10月から1991年9月の放出管移設前までの測定結果について整理を行ったので報告する。また、本報告では、1978年以降13年間にわたる沖合1.8kmに設置された移設前放出口からの放出に係わる環境影響詳細調査について検討を行った。その結果、再処理施設排水による海域全体の放射能濃度レベルの上昇変動等は見られなかった。
桜井 直行; 飛田 和則; 鈴木 猛; 片桐 裕実; 清水 武彦; 森澤 正人
PNC TN8430 93-002, 37 Pages, 1993/08
東海事業所環境安全課の担当している環境放射能安全研究の実施状況等について、原子力安全委員会に対し、以下の項目で平成5年7月12日に定期報告を行なった。1.東海事業所における環境放射能安全研究2.ヨウ素の挙動に関する研究3.超ウラン元素の挙動に関する研究本資料は、この定期報告についてまとめたものである。
礒崎 和則; 辰野 国光; 拝野 寛; 鈴木 惣十; 圷 正義
PNC TN9520 93-008, 129 Pages, 1993/07
高速実験炉「常陽」では、プラントの諸特性を把握し、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、一次主循環ポンプの運転制限条件を把握する系統圧損測定、主冷却器及び主送風機の風量制御特性を把握するベーン・ダンパ開度特性試験、温度制御経の安定範囲を把握するM系列試験及びプラント全体の外乱に対する安定性を把握する安定性試験を対象に試験実施及びデータ処理要領と手順についてまとめたものである。
山名 元; 塩月 正雄; 平尾 和則; 鈴木 徹; 青山 卓史; 宇都 成昭; 山本 敏久
PNC TN9410 93-024, 75 Pages, 1993/01
21世紀中頃の将来社会を目標としたプルトニウムリイサクルシステム(先進リサイクルシステム)の姿についての検討を行った。まず先進リサイクルシステム検討の意義とその進め方を明らかにした。将来社会の姿(展望)についてのマクロな評価を行い,将来社会において望まれるプルトニウムリサイクルシステムの意義・理念・基本的なあり方などについての見解を具体化した。次に,先進リサイクルシステムの技術的なあり方(仕様)を具体化するために,現在開発を進めている原稿大型MOX路線の特性及びシステムの課題を安全性,サイクル内の技術的整合性,環境保全性など8つの重要な視点について体系化的に整理し明確にした。これより,「安全機能の一層の強化」,「廃棄物発生量と廃棄物への移行核種の本質的低減」,「多様化したエネルギーニーズへの対応」,「リサイクル性の円滑化」等を図るなど,新しいシステムに望まれる具体的な姿を明確化し,先進リサイクルシステムの技術理念をの具体化に反映させた。さらに,システムに望まれる姿の実現を期待される炉種別,燃料,再処理等の要素技術に関して広くレビューし,各技術の有する特性を整理した結果に基づき判断,選択を行った。この結果,現行のNa冷却型FBRサイクルを発展させ比較的近未来での実現を想定した4種類の「先行概念」,及び従来概念から脱却してより究極性をねらった5種類の「先進概念」の計9種類の具体的な新しいサイクルの概念を示した。
礒崎 和則; 道野 昌信; 伊東 秀明; 伊藤 和寛; 茶谷 恵治; 鈴木 惣十; 圷 正義
PNC TN9520 93-006, 198 Pages, 1992/11
高速実験炉「常陽」では、燃料カラム部の中心に人工欠陥を設けた試験用要素を照射することにより、破損燃料位置検出(FFDL)装置の性能確認と原子炉容器内における核分裂生成物の挙動の評価等を目的としたFFDL炉内試験(2)を平成4年11月25日から12月9日にかけて実施する予定である。本資料は、FFDL炉内試験(2)に関する、「常陽」の運転及び監視方法、放射線監視方法及び試験装置等の実施要領をとりまとめたものである。
加藤 敬*; 鈴木 和則*; 池田 孝夫*; 久保 美和*; 小島 秀蔵*; 斉藤 達也*
PNC TJ1218 92-003, 90 Pages, 1992/05
TRU廃棄物は、処理、貯蔵及び処分時の負担を極力軽減するため、区分管理を行うことが望まれており、廃棄物中のTRU核種を精度よく効率的に測定評価する技術の確立が不可欠となってきた。本技術開発では、上記目的に対応してPWTFから排出される主要な廃棄物の一つである金属鋳塊のTRU濃度を合理的に測定する方法を確立するための研究の一環としてのコールド試験を実施した。分析方法は、昨年度人工鉱物の分析にはICP-MS法及び、金属の分析に適していると判断されたレーザー気化導入法、グロー放電質量分析法を採用した。ICP-MS法の場合、分析試料を直接導入した場合には満足する測定下限界を得ることはできないが、TRU核種を分離、濃縮することにより目標とする分析下限界を得ることができた。レーザー気化ガス導入法、グロー放電質量分析法は分析時間が比較的短く且つ、いずれも満足する測定下限界を達成できることが確認できたが、分析範囲がスポットであるため、分析サンプルから全体のインベントリーを評価しようとした場合に問題がありかつ、分離、濃縮法を用いたICP-MS分析法よりも分析下限界が大きい。結論として、PWTFに導入すべき分析方法は人工鉱物の分析にも適していると評価されているICP-MSであると判断した。なお、破壊分析では非破壊分析により得られるキー核種の量と非破壊分析では測定が困難な核種の比率を調査することを目的としおり、必ずしも試料全体の核種量を把握することを目的とはしていないとの立場をとっているが、この意味で非破壊分析法の開発が重要な鍵となり得る。
鈴木 弘之; 斉藤 和則*; 大内 義房; 岡本 文敏; 富樫 昭夫
PNC TN8410 90-089, 59 Pages, 1990/10
処分環境下におけるガラス固化体の健全性を評価するため、ガラス固化体浸出液中の極微量元素分析法の開発は、必要不可欠な分析技術開発課題である。従来の分析手法であるICP-発光分光法や原子吸光法は、ppmオーダーの元素分析法として、有効な分析手法であるが、処分技術開発において要求されるppbオーダーの極微量元素濃度分析には、分析感度及び精度の点で、その対応が困難であった。そこで、これらの極微量濃度域をカバーできる分析法として、高周波プラズマ質量分析装置を用いたICPー質量分析法に着目し、検討した。その結果、以下に示す知見が得られた。(1)浸出挙動評価上重要なリチウム、ナトリウム、アルミニウムなど33元素の最適な測定条件を検出し、従来法の1001000倍の検出感度で定量できることを確かめた。(2)上記の測定条件に基づき、模擬ガラス固化体浸出液を分析し、従来法において検出不能であったppbオーダーの極微量元素を有意値として検出した。また、この時の分析精度はほとんどの元素において+ー5%以下であった。(3)実ガラス固化体浸出液の分析に対応するため、イオン化源であるICP部と質量分析部を分離したフード設置型の高周波プラズマ質量分析装置を開発し、本装置がホット試料分析装置として、十分な分析性能を有することを確認した。今後は、ホット試料分析に向けた各種の条件を検討していく計画である。
伊東 秀明*; 鈴木 伸也; 永山 哲也*; 原 邦夫*; 磯崎 和則*; 星野 勝明*; 黒沢 龍一*
PNC TN941 85-27, 206 Pages, 1985/02
「常陽」の1次オーバフロー系統の運転は,昭和51年2月のナトリウム中総合機能試験に始まり,昭和58年8月の100MWt第4サイクル終了までに,約55,000時間の運転実績を得ている。この期間におけるオーバフロー系統の機能は十分に仕様を満足するものであった。一方,オーバフロー系統の戻り配管部への熱衝撃については,これを避けるための運転手法をこれまでに得た種々の知見に基づいて改良し,熱衝撃を完全に避けることができた。しかし,本運転手法は商用電源喪失で原子炉が停止した場合、その再起動に1016時間を要するため,効率的なプラント運用を考慮すれば,短時間で再起動し得る系統設備の改造が必要となろう。▲
