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奥田 英二; 鈴木 寿章; 藤中 秀彰
JAEA-Technology 2013-038, 42 Pages, 2014/01
JAEA-Technology-2013-038.pdf:82.62MB
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害に係るトラブルを一つの契機として、ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内保守・補修技術の開発及び実機適用経験の蓄積を進めている。本作業は、当該トラブルの復旧措置として実施する炉心上部機構交換作業の際に、干渉物となる燃料交換機孔ドアバルブ、旧ホールドダウン軸駆動箱や炉内検査孔(A)ドアバルブを一時撤去するものである。これらは、「常陽」建設以来30年以上据え付けられている設計上交換することが想定されていないバウンダリ構成機器である。本作業を通じ、原子炉容器カバーガス中の放射能濃度が放射線業務従事者の線量限度内に収まることを条件とした原子炉容器での合理的な保守方策を確立した。具体的には、小回転プラグ上面に仮設グリーンハウスを設け、当該雰囲気を負圧とし、原子炉容器カバーガスに不純物混入を防止する手法を開発した。本作業により蓄積された稀少な経験、知見は、ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内保守・補修技術に大きく資するものと期待される。
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。
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。
伊東 秀明; 則次 明広; 鈴木 寿章; 山崎 学; 大川 敏克
サイクル機構技報, (21), p.77 - 97, 2004/00
高速実験炉「常陽」の高度化計画(MK-III計画)に向けて実施してきた、各種運転技術の高度化について述べるとともに、MK-III総合機能試験結果について報告する。
青山 卓史; 鈴木 寿章; 高津戸 裕司; 大和田 敏雄; 大山 信美; 江森 修一
PNC TN9418 97-006, 93 Pages, 1997/12
高速実験炉「常陽」は,昭和52年4月に初臨界に到達以来,20年間の運転を順調に行ってきた。本資料は,この間の運転,保守,照射試験,運転特性試験,放射線管理により達成された技術進展と「常陽」を利用した研究成果を概説し,将来計画(Mk-III)ならびに今後の技術開発の展望について述べる。
青山 卓史; 大和田 敏雄; 鈴木 寿章; 大山 信美; 高津戸 裕司; 江森 修一
動燃技報, (104), p.3 - 93, 1997/12
高速実験炉「常陽」は、昭和52年4月に初臨界に到達以来、20年間の運転を順調に行ってきた。本資料は、この間の運転,保守,照射試験,運転特性試験,放射線管理により達成された技術進展と「常陽」を利用した研究成果を概説し、将来計画(Mk-III)ならびに今後の技術開発の展望について述べる。
鈴木 寿章; 伊東 秀明; 大久保 利行; 田村 政昭
PNC TN9410 95-105, 85 Pages, 1995/05
高速実験炉「常陽」の使用済炉心構成要素は、燃料洗浄設備において付着ナトリウムの蒸気と脱塩水による洗浄が行われる。このとき放射性腐食生成物(Corrosion Product:以下CPという)も同時に除去されて系統内に付着・蓄積する。このCPは放射線源となって燃料洗浄室の空間線量当量率を上昇させ、運転・保守時における作業員の主たる被ばく源となっている。空間線量当量率を下げ、運転・保守時の被ぼく低減を図るため、これまでにも化学除染等を実施してきたものの、機器の間隙部に付着したCPは十分に除去することはできなかった。このような背量のもとに、平成3年度から平成6年度にかけて以下の燃料洗浄設備における被ばく低減対策を実施した。(1)放射線映機化装量(RID)による線源部の確認(2)主要機器の遮蔽体設置(3)ドレン配菅の所整理(4)脱塩水循環系配管の更新(5)アルゴンガス循環系ミストトラップの追加設置(6)アルゴンガス系弁ドレンラインの設置この結果、燃料洗浄設備の主要作業エリアである燃料洗浄機器室(A-212室)でのエリアモニ夕の空間線量当量率は、被ぱく低減対策前の約1/3に低減することができた。本報告書は、これまでに実施した被ばく低減対策の実積とその成果についてまとめたものである。
鈴木 寿章; 伊東 秀明; 江幡 享三*; 久野 修一*
PNC TN9410 91-155, 55 Pages, 1991/04
本報告書は、高速実験炉「常陽」の燃料洗浄設備におけるMK-II炉心移行後の洗浄データをまとめるとともに、洗浄設備の今後の課題について検討したものである。その結果を以下に記す。1)使用済炉心構成要素に付着するナトリウム量は、主として要素の内部構造に依存している。2)洗浄体に付着しているナトリウム量とその洗浄廃液線量当量率には、有意な関係が認められないことから、洗浄廃液中に含有する放射性腐食生成物量は、主として洗浄体の部材表面に付着している放射性腐生成物によって支配されていることがわかった。3)缶詰缶内水に含有するナトリウム量は、洗浄体の種類によって異なっており、最大で約8gであった。4)洗浄設備における脱塩水洗浄時の付着ナトリウム反応速度及び反応量は、洗浄体の種類によって種々であるので、洗浄の効率化を図る上で洗浄体の種類に適した脱塩水洗浄方法を確立していくことが今後の課題となる。
齊藤 隆一; 鈴木 寿章; 川原 啓孝; 礒崎 和則; 長井 秋則
no journal, ,
ナトリウム冷却型高速炉では、原子炉容器内を常時Arガスで封じ、気密を維持した状態にあるとともに、同内部は高温,高線量下にあることから、直接的視認による観察ができない。「常陽」では、従来からカメラ及び耐熱・耐放射線性のファイバースコープを用いた炉内観察方法を開発しており、炉内干渉物にかかわる観察において、これらの観察技術を用いて炉内状況を確認した。観察結果からは、干渉物の同定及び回転プラグの運転可否の判断材料を得ることができ、同観察がナトリウム冷却型高速炉の炉内観察手法として有効であることを確認した。今後、光ファイバーの耐放射線性向上及び劣化回復技術の開発,画像処理技術の向上といった観察技術の高度化を進めてゆく。
今泉 和幸; 齊藤 隆一; 飛田 茂治; 鈴木 寿章
no journal, ,
炉心上部機構(UCS)の下面を観察するため、UCS下面と集合体頂部の間隙約70mmにファイバースコープを挿入する観察装置を開発し、モックアップ試験により観察画像の確認を行った。観察は狭隘部でUCSに近接した位置で実施するため視野が狭いことから、UCS及び集合体頂部を模擬したモックアップを用いて観察画像について確認した。画素数3万のファイバースコープにより、整流格子モックアップを明瞭に確認することができた。また、前方向観察用のファイバースコープを用いて集合体頂部とUCS下面のクリアランスを確認できた。
関根 隆; 高松 操; 内藤 裕之; 前田 茂貴; 鈴木 寿章; 礒崎 和則
no journal, ,
30年以上にわたる「常陽」の運転により放射化したUCSの交換には、遮へい機能を有するキャスクが必要である。本交換作業は格納容器内の限られたスペースで、既設のクレーン等を用いて炉容器上部で実施するため、キャスクは可能な限り軽量化する必要がある。本キャスクの遮へい設計の検討に資するため、炉内線量率分布測定を実施し、UCS表面線量率を評価した。その結果、UCS交換キャスクの遮へい厚をUCS表面線量率の評価結果に基づいて合理化することにより、十分な遮へい性能を確保しつつ、格納容器内で取扱い可能な重量となることを確認した。また、海外炉等においてカバーガス領域の炉内構造物表面にNaが蒸着した事例があることから、UCSの引抜きを阻害するようなNa蒸着の有無を確認するため、回転プラグのUCS貫通孔下端付近をファイバースコープにより観察した結果、UCSの引抜きに影響を与えるNaの蒸着がないことを確認した。
奥田 英二; 藤中 秀彰; 鈴木 寿章; 清水 久*; 近藤 勝美*
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、平成19年に発生した炉内干渉物による燃料交換機能の一部阻害を契機とし、炉心上部機構(UCS)の交換等にかかわる原子炉容器内観察・補修技術開発を進めている。今後実施するUCSの交換に向け、「常陽」では旧UCS引抜き時に干渉する回転プラグ搭載機器を撤去した。これらは設計上交換することを想定しておらず、「常陽」建設以来、30年以上据え付けられているバウンダリ機器もあり、今回の作業により、その健全性等にかかわる知見を得ることができた。
菊池 祐樹; 飛田 茂治; 鈴木 寿章; 川原 啓孝
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則第14条の2に基づき、平成15年4月1日から平成25年3月31日の10年間を評価対象期間として、第2回の定期的な評価(保安活動に関する評価、高経年化に関する評価)を実施し、その結果に基づき平成27年度から平成36年度の10年間の長期保全計画(以下、第2回長期保全計画という。)を策定した。平成15年度から平成25年度の高経年化に関する評価結果を基に、第2回長期保全計画において抽出した経年変化事象は、(1)放射線劣化、(2)腐食、(3)磨耗、侵食、(4)絶縁劣化、(5)一般劣化であり、安全機能上問題となるような経年変化はなかったが、保全計画では、腐食を中心とした定期的な調査を継続し、その調査結果に応じて補修又は更新等を実施していくこととした。本発表では、このうち、補機冷却水設備及び液体廃棄物設備の"2腐食"に関連した保全活動実施状況について報告する。
石丸 卓; 前田 茂貴; 三浦 嘉之; 鈴木 寿章
no journal, ,
使用済燃料貯蔵プールにおける重大事故の一つとして、「サイフォン現象等により使用済燃料貯蔵槽内の水の小規模な喪失が発生し、使用済燃料貯蔵槽の水位の水位が低下する事故」がある。燃料の著しい損傷を防止するにはプール水位確保が必須であり、当該措置は、一般的に、漏えい検出器等と連動したサイフォンブレーカーの設置・作動により達成される。高速実験炉「常陽」の使用済燃料貯蔵プールにおける水冷却浄化設備においても、同様のシステムによりプール水確保が達成されるが、ここでは、その信頼性の更なる向上に資するため、当該設備の配管に受動的サイフォンブレーク機能を付加することを検討した。燃料池水循環配管に「空気吸込管型」及び「空気吸込孔型」の、二通りの受動的サイフォンブレーク機能を付加し、実機を模擬した体系でサイフォンブレーク試験を行った。その結果、いずれの場合もサイフォンブレークを達成できることを確認し、配管破断によって、冷却水の流出が起きた後であっても、プールの液位を使用済燃料頂部から6,000mmを保つことが可能であることから、実機に適用した場合も十分な適用性を有すると評価した。
川上 翔大; 鈴木 寿章; 高橋 強*; 藤中 秀彰; 三浦 嘉之
no journal, ,
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、MK-I,II,III炉心で計52回のサイクル運転を行い、燃料取扱設備において炉心構成要素を約1300体取扱った。しかしながら、第15回施設定期検査(以下、定期検査という)期間中の平成19年(2007年)に発生した炉内干渉物による燃料交換機能の一部阻害とその復旧作業、平成23年(2011年)の東日本大震災及びその後施行された新規制基準への適合に向けた対応により、現在まで10年以上にわたり長期間停止状態が続いている。「常陽」が稼働を開始して以来、現在のように長期間停止したことは無い。このため、サイクル運転を実施していた時と異なる燃料取扱及び貯蔵設備の保守管理が必要となり、長期間停止状態に対応した保守管理の見直しを行った。本発表では、これらの保守管理状況について報告する。
