Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
塩田 祐揮; 工藤 淳貴; 津野 大海; 竹内 遼太郎; 有吉 秀夫; 塩濱 保貴; 浜野 知治; 高木 剛彦; 長沖 吉弘
JAEA-Technology 2023-002, 87 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2023-002.pdf:8.53MB
高速増殖原型炉もんじゅは、2018年から廃止措置に移行し、約30年を経て廃止措置を完了する予定である。なお、廃止措置は4段階に分けて実施する計画である。もんじゅは、原子炉容器及び炉外燃料貯蔵槽(EVST)に多量のナトリウムを保有し、大規模なナトリウム火災との重畳による燃料破損という残留リスクがあった。このため、もんじゅ廃止措置計画の第1段階では約5.5年をかけて「燃料体取出し」作業を実施し、速やかにこれらの燃料体を全て燃料池に貯蔵し残留リスクを排除することとした。燃料体取出し作業では、炉心の燃料体を燃料池に移送し貯蔵することを目的に、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵中の燃料体を洗浄し、燃料池に貯蔵する「燃料体の処理」、炉心にある燃料体を模擬燃料体等と交換し、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵する「燃料体の取出し」を交互に行い、4キャンペーンに分け炉心に存在する燃料体370体と炉外燃料貯蔵槽に貯蔵されている燃料体160体の計530体の燃料体を全て安全かつ計画通りに燃料池への貯蔵を完了した。本報告書は、第1段階での燃料体取出し作業の総括として、作業の進め方、事前の機器・設備点検やリスク評価といった作業前の準備、キャンペーン内での運転や点検等の作業の実績、作業の評価について取り纏めたものである。
矢部 孝則; 村上 牧生; 塩田 祐揮; 磯部 祐太; 塩濱 保貴; 浜野 知治; 高木 剛彦; 長沖 吉弘
JAEA-Technology 2022-002, 66 Pages, 2022/07
JAEA-Technology-2022-002.pdf:10.45MB
高速増殖原型炉もんじゅ廃止措置計画の第一段階では「燃料体取出し作業」を行う。燃料体取出し作業では、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵中の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵する「燃料体の処理」、炉心にある燃料体を模擬燃料体(以下「模擬体」という。)等と交換し炉外燃料貯蔵槽に貯蔵する「燃料体の取出し」を交互に行い、炉心にある370体と炉外燃料貯蔵槽にある160体の燃料体を全て燃料池に貯蔵する。2018年度には、「燃料体の処理」作業を実施し、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵していた86体の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵した。併せて、「燃料体の取出し」に向けて76体の模擬体を炉外燃料貯蔵槽の空ポット内に貯蔵した。2019年度の「燃料体の取出し」作業は、炉心にあった60体の炉心燃料集合体と40体のブランケット燃料集合体を炉心から取出し炉外燃料貯蔵槽に貯蔵し、炉外燃料貯蔵槽にあった模擬体を炉心へ装荷した。その間、24種類、38件の警報・不具合が発生したが、燃料体落下等の重大な事象及び移送機器の機構部分のスティック等の長期停止する可能性がある事象は発生していない。機器の動作・性能の不具合に対しては直接要因を除去し、安全を把握した上で作業を継続できた。
塩田 祐揮; 矢部 孝則; 村上 牧生; 磯部 祐太; 佐藤 方実; 浜野 知治; 高木 剛彦; 長沖 吉弘
JAEA-Technology 2022-001, 117 Pages, 2022/07
JAEA-Technology-2022-001.pdf:25.55MB
もんじゅ廃止措置計画の第一段階では「燃料体取出し作業」を行う。「燃料体取出し作業」では、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵中の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵する「燃料体の処理」、炉心にある燃料体を模擬体等と交換し炉外燃料貯蔵槽に貯蔵する「燃料体の取出し」を交互に行い、炉心にある370体と炉外燃料貯蔵槽にある160体の燃料体を全て燃料池に貯蔵する。「燃料体の処理作業」に用いる燃料取扱設備の自動化運転は約10年ぶりの作業であった。このため、2017年度から作業開始までに設備の点検を行い、作業に先立ち使用済み制御棒等を用いて総合試験、模擬訓練を行った。そのうえで、最初の「燃料体の処理作業」として、2018年度に炉外燃料貯蔵槽にあった86体の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵した。あわせて、「燃料体の取出し」に向けて76体の模擬体を炉外燃料貯蔵槽の空ポット内に貯蔵した。その間、86種類、232件の警報・不具合等が発生したが、何れも燃料体や設備の安全に直ちに影響を及ぼした事象ではなく、燃料体落下等の安全上重要な事象及び移送機器の機構部分のスティック等の長期停止可能性のある事象は発生していない。機器故障は、燃料出入機本体Bグリッパの爪開閉クラッチ破損の1件であるが補修して作業を再開できた。複数回発生したナトリウム化合物の固着や機器の連続使用が直接要因となった機器の動作・性能の状態異常は、直接要因の除去あるいは特別採用した上で作業を継続した。その他、動作のタイムアウト等の系統制御に係る不具合等も多く発生したものの、安全を確保したうえで作業を継続することができた。もんじゅの燃料取扱設備はナトリウム冷却高速炉固有の機能を持つものであり、実燃料体を対象とした連続・継続的な運転は途に就いたばかりである。このため、原理的に完全な発生防止が難しい事象、使用実績が少ないことに起因する事象、システムの最適化が十分でないことに起因する事象を「対策を施したとしても発生する事象」と想定し、その発生頻度を出来る限り抑える対策と工程影響を最小化する復旧策を施すこととした。
伊藤 健司; 近藤 哲緒; 中村 保之; 松野 広樹; 長沖 吉弘; 佐久間 祐一
デコミッショニング技報, (63), p.1 - 26, 2022/05
新型転換炉原型炉ふげんは、平成20年2月に廃止措置計画の認可を受け廃止措置段階に移行した。高速増殖原型炉もんじゅは、平成30年3月に廃止措置計画の認可を受け廃止措置段階に移行した。平成30年4月に敦賀地区の廃止措置業務を統括する敦賀廃止措置実証本部を新設し、ユニークな2つの原子炉の廃止措置を安全かつ着実に進めている。本報告では、「ふげん」及び「もんじゅ」における廃止措置計画の概要及び廃止措置工事等の実施状況について紹介する。
家田 芳明; 小野 清; 根岸 仁; 塩谷 洋樹; 長沖 吉弘; 難波 隆司
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/12
日本原子力研究開発機構は、電気事業者,電力中央研究所,メーカ各社の参画を得て、1999年7月から高速増殖炉サイクルの実用化像を構築するとともに、その技術体系を確立することを目的とした高速増殖炉サイクルの実用化に向けた研究開発を進めている。FaCTのフェーズI(2006-2010年度)では、それ以前のFSで選択した主概念「ナトリウム冷却炉(酸化物燃料),先進湿式法再処理及び簡素化ペレット法燃料製造の組合せ」を対象に、現時点での革新技術の採否判断と原子力委員会が定めた性能目標への達成度の評価を実施した。フェーズIはおおむね順調に進み、技術的には革新技術を工学規模試験により実証する次のフェーズ(FaCTフェーズII)に入ることができる段階にまで達したことを確認した。本ペーパーは、改めて高速増殖炉サイクル開発の意義に触れ、FaCTフェーズIの研究開発成果の概要を中心に述べるとともに、今後の研究開発の方向性をまとめたものである。
長沖 吉弘; 菊地 晋; 一宮 正和
Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10
FBRサイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)が2006年から進められている。本研究では、2015年に実証施設及び実用施設の概念設計を提示するため、FBRサイクルの革新的技術にかかわる設計研究と試験研究が進められている。そして、その成果は2025年からの実証炉の運転開始につなげられる。研究開発は、高い性能を発揮するFBRサイクルに必須の革新的な技術の具体化に向けて、段階的に進められる。2010年までの研究開発の目的は、革新的技術の採否判断である。原子炉の開発を推進するため、プロジェクトのガバナンスが構築された。さらに、幾つかの研究開発は、GNEP, GIF, INPROといった国際協力の枠組みを用いて効率的に進められる。
長沖 吉弘; 名倉 文則; 阪口 友祥; 川崎 弘嗣; 菊地 晋
日本原子力学会誌ATOMO
, 50(9), p.551 - 556, 2008/09
FBRサイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)が2006年から進められている。本研究では、2015年に実証施設及び実用施設の概念設計を提示するため、FBRサイクルの革新的技術にかかわる設計研究と試験研究が進められている。そして、その成果は2025年からの実証炉の運転開始につなげられる。研究開発は、高い性能を発揮するFBRサイクルに必須の革新的な技術の具体化に向けて、段階的に進められる。2010年までの研究開発の目的は、革新的技術の採否判断である。原子炉の開発を推進するため、プロジェクトのガバナンスが構築された。さらに、幾つかの研究開発は、GNEP, GIF, INPROといった国際協力の枠組みを用いて効率的に進められる。
仲井 悟; 青山 卓史; 伊藤 主税; 山本 雅也; 飯島 稔; 長沖 吉弘; 小林 淳子; 小野田 雄一; 大釜 和也; 上羽 智之; et al.
高速実験炉「常陽」臨界30周年記念報告会及び技術講演会, 154 Pages, 2008/06
「常陽」臨界30周年を機に、平成19年6月6日、約600人の参加を得て技術講演会, 記念報告会, 施設見学会等を開催した。技術講演会では、日仏米3か国の原子力開発の現状と今後の高速増殖炉開発における「常陽」への期待が表明された。また、記念報告会では、来賓からご祝辞をいただくとともに、ランドマーク賞授与式、神津カンナ氏の講演、地域との共生への取り組みに関する地元大洗町及び原子力機構の報告などがなされた。
佐賀山 豊; 長沖 吉弘
日本原子力学会誌ATOMO, 50(6), p.363 - 367, 2008/06
日本原子力研究開発機構では、国家基幹技術である高速増殖炉サイクルの主概念であるナトリウム冷却高速炉(酸化物燃料),先進湿式法再処理,簡素化ペレット法燃料製造の組合せの開発に資源を集中し、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)として、その実用化に向けた研究開発を行っている。FaCTプロジェクトでは、2010年に革新的な技術の採否判断を行い、2015年にはFBRサイクルの実用施設及び実証施設の概念設計並びに実用化に至るまでの研究開発計画を提示する。その成果によって2025年に実証炉が運転開始されるよう、国際協力を活用しながらFaCTプロジェクトを効率的,効果的に進めていく。
長沖 吉弘; 中井 良大
原子力eye, 53(1), p.58 - 61, 2007/01
マイナーアクチニド(MA)リサイクルは、従来、高レベル放射性廃棄物として扱ってきたMAを廃棄物から分離し、MOX燃料に加えて高速炉燃料として利用する技術の一つである。本解説では、MAリサイクルの意義,これまでの研究開発の歴史と現状及び技術開発のポイントについて示した。これ以降、MA含有燃料製造技術開発、「常陽」におけるMA含有燃料照射試験及びマイナーアクチニド含有燃料実用化に向けての今後の展開についてシリーズで解説する。
大野 勝巳; 安藤 将人; 小竹 庄司; 長沖 吉弘; 難波 隆司; 加藤 篤志; 中井 良大; 根岸 仁
日本原子力学会誌, 46(10), 685 Pages, 2004/10
高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究への取り組み、フェーズⅡ研究の中間成果および今後の計画などを報告する。具体的には、開発目標の設定、FBR炉システムに関する研究成果、燃料サイクルシステムに関する研究成果、炉と燃料サイクルを組み合わせた概念の検討結果、今後の研究の進め方などについて概説する。
難波 隆司; 長沖 吉弘; 佐賀山 豊
ATALANTE 2004 Advances for future nuclear fuel cyc, 0 Pages, 2004/06
FBRサイクル実用化戦略調査研究において進めている燃料サイクル技術開発のうち、Na冷却高速炉に対応した再処理及び燃料製造のシステム設計や要素技術開発の検討状況を報告する。
難波 隆司; 船坂 英之; 長沖 吉弘; 佐賀山 豊
Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 0 Pages, 2004/00
FBR実用化戦略調査研究フェーズIIの燃料サイクルシステム部分の中間取りまとめの概要を報告する。
中島 靖雄; 船坂 英之; 上塚 敦; 長沖 吉弘
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00
None
小島 久雄; 長沖 吉弘
INMM/ESARDA Workshop, 0 Pages, 2000/00
実用化戦略調査研究のフェーズIでは、幅広い選択肢の中から高速炉サイクルの開発目標(安全性、経済性、核不拡散性、資源有効利用、環境負荷低減)を満足する実用化候補概念を抽出する。燃料サイクルシステムの検討では、これまで中心に据えて開発を進めてきた湿式法(PUREX法)を抜本的に見直すことに加え、新たに乾式再処理等の方式を対象に、その技術的成立性を検討している。この検討では、開発目標に照らし、経済性向上のための簡素化だけでなく、核不拡散の観点からプルトニウムを単独で存在させないシステムを念頭に再処理施設、燃料製造施設に係る技術の評価を行っている。
吉田 昌宏; 長沖 吉弘
PNC TN9410 97-022, 34 Pages, 1997/02
「常陽」では、これまで、出力運転中の過剰反応度変化から燃焼係数(積算出力あたりの燃焼欠損反応度)を求め、解析結果との比較によりその予測精度を評価してきた。しかし、燃焼欠損反応度と核データあるいは中性子束計算精度との関係を詳細に評価するためには、上記方法で得られる炉心全体の特性ではなく、燃料集合体個々の燃焼反応度価値を測定・解析し、その予測精度と集合体の燃焼度や装荷位置の関係を明らかにする必要がある。このため、MK-II炉心を用いて燃焼反応度価値詳細測定試験を行い、個々の集合体の燃焼に伴う反応度の低下を測定した。試験では、燃焼度の異なる燃料集合体の置換反応度を測定することにより、集合体1体毎の燃焼反応度価値を評価した。燃料置換は燃焼初期(集合体平均燃焼度約1GWd/t)と寿命中期(約37GWd/t)及び燃焼初期と寿命末期(約62GWd/t)の2パターントし、測定位置は炉中心(第0列)、燃料領域中間(第2列)及び燃料/反射体境界(第4列)の3箇所とした。本試験により、集合体単位の燃焼反応度価値の燃焼度及び測定位置依存性を明らかにするとともに、運転監視コードシステム(MAGI)による計算結果との比較を行い、炉心管理上の燃焼係数予測精度を詳細に把握した。主な結果を以下に示す。(1)第0列の燃焼反応度測定結果は、燃焼初期から寿命中期までの燃焼で-0.19(%
k/kk')、燃焼末期までの燃焼で-0.28(%k/kk')であった。(2) 燃焼反応度価値の径方向分布は、2つの燃焼パターンでほぼ一致し、第0列で規格化した時、第2列は0.67、第4列は0.28となった。(3)第0列と第2列の燃焼反応度価値の(MAGI)によるC/E値は良く一致し、燃焼初期から寿命中期までの燃焼で1.03
1.05、燃焼末期までの燃焼で0.940.95であった。また、反射体と隣接する第4列のC/E値は他2箇所と比較して57%高くなる傾向が見られた。 C/E値の燃焼度依存性に関しては、現在、測定に用いた燃料集合体のPIEを実施中であり、その結果に基づき詳細な評価を行う予定である。
長沖 吉弘
no journal, ,
もんじゅの廃止措置計画は4つの段階で構成している。第1段階では、初期の不具合対処を行い燃料体取出し作業を順調に進め2020年末に完了する予定である。また、第1段階で2次主冷却系ナトリウムのドレン及びタンク保管を実施する。今後のナトリウム機器解体に向けた種々の準備を実施中である。
長沖 吉弘; 関根 隆
no journal, ,
バックエンドロードマップにしたがい、原子力機構は研究施設の廃止措置を進めている。高速炉であるもんじゅは燃料体取出し作業を進め、常陽は再稼働の準備を行っている。我が国は核燃料サイクルを推進する一方、将来の電源構成は不確かである。このため、戦略的に高速炉の使用済燃料を管理する必要がある。
中下 智博; 谷垣 考則; 長沖 吉弘; 松井 一晃; 林 長宏; 佐藤 健
no journal, ,
高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置計画第2段階の作業のうち、ナトリウム機器の解体準備として2028年度よりナトリウム抜出・搬出を計画している。そのナトリウム抜出・搬出についての検討状況等に関する概要を紹介する。
