Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
大田 克; 宇敷 洋*; 前田 茂貴; 川原 啓孝; 高松 操; 小林 哲彦; 菊池 祐樹; 飛田 茂治; 長井 秋則
JAEA-Technology 2015-026, 180 Pages, 2015/11
JAEA-Technology-2015-026.pdf:79.87MB
高速実験炉「常陽」では、平成19年(2007年)に発生した「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」に係る復旧作業の一環として、平成26年(2014年)5月から12月に、炉心上部機構の交換作業を実施した。新たに使用する炉心上部機構の設計・製作は、平成20年(2008年)に開始し、約6年の期間を必要としたが、平成26年(2014年)11月21日に、当該炉心上部機構は所定の位置に設置された。本報告書では、炉心上部機構の設計・製作に係る主な成果を示す。
今泉 和幸; 齊藤 隆一; 飛田 茂治; 長井 秋則; 北村 了一; 岡崎 義広
JAEA-Technology 2012-027, 49 Pages, 2012/08
JAEA-Technology-2012-027.pdf:7.07MB
原子炉容器内観察技術は、供用期間中の原子炉の安全性及び健全性を確認する技術として重要な役割が期待されている。一方で、ナトリウム冷却型高速炉にあっては、観察装置等を高温・高放射線・ナトリウム環境といった過酷な条件で使用することから、当該技術の信頼性を担保するために、実機環境下で機能確認することが重要である。「常陽」では、第15回定期検査時に発生したトラブルの原因究明を一つの契機とし、以下の観察技術を新たに開発し、実機に適用した。(1)回転プラグ貫通孔上のアクリルプレートに設置したビデオカメラを用いた集合体等頂部観察技術。(2)遠隔操作装置により狭隘部に挿入した耐放射線ファイバスコープを用いた炉心上部機構下面観察技術。本技術開発を通じて、原子炉容器内観察にかかわる装置設計・作業手順策定等にかかわる経験を蓄積するとともに、照明・放射線の影響や画像拡張処理技術にかかわる基礎データを拡充し今後の原子炉容器内観察技術に資することができた。
清水 俊二; 飛田 茂治; 飛田 剛志; 青木 新太郎*
UTNL-R-0477, p.11_1 - 11_8, 2011/08
高速実験炉「常陽」の冷却水系統は、昭和52年に運用が開始され、約35年が経過している。この間、ポンプ、ブロワ等の動的機器、熱交換機等の静的機器については、定期的な開放点検を行い、摩耗及び腐食状況を確認し、予防保全の観点から部品交換又は機器本体の更新によって維持管理してきた。冷却水配管については、高経年化における評価として肉厚調査を実施していた。本調査を通じ、屋外配管のサポート部の外部腐食と常時水に満たされていないディーゼル系の内部腐食の速度が比較的速いことがわかっていたこともあり、計画的に腐食調査を実施してきた。これまでの調査の結果、ディーゼル系冷却水系統のうち、屋外配管の外部腐食及びオーバフロー配管の内部腐食が著しいことを確認した。空調系冷却水配管は、外部腐食が見られたものの、肉厚測定から健全であることを確認した。本調査を踏まえ、外部腐食及び内部腐食の著しいディーゼル系冷却水配管を更新した。更新にあたっては、水環境での腐食に対して有効とされる亜鉛メッキ配管を採用し、屋外配管においては、外部腐食を防止するため、保温材の継ぎ目にシール材を塗布し、雨水侵入を防止する対策を行った。本稿は、冷却水系統の腐食調査及び腐食対策について報告するものである。
舟木 功; 飛田 茂治; 長井 秋則; 西野 一成
日本保全学会第7回学術講演会要旨集, p.263 - 266, 2010/07
高速実験炉「常陽」において、非常用ディーゼル発電機の無負荷による短時間試運転を週1回の頻度で30年以上に渡り実施してきた。このため、発生した不燃性ガス中のカーボン粒子の蓄積が原因による、クランクシャフト用軸受の磨耗を確認した。よって、非常用ディーゼル発電機の保守計画を変更した。
飛田 茂治; 西野 一成; 住野 公造; 小川 徹
UTNL-R-0453, p.2_1 - 2_10, 2006/03
「常陽」では、試験炉規則第14条の2に定められた原子炉施設の定期的な評価に基づき、昭和50年4月24日(保安規定認可日)
平成15年3月31日を対象に高経年化に関する評価を実施した。高経年化に関する評価では、ナトリウム冷却型高速炉である高速実験炉「常陽」の特徴を踏まえつつ、考えられる経年変化事象を抽出した後、これらの代表となるべき評価対象機器を選定し、これまでの点検結果、改造・取替工事での経年変化に対する観察結果,測定データ,補修・交換の実績調査を行い、現状の保全活動が適切であるかを評価した。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)熱時効、(5)クリープ・疲労、(6)応力腐食割れ、(7)絶縁劣化、(8)一般劣化であり、経年変化に対する実績を調査した結果、「常陽」において問題となる経年変化事象は、定期的に分解点検を実施する際に交換する部品等の一般劣化を除けば、放射線劣化,冷却水及び大気環境による材料の腐食,絶縁劣化にほぼ集約でき、安全機能上問題となるような経年変化傾向はなかったものの、腐食を中心とした定期的な監視,一部機器・部品等の計画的な更新等を行っていく必要があると評価した。評価結果を受けて抽出した経年変化事象に対して、平成17年度から平成26年度(10か年)までの長期保全計画を策定した。ここでは、冷却水環境の腐食対策として、これまでの点検結果及び長期保全計画に基づき、最近実施した遮蔽コンクリート冷却器及び1次Na純化用コールドトラップ冷却器の更新について報告する。
飛田 茂治; 河井 雅史; 米川 満; 星野 勝明; 伊藤 芳雄; 大久保 利行; 田村 政昭
PNC TN9410 94-094, 69 Pages, 1994/03
制御棒操作ガイドシステム(以下、ロッドガイダーという。)開発の最終ステップとして、マンマシンインターフェイス機能の改善を図る目的で、平成3年よりCRT画面の日本語表示化、音声ガイド機能の追加、及び出力調整モードでの制御棒操作量の予測精度向上機能の追加を実施した。これらの機能を追加したことにより、ロッドガイダーは期待通りの以下の成果を挙げ、開発業務を終了した。(1)CRT画面を日本語表示にしたことで、マンマシンインターフェイス機能が向上した。(2)音声ガイド機能を追加したことで、ガイド内容を見落とすことがなくなり運転信頼性、安全性の向上及び運手員の負担軽減に寄与できた。(3)原子炉運転操作マニュアルに記載されている操作内容の全てを取り込んだことにより、原子炉運転操作マニュアルと同等の機能となり、更にタイムリーな音声ガイドを行う事で運転経験の浅い運転員でも熟練運転員と同等の操作が可能となった。(4)これまでの炉心反応度計算手法に加え、過去5回の出力調整実績をフィードバックさせる予測機能を追加したことで、定時の出力調整時の予測操作量が実操作量に対して
0.2mm以下の精度を達成することができた。
佐藤 聡*; 神田 一郎*; 甲高 義則; 大和田 敏雄*; 飛田 茂治; 則次 明広*; 寺門 嗣夫
PNC TN9520 89-024, 208 Pages, 1989/03
高速実験炉「常陽」における無停電電源喪失事故時の処置方法について,異常時処理マニュアルを作成した。昭和61年11月に提出された実験炉部原子炉第一課「EPO改訂に関する最終答甲書」を参考として,昭和63年度から作成を開始し,無停電電源喪失事故のうち,最も起こりうる可能性の高い内容について,昭和63年度分として完成した。作成した項目は以下に示すものである。1.交流無停電電源設備(6C,6Dインバータ)故障 2.直流無停電電源設備(7C,7D整流装置)故障 本報告書は,作成にあたっての基本的な考え方,方向付,作成手順を含めた結果と,それに基づいて作成した異常時処置マニュアルの操作概要についてまとめたものである。なお本報告書の参考資料として「無停電電源設備の負荷リスト」を添付した。
川部 浩康*; 飛田 茂治; 軽部 浩二*; 中村 正人*; 村上 隆典*; 竹内 徹*; 伊吹 正和*
PNC TN9410 89-182, 381 Pages, 1989/03
本報告書は,実験炉「常陽」第7回定期検査期間中の昭和63年9月26日から10月2日,昭和63年10月19日から10月29日,11月14日から11月20日の3回に分けて実施した電源設備走期点検時のプラント操作及び経験,更に今後電源設備点検を実施する場合に考慮すべき項目等についてまとめたものである。今回の電源設備点検は,受電設備(常陽変電所),一般系電源設備A系,非常系電源設備C系,無停電電源設備の整流装置・インバータ・負荷電圧補償装置について行った。このうち,常陽変電所については,9月28日から10月2日にかけて屋外キュービクルの更新工事が行われたため,工事期間中の一般系電源は,常陽バックアップライン(昭和63年2月設置)から給電された。電源設備の点検は,1次・2次主冷却系にナトリウムを充填したまま炉心崩壊熱を主冷却系で除熱する状態と,ナトリウムをGL―7500mmまでドレンして炉心崩壊熱除去及び予熱を予熱N/2ガス系で行う状態で実施した。点検前後のプラント操作及び電源操作は,運転員が行い,操作時は運管Gr及び2課点検担当者が立ち会う体制で実施した。今回の電源設備定期点検を通して,常陽バックアップラインヘの一般系電源切替え,復旧操作及び受電期間中の負荷制限対策など新たな経験と知見を得ることができた。また,プラント操作の面では,1CM/C点検に伴う2HCP/C母線連絡の際,2HDP/Cの遮断器が過電流によりトリップしたが,負荷容量を低減することにより対応した。更に,7S電源特殊受電復旧時7S電源のトリップ等を経験したが,運転員の迅速なプラント対応操作によりプラントに悪影響を及ぼすこともなく,第7回電源設備定期点検は,無事予定通り終了した。
則次 明宏*; 飛田 茂治; 神田 一郎*
PNC TN9410 89-181, 32 Pages, 1989/03
本報告書は第6回定期検査時に、2次主冷却系予熱ヒータ制御装置の改造が行われたことに伴い、制御方式別(ゾーン制御方式、ポイント制御方式)の運転特性について、比較調査した結果をまとめたものである。本調査で得られた主な知見は次の通りである。(1)従来のゾーン制御方式に比べ、主冷却器入口Na温度を代表温度として制御するポイント制御方式は、系統Naの温度変化が殆どなく安定した温度制御を行うことができる。厳しい温度条件が要求される試験条件の設定時(臨界点確認試験等)には有効な制御方式である。(2)ポイント制御方式選択時においては、ヒータのON-OFF動作回数が増加し、特に目標温度1
C程度の著しい温度制御を要求した場合には、ヒータ用電磁接触器の開閉負担が大きくなる。(3)系統Na温度の昇温特性は、ゾーン制御方式に比べポイント制御方式の方が昇温率は大きくなる。プラント工程上、短時間に系統Na温度を上昇させたい場合には有効である。(4)Na充填・ドレンモード(系統Na温度200C)において、ゾーン制御方式では、系統Na温度は制御設定温度20010Cの上限側約210Cで安定するが、ポイント方式では、ほぼ制御温度設定に近い199Cで一定になるこの約10Cの温度差分、系統放熱量等が減少しポイント制御方式の消費電力が少なくなり、省エネ運転が可能となる。(5)以上の結果をふまえ、通常はゾーン制御方式、試験など特殊な場合にポイント制御方式を制御選択するのが妥当であると考えられる。
佐藤 聡*; 甲高 義則; 飛田 茂治; 則次 明広*; 寺門 嗣夫; 川部 浩康*; 陣内 政典*
PNC TN9410 89-038, 75 Pages, 1989/03
本報告書は、昭和52年4月初臨界を達成して以来、順調に運転を継続している高速実験炉「常陽」の電源設備の運転経験についてまとめたものであり、昭和63年12月31日までに得られた主な結果は下記のとおりである。(1)「常陽」建設以来の昭和48年10月から昭和63年12月31日までに使用した電力量は、371,290,600kWHである。(2)原子炉の状態別による平均電力は、次のとおりである。1.原子炉運転中約4,460kW 2.原子炉停止中約3,350kW 3.原子炉定検中約3,000kW(3)外部商用電源喪失は計10回あった。その内訳は、原子炉運転中に8回、原子炉停止中、定検中各1回である。
永井 昌幸*; 高須 宏雄*; 佐藤 聡*; 飛田 茂治; 則次 明広*; 川部 浩康*; 寺内 嗣夫*
PNC TN9410 88-023, 41 Pages, 1988/02
本報告書は、昭和52年の初臨界以来、順調に運転継続されている高速実験炉「常陽」における核計装設備の運転・保守履歴についてまとめたものであり、昭和61年までに得られた主な成果は下記のとおりである。(1)中性子検出器の最大照射量は、核分裂計数管で5.30
10E17nvt、ガンマ線補償型電離箱で9.3010E16nvtである。(2)起動系及び中間系の核分裂計数管5体の内、4体は、動燃事業団も参画して開発された国産検出器に交換され運転中である。(3)起動系、中間系、出力系の3系統で構成される核計装設備は、1デケイド以上のオーバラップ特性を有し良好である。
高松 操; 飛田 茂治; 関根 隆; 北村 了一; 青山 卓史
no journal, ,
高速実験炉「常陽」の照射機能拡大方策の検討の一環として、原子炉出力一定の運転状態において、照射試料を炉心内で上下駆動させる試料可動型照射装置を検討した。これにより、原子炉出力を変えることなく、軸方向の中性子束勾配を利用して燃料材料の線出力・照射量の過渡試験や周期的な変動試験を実現できる見通しを得た。
伊東 秀明; 長井 秋則; 飛田 茂治; 芦田 貴志; 皆藤 泰昭; 片桐 源一*; 児玉 健光*; 吉村 哲治*
no journal, ,
ナトリウム冷却型高速炉の炉内補修技術開発の一環として、「常陽」の炉心上部機構の下面の状況を遠隔で観察する装置と、変形したMARICO-2の試料部の回収方法を検討した。UCS下面観察装置は、カバーガスバウンダリを維持した状態で炉内検査孔からファイバースコープを下方に挿入し、目的位置まで導けるように、その先端を炉外から遠隔で屈折・回転駆動できる構造とした。干渉物の回収は、把持機構を炉容器内の干渉物位置まで挿入し、可動するバケットで折れ曲がった干渉物を爪で挟んで集合体移送用ポットと一緒に把持して炉内から引き抜く構造とした。
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。
今泉 和幸; 飛田 茂治; 齊藤 隆一; 片桐 源一*; 相澤 秀之*; 柳沼 禎浩*
no journal, ,
新たに開発・製作したUCS下面観察装置について、UCS下面モックアップ等を使用して動作試験を実施した。UCS下面観察装置は、ナトリウム冷却型高速炉のカバーガスバウンダリを維持した状態で炉内検査孔から挿入する。ファイバースコープを内包したUCS下面観察装置の先端は、炉外から遠隔・手動で屈折・回転駆動することで、UCSと集合体頂部の隙間に横方向からアクセスして、下面から上方向にUCSを観察するものである。確実な観察操作に向けて、ファイバースコープを観察装置に安全に組込み・解体する方法や、観察装置の集合体頂部への着座や集合体頂部に段差があった場合の回避方法等について、モックアップ試験を通して調査・検討を行った。
西野 一成; 長井 秋則; 飛田 茂治
no journal, ,
高速実験炉「常陽」の非常用ディーゼル発電機は、昭和52年に運用を開始して以来、定期的な保守点検によって維持管理されてきた。近年、経年劣化によって、磨耗,腐食,電気劣化が進行し、高経年化対策として予防保全と補修を実施している。定期点検では、各部品の目視点検,摺動部の寸法測定,絶縁抵抗測定によってディーゼル発電機の健全性を確認している。発電機については、経年劣化による絶縁低下が確認され、絶縁回復処理(過去2回実施)での対応が限界にきているため、来年度、設置以来初めて巻線交換を実施することとした。また、平成20年の第15回施設定期検査において、ディーゼル機関のクランク軸の主軸受に磨耗を確認し、軸受メタルの交換やクランク軸の補修等を行った。磨耗の原因は、設置以来、長年にわたって軸受メタルの摺動面に未燃焼ガスのカーボン系異物が埋没し、主軸受部の潤滑性を阻害したものと考えられたため、これを踏まえて運用変更,監視強化などの対策を行った。本稿は、非常用ディーゼル発電機の長年に渡る保守経験と高経年化対策について紹介するものである。
今泉 和幸; 齊藤 隆一; 飛田 茂治; 長井 秋則
no journal, ,
ナトリウム冷却型高速炉においては、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、直接的視認による原子炉容器内の観察ができない。「常陽」において、実績のある炉上部からのカメラによる観察及び炉内観察装置(ファイバスコープ方式)の技術を用いて、平成19年8月11月にかけて炉内干渉物に関する原子炉容器内観察を行った。その結果、炉容器内の干渉物が計測線付実験装置であること及び集合体頂部等に異物や損傷がないことを確認した。また、干渉物と接触した炉心上部機構(以下、「UCS」という。)下面の状態を確認するため、UCS下面と集合体頂部の隙間約70mmの狭隘部にファイバスコープを挿入し、UCSを下面から上方向に観察する装置(UCS下面観察装置)を開発し、観察を行った。その結果、明瞭な画像が取得でき、UCS下面に設置されている厚さ0.8mmの整流板及び熱電対の状況を確認することができた。これらの観察方法を用いることにより、「常陽」における炉内状況を詳細に観察することができた。
大田 克; 伊藤 裕道; 宇敷 洋; 吉原 静也; 飛田 茂治; 川原 啓孝; 原 正秀*; 岡崎 弘祥*; 田中 淳也*; 立野 高寛*
no journal, ,
高速実験炉「常陽」における炉心上部機構(UCS)交換作業は、世界的にも例の少ない大型炉内構造物の補修作業である。UCS交換作業は、(1)旧UCS引抜・収納・保管作業及び(2)新UCS装荷作業に大別される。これらの作業では、ビニルバッグ/ガイド筒/ドアバルブ/キャスクによりバウンダリを構成した上で、ネジジャッキシステムの開発成果を踏まえて、設計・製作したワイヤジャッキシステム(3点支持構造)により旧UCS引抜/新UCS装荷を実施した。平成26年5月22日6月4日に旧UCS引抜・収納・保管作業を実施し、MARICO-2試料部回収作業終了後の11月21日に新UCSの装荷を完了した。12月1215日に新UCSの据付状況(リークチェック等)を確認し、12月17日に後片付けを含めた全て作業を終了した。本作業により得られた知見は、今後のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の開発に大きく資するものと考えている。
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。