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大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
竹本 紀之; 板垣 亘; 木村 伸明; 石塚 悦男; 中塚 亨; 堀 直彦; 大岡 誠; 伊藤 治彦
JAEA-Review 2013-063, 34 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-063.pdf:8.46MB
我が国において原子力エネルギーは経済性及びエネルギー保障の観点で重要である。しかし、東京電力福島第一原子力発電所の事故以降、今後の原子力研究者及び技術者の不足が懸念されている。このような中、国立高等専門学校機構では、高等専門学校生を対象とし、原子力施設において実際の体験を含む原子力人材育成研修を行うことを計画した。日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、この計画に協力し、原子力防災・安全を主要テーマにJMTRをはじめとした大洗研究開発センターの原子力施設を活用したインターンシップを実施し、平成23年度から平成25年度まで合計32名の高等専門学校生が参加した。本報告は、平成23年度から3年間に実施した本インターンシップの内容と結果についてまとめたものである。
内藤 裕之; 板垣 亘; 岡崎 義広; 今泉 和幸; 伊藤 主税; 長井 秋則; 北村 了一; 社本 尚樹*; 竹島 由将*
JAEA-Technology 2012-009, 100 Pages, 2012/05
JAEA-Technology-2012-009.pdf:9.89MB
本研究では、高速炉の炉内観察に使用するための耐熱性・耐放射線性に優れたファイバスコープを開発することを目的として、ファイバスコープの構成要素であるイメージファイバとライトガイドファイバの高温環境における耐放射線性向上策の検討と、照射試験によるファイバスコープの構成要素の照射特性の評価を実施した。ファイバの耐放射線性については純粋石英コアのファイバが優れており、不純物によって耐放射線性が左右されることがわかっている。また、光の一部はクラッドを通過するため、クラッドについても耐放射線に優れた材料にする必要がある。そこで、コアをOH基1,000ppm含有の純粋石英,クラッドをフッ素ドープ石英とすることで耐放射線性の向上を目指した。照射試験の結果、コアのOH基含有量を1,000ppmに増加したことで伝送損失の増加につながる照射による新たなプレカーサ生成を抑制できていることが確認できた。クラッドについても、フッ素ドープ石英クラッドは樹脂クラッドより伝送損失増加量や増加速度を大きく改善することができた。本研究の結果、イメージファイバ及びライトガイドファイバのコア材についてはOH基を1,000ppm含有する純粋石英,クラッド材についてはフッ素ドープ石英とし、これらでファイバスコープを構成することより、200
C環境で5
10
Gy照射後でも観察できる見通しが得られた。
中村 勤也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 荒井 康夫; 魚住 浩一*; 土方 孝敏*; 小山 正史*; et al.
日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.245 - 256, 2011/12
「常陽」での照射試験を目的として、金属ウラン,ウラン-プルトニウム合金及び金属ジルコニウムを原料に、U-20Pu-10Zr燃料スラグを射出鋳造法により製造した。いずれの燃料スラグも表面は滑らかであり、合金組成,密度,長さ,直径,不純物濃度も製造仕様を満足した。製造した燃料スラグを、熱ボンド材,熱遮へい体及び要素反射体とともに下部端栓付被覆管に充填してTIG溶接を行い、ナトリウムボンド型金属燃料要素6本を組み立てた。これらの燃料要素は、今後B型照射燃料集合体に組み立てられた後、「常陽」に装荷されて国内で初めてとなる金属燃料の照射試験が実施される予定である。
中村 勤也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 荒井 康夫; 小山 正史*; 板垣 亘; 曽我 知則; et al.
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12
電力中央研究所と原子力機構の共同研究の下で、国内では初めてとなる照射試験用のNaボンド型U-Pu-Zr金属燃料要素を製造した。高速実験炉「常陽」での照射試験は、被覆管最高温度が873K以上の条件における燃料挙動とステンレス鋼被覆管の内面腐食の評価を目的としている。燃料要素1本あたり200mmのU-20wt%-10wt%Zr金属燃料スラグは、U金属,U-Pu合金及びZr金属を原料に用いて、射出鋳造法により製造した。この金属燃料スラグを、ボンドNa及び熱遮へい体や要素反射体などの部材とともに被覆管に挿入したうえで、上下端栓を溶接することにより燃料要素を組立てた。引続きNaボンディングにより、ボンド材のNaを、金属燃料スラグと被覆管の空隙に充填した。製造した6本の金属燃料要素は、検査により製造仕様を満足していることを確認した後、「常陽」の照射装置組立検査施設に運搬された。
板垣 亘; 齊藤 隆一; 今泉 和幸; 長井 秋則; 青山 卓史; 前田 幸基
第14回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.435 - 438, 2009/06
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、高温,高線量下にあることから、原子炉容器内の観察を実施するためには、これらの課題を解決した観察装置の開発が必要である。高速実験炉「常陽」では、燃料集合体頂部までナトリウムレベルを下げ、原子炉容器内にファイバスコープを挿入して、炉内を観察する技術を確立した。この炉内観察を通じて、観察装置の遠隔操作技術や炉内の照明技術,ファイバスコープの放射線照射特性等について知見を得たので、報告する。
板垣 亘; 関根 隆; 今泉 和幸; 前田 茂貴; 芦田 貴志; 高松 操; 長井 秋則; 前田 幸基
Proceedings of 1st International Conference on Advancements in Nuclear Instrumentation, Measurement Methods and their Applications (ANIMMA 2009) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2009/06
高速実験炉「常陽」では、炉内干渉物対策の一環として、ビデオカメラ及びファイバスコープを用いた原子炉容器内観察を実施した。ビデオカメラによる観察では、回転プラグ上にアクリル製の観察窓を取り付け、ビデオカメラと照明を設置した簡易的なシステムによって炉心構成要素頂部を観察し、異物や損傷のないことを確認することができた。また、干渉物と接触した可能性のある炉心上部機構(UCS)の下面を観察するため、炉心構成要素頂部とUCS下面の間隙約70mmにファイバスコープを挿入する観察装置を新規に開発し、UCSの下面を観察した。本装置により、厚さ約0.8mmの整流格子を判別し、UCS下面の状況を把握することができた。さらに、原子炉容器内に検出器を挿入して、炉内の線量率分布及び温度分布を測定し、ファイバスコープの放射線劣化評価や干渉物回収装置の設計等に必要なデータを取得した。一連の炉内観察を通じて得られた原子炉容器内の遠隔操作技術や照明技術,ファイバスコープの放射線照射特性等に関する知見は、ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内検査・補修技術の高度化に資するうえで有用なものである。
高松 操; 板垣 亘; 曽我 知則; 関根 隆; 青山 卓史
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、低除染TRU燃料サイクル技術開発の一環として開発を進めているMA-MOXの照射試験を開始した。MA-MOX照射試験は、(1)燃焼初期の熱的挙動を確認する短期照射試験,(2)高燃焼度での挙動を確認する定常照射に大別される。平成18年度には、上記(1)の短期照射試験の実施を予定している。平成18年5月24日
26日には、燃焼初期の熱的挙動を確認するための短期照射試験を実施し、必要な試験条件を満足する運転を達成した。
板垣 亘; 北村 了一; 山本 雅也; 阿部 和幸
no journal, ,
「常陽」では、照射試験コストの低減,照射開始までの期間短縮等、照射試験の効率化を図ることを目的として、照射リグを再利用して複数回の照射試験で照射するシャトル照射技術の開発を進めてきた。シャトル照射の実施にあたっては、分解・再組立が可能な照射リグの構造設計,遠隔操作・汚染管理を考慮した照射リグ移送ルートの整備,許認可及び品質管理・品質保証の手法の確立が必要となる。「常陽」及びFMFでは、燃料・材料の照射試験を通じて、これらの技術開発を段階的に実施し、照射リグSMIR-27を用いた材料照射試験において、シャトル照射技術を完成させた。SMIR-27照射試験では、照射リグを再利用したことにより、従来の照射試験と比較して、製作コストは約1/3,照射試験の準備期間は約1/2,放射性廃棄物発生量は1/4以下となり、照射試験の効率を大幅に改善することができた。今後、本技術を活用していくことにより、高速炉の燃料・材料開発のみならず、「常陽」の外部利用の拡大にも貢献できる。
板垣 亘; 曽我 知則; 山本 雅也; 関根 隆
no journal, ,
「常陽」では、高速炉の実用化に向けた燃料・材料開発のための照射試験を行っている。これまでの照射試験の成果として、試験燃料で最高燃焼度144GWd/tを達成したほか、燃料溶融限界線出力試験をはじめとする数多くの燃料及び材料の照射試験を実施し、FBR開発のためのデータを蓄積してきた。炉心を高性能化したMK-III炉心では、自己作動型炉停止機構の炉内試験,温度制御型材料照射装置(MARICO)を用いたODS鋼のインパイルクリープ試験,MA含有MOX燃料の照射試験等を実施した。今後は、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)の一環として、高燃焼度燃料の開発を目的としたODS鋼被覆管MOX燃料の照射試験,高い増殖性能が期待されている金属燃料の照射試験,環境負荷低減を目的とした長寿命核分裂生成物(LLFP)核変換の照射試験等を実施する。また、軽水炉等の高速炉開発以外の原子力分野や、広範な科学分野における研究開発にも「常陽」を活用していくため、照射機能をさらに拡大するための研究開発を進めている。
阿部 和幸; 板垣 亘; 前田 宏治; 永峯 剛; 中村 保雄
no journal, ,
「常陽」内側反射体の照射による湾曲を抑制するため、内部構造の改良とコロテーションを実施し、照射後試験でその効果を確認した。
板垣 亘; 青山 卓史
no journal, ,
高速実験炉「常陽」は、1977年のMK-I初臨界後、MK-II炉心への改造、さらにはMK-III改造による照射能力向上を達成し、2007年に初臨界から30年を経過した。現在、「常陽」では、高速増殖炉の実用化に向けた燃料・材料開発のための照射試験を行っており、温度制御型材料照射装置(MARICO)を用いたODS鋼のインパイルクリープ試験,MA含有MOX燃料の照射試験,自己作動型炉停止機構の炉内試験等を実施した。また、核融合材料の照射試験や原子炉ニュートリノ実験等の学術利用も行われている他、軽水炉等の高速炉開発以外の原子力分野や広範な科学分野における研究開発への活用の道を拓くため、照射機能をさらに拡大するための研究開発を進めている。一方、MARICO-2との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害事象が発生しており、本事象の対策を実施していくことにより、ナトリウム冷却高速炉の炉容器内観察・補修技術の開発を推進していく。
板垣 亘; 青山 卓史
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置(MARICO-2)との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害事象が発生している。本事象にかかわる炉容器内観察においては、ナトリウム液位を集合体の頂部レベルまで低下させ、炉容器内に挿入したファイバースコープ等を用いて炉内燃料貯蔵ラック上に突き出たMARICO-2試料部の詳細状況や各集合体の頂部の状況等を確認し、MARICO-2試料部回収装置の設計に必要なデータの取得及びルースパーツの有無の確認等を行った。今後は、MARICO-2駆動部が設置されている炉心上部機構の下面位置まで遠隔でアクセス・観察可能な新たな装置の設計・製作を進め、遠隔操作を含む炉容器内観察技術に関する知見を得るとともに、MARICO-2の回収,補修等の作業を行い、高速炉の炉容器内観察・補修技術の開発を推進する。
青山 卓史; 板垣 亘
no journal, ,
高速実験炉「常陽」は、1977年のMK-I初臨界後、MK-II炉心への改造、さらにはMK-III改造による照射能力向上を達成し、2007年に初臨界から30周年を迎えた。現在「常陽」では、高速増殖炉の実用化に向けた燃料・材料開発のための照射試験を行っており、温度制御型材料照射装置(MARICO)を用いたODS鋼のインパイルクリープ試験,MA含有MOX燃料の照射試験等を実施した。また、核融合材料の照射試験や原子炉ニュートリノ実験等の学術利用も行われているほか、軽水炉等の高速炉開発以外の原子力分野や広範な科学分野における研究開発への道を拓くため、照射機能をさらに拡大するための研究開発を進めている。
板垣 亘; 曽我 知則; 馬場 信一; 両角 勝文; 青山 卓史; 三宅 収
no journal, ,
高速炉を利用した高温照射技術開発の一環として、1000C以上の高温領域で照射温度の測定を可能とする合金溶融型温度モニタの開発を行っている。合金溶融型温度モニタは、融点の異なる複数の合金を容器の中に装填し、金属の溶融による形状変化の痕跡から照射温度を評価するものである。温度モニタの開発にあたっては、多様な照射ニーズに応えるため、幅広い温度領域を網羅する合金を選定し、溶融によって形状変化が生じる温度を正確に把握する必要がある。そこで、700Cから1500Cで溶融する金,銀,パラジウム,銅等の合金を選定し、示差走査熱量測定装置を用いた加熱試験を実施した。その結果、各合金の固相線・液相線温度の実測値と溶融による形状変化の挙動を確認し、有意な形状変化を示さなかった一部の合金を除いては、温度モニタ材として適用できる見通しを得た。
板垣 亘
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、炉内干渉物対策の一環として、ファイバスコープを用いた原子炉容器内の観察や炉心上部機構の下面観察、炉上部からビデオカメラを用いての炉心構成要素頂部観察を実施した。その結果、原子炉容器内の状況を明らかにすることができ、これらの観察技術がナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内検査技術の有効な手法の一つであることを確認した。また、この炉内観察を通じて、観察装置の遠隔操作技術や炉内の照明技術,ファイバスコープの放射線照射特性等について知見を得たので、報告する。
前田 茂貴; 曽我 知則; 板垣 亘; 関根 隆; 青山 卓史
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、高速炉用MA含有MOX燃料開発の一環としてAm含有低密度MOX燃料の高線出力試験を実施した。本報告は、シリーズ発表の1つとして高速実験炉「常陽」での照射試験及び照射条件評価について報告する。照射試験は、プレコンディショニング終了直後の過出力を模擬する出力上昇パターンで実施した。運転訓練シミュレータによる運転手順の確認に加え、炉心特性が類似している試験直前の運転サイクルにおける出力上昇予備試験により、核計装検出器の応答を実験的に把握して本試験を実施した。原子炉出力は、原子炉容器外に設置されている核計装検出器でモニタリングし、その指示値を102MWtにおいて原子炉熱出力に合うように校正した。最大原子炉熱出力は計画125MWtに対して124.8MWtを達成し、計画どおりの照射を行うことができた。照射条件評価では、モンテカルロ計算コードMCNPを用いて燃料ペレットまで詳細に模擬した解析を行い、試験燃料ピンの線出力を求めた。MCNPの計算値を、照射後試験のNd法による燃焼率測定値で補正(C/E=約0.98)し、各要素の最大線出力密度463-476W/cmを得た。
板垣 亘; 伊藤 主税; 前田 茂貴; 山本 雅也
no journal, ,
精度の高い照射試験を行うためには、中性子照射量や照射温度を正確に評価する必要がある。「常陽」では、炉心管理コードシステムHESTIAによりサイクル運転ごとに求めた中性子分布を用いて、輸送計算コードやモンテカルロコードで、炉心周辺部や照射リグ内の中性子束分布を求める。この計算値に対して、多重放射化箔法等の実測データで補正することにより計算誤差を低減する。この手法により「常陽」で実施してきた約90体の照射試験に対して、高い精度で中性子照射量を評価できることを実証している。照射温度については、輸送計算により求めた炉内の
線分布から試料の発熱密度を計算し、冷却材流量から集合体内の冷却材温度分布を求める。冷却材温度を境界条件として、汎用非線形解析コードFINASによりキャプセルの内部構造及び試料配置をモデル化して試料内部の温度分布を計算している。計算による試料温度の精度と信頼性を確認するため、熱膨張差型温度モニタ(TED)を照射リグに装填し、オフラインでの温度測定値を計算値にフィードバックしている。TEDの測定範囲は400-750C、測定精度は
25Cであり、これまで「常陽」において約50体の照射試験の使用実績を有する。
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。
内藤 裕之; 板垣 亘; 伊藤 主税; 岡崎 義広; 長井 秋則; 社本 尚樹*; 竹島 由将*
no journal, ,
高速炉の炉容器内を観察するため耐熱性・耐放射線性に優れた観察装置が必要であり、510Gy/hの照射まで使用可能なファイバスコープを開発している。現状の耐放射線性ファイバスコープは、石英のコア及びクラッドからなるイメージファイバと、石英コアとアクリレート系樹脂クラッドからなるライトガイドファイバから構成されるが、「常陽」炉内観察での使用経験を踏まえ、ライトガイドファイバのクラッドを樹脂から放射線損傷に強い石英へ変更する。また、石英ファイバは近赤外域に吸収ピークがないことから、近赤外線を用いたイメージングを検討する。また、可視光については、光源の光量増加,コアへのOH基添加量増加による伝送損失抑制,撮像素子の感度向上を検討する。コバルト60線源を用いた510Gy/hの線照射試験により、ライトガイドファイバの材質変更による改善効果を確認した。また、近赤外線のイメージファイバ透過光量の損失もほとんどなく、光源,カメラ等の赤外線イメージングデバイスの選定や赤外線による発熱対策等を検討していく。可視域についても検討を進め、高速炉の炉内観察技術の高度化を目指す。
