Decommissioning of JMTR and study for construction of a new material testing reactor

神永 雅紀; 楠 剛; 土谷 邦彦; 堀 直彦; 那珂 通裕

IAEA-TECDOC-1943, p.45 - 56, 2021/02

https://www.iaea.org/publications/14806/sustainability-and-self-reliance-of-national-nuclear-institutions

JMTRの運転は、2006年8月に点検と見直しを行うために一旦停止され、その後の議論によりJMTRの改修と運転再開が最終的に決定された。改修工事は2007年度から開始され、2011年3月に終了したが、2010年度末(2011年3月)に発生した東日本大震災によりJMTRの再稼働前の機能試験が遅れた。一方、2011年の地震を考慮した安全性評価に基づき、2013年12月18日に原子力規制委員会(NRA)により、試験研究炉に対する新規制基準が定められた。新規制基準では、地震,津波に対する見直し、自然現象の考慮、及び燃料損傷を防止するための設計基準事故を超える事故(BDBA)の考慮が含まれている。新規制基準へ対応するための解析評価は、タイムリーかつ集中的に実施され、原子力規制委員会への設置変更許可申請は2015年3月27日に提出された。申請書提出後、JMTR原子炉建家の耐震性評価は、基準地震動を810gaと仮定して実施した。その結果、原子炉建家及び原子炉プール壁の耐震補強工事が必要であることが判明した。耐震補強に係る検討の結果、耐震補強を行い新規制基準に適合させるためには、少なくとも7年間の補強工事期間と約400億円の費用が必要であることが明らかになった。同時に、当初予定していた年間8運転サイクルといった高稼働率は、高経年化対応が必要なため、期待できないことが明らかになった。このため、原子力機構は2017年4月に発表した施設中長期計画の中で、JMTRを廃止措置施設として位置付けた。その後、文部科学省により設立された研究開発基盤作業部会において国として持つべき研究開発基盤について審議され、2018年4月に原子力機構に対しJMTR後継炉の建設に向けた検討を行うよう提言がなされた。このため、原子力機構は、JMTR後継炉検討委員会を設置し、新たな照射炉の建設に向けた検討を開始した。検討結果は2019年度末までにまとめられる予定である。本報告では、主としてJMTRの廃止措置計画の概要について述べる。

JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修(2017年度)

江口 祥平; 柴田 裕司; 今泉 友見; 永田 寛; 谷本 政隆; 楠 剛

JAEA-Review 2017-032, 26 Pages, 2018/02

JAEA-Review-2017-032.pdf:2.44MB

照射試験炉センターでは、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。本年度の研修は、科学技術振興機構の日本・アジア青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、アジア地域の6か国から10名の若手研究者・技術者が参加し、2017年7月24日から8月4日までの期間で実施した。今回の研修では、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の核特性、原子炉施設の安全管理等に関する講義を行うとともに、シミュレータを用いた運転等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2017年度に実施した研修についてまとめたものである。

照射試験炉シミュレータを活用した教育訓練

江口 祥平; 小池 須美男; 竹本 紀之; 谷本 政隆; 楠 剛

UTNL-R-0492, p.9_1 - 9_8, 2016/03

照射試験炉センターでは、照射試験炉における運転及び照射試験、事故事象等を模擬し、これらに対応した原子炉及び照射設備の運転操作訓練を行えるシミュレータを開発した。JMTRを基本モデルとして設計し、平成24年5月に完成した本シミュレータを活用して、JMTRの運転員を対象とした教育訓練や、国内外の研究者・技術者を対象とした研修での運転実習を実施した。実施後のアンケートでは、実機に近い状況で操作ができる点や実機では不可能な事故事象等の模擬が行える点が評価されており、その有効性が確認されているため、カリキュラムの改善を図りながら、引き続き実施していく計画である。

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成23年度活動報告

綿引 俊介; 花川 裕規; 今泉 友見; 永田 寛; 井手 広史; 小向 文作; 木村 伸明; 宮内 優; 伊藤 正泰; 西方 香緒里; et al.

JAEA-Technology 2013-021, 43 Pages, 2013/07

JAEA-Technology-2013-021.pdf:5.12MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により、その数は減少しているが、原子力発電の導入を計画している国では、原子力人材育成、科学技術の向上、産業利用、軽水炉の安全研究のために、試験研究炉の必要性が高まっている。日本原子力研究開発機構では、平成22年度より試験研究炉設計のための環境整備及び人材育成のため、汎用小型試験研究炉の検討を開始し、平成24年度までに概念検討を行う予定である。平成23年度は、汎用小型試験研究炉の炉心構成の検討、汎用性及び実用性の高い照射設備の検討及びMo製造のためのホットラボ設備の検討を実施した。その結果、炉心構成の検討結果として、照射物を考慮した原子炉の未臨界度及び連続運転時間について確認するとともに自動制御運転中における反応度外乱に対する原子炉の過渡応答について、定格出力運転中の汎用小型試験研究炉は、自動制御運転が十分に可能であることを確認できた。また、照射設備の検討としては、Mo-99のような短半減期ラジオアイソトープの効率的な大量生産の実現が期待できることを確認し、ホットラボ設備の検討においては、Mo製造,RI搬出等を考慮したうえで迅速に試料を配布できるセル・設備を考案した。

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成22年度活動報告(共同研究)

今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.

JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。

Investigation on integrity of JMTR reactor building

大戸 勤; 木村 正; 深作 秋富; 楠 剛

JAEA-Review 2010-066, 22 Pages, 2011/01

JAEA-Review-2010-066.pdf:3.94MB

JMTRの改修は2007年度初頭から2010年度にかけて実施する予定である。JMTR原子炉建家等のコンクリート構造物の健全性調査を改修期間の初期に実施した。本報告は、排気筒,トレンチ,カナル室,フィルターバンクの調査結果及び補修に関するものである。調査項目は、コンクリートの表面劣化,反発度(非破壊強度推定),コア供試体による圧縮強度,中性化深さ,鉄筋腐食,塩分含有量とした。調査の結果、これらコンクリート構造物の健全性が十分に維持されていることが明らかとなった。予防保全の観点から、調査結果に基づき、排気筒,トレンチ,カナル室について、再塗装等の補修を実施した。

Nondestructive testing by three-dimensional X-ray radiography

米川 実; 相沢 静男; 加藤 佳明; 柴田 晃; 中川 哲也; 楠 剛

JAEA-Review 2010-049, 18 Pages, 2010/11

JAEA-Review-2010-049.pdf:2.09MB

材料試験炉(JMTR)のホットラボ施設(JMTR-HL)は、おもにJMTRで照射した照射物を試験するために設置され、1971年から運転を行ってきた。JMTRは2006年8月に、改修のために停止し、2011年より再稼働する計画である。再稼働後のJMTRでは、高燃焼度燃料及び大型試験片の照射試験が計画されている。JMTR-HLは、今後の発電炉の安全性とプラント寿命管理にかかわる技術的価値の高い照射データの要求を満たすため、三次元X線撮影装置をホットセル内に整備した。三次元X線撮影装置は、従来の二次元のものに比べて欠陥形状を、視覚的にかつ細かく観察する利点を有している。三次元X線撮影装置は、CTスキャナ,X線発生部,回転昇降試料台,X線検出器,コリメータ等から構成される。本報告では、三次元X線撮影装置のシステム設計,製作,ホットセルへの設置及び線の影響やX線の透過性能を調べるために、照射済燃料棒やRIを用いたホット性能試験について述べる。この三次元X線撮影装置の整備により、高燃焼度燃料や大型試験片の照射後試験において技術的価値の高いデータを供給することができるようになった。

Conceptual study for the hollow core of a research reactor

米田 政夫; 新居 昌至; 佐川 尚司; 楠 剛

Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2009/10

We carried out conceptual study of a future research reactor focused on a hollow core. The hollow core satisfied both utilizations of neutron beam and irradiation. It was indicated that the hollow core with 40.8cm-by-40.8cm had higher neutron flux in the DO tank by 30% than a square core with 40.8cm-by-40.8cm. The hollow core could achieve almost same flux as a smaller square core with 35.7cm-by-35.7cm. Because there was the peak flux at the furthest point from the core in the DO tank in the case of the hollow core, it was able to obtain more neutrons for neutron irradiation utilization. The hollow core had flat and large (20.4cm-by-20.4cm) irradiation area of fast neutron in the central area. There the fast neutron flux was 7.010 (n/cm/s). There is not a reactor that has such a large irradiation field of fast neutron. Therefore the hollow core is regarded as an attractive research reactor for irradiation field of fast neutron.

Full core burn-up calculation at JRR-3 with MVP-BURN

米田 政夫; 山本 和喜; 楠 剛

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/09

近年、MVP-BURNに代表されるモンテカルロ法を用いた燃焼計算コードの普及が進んでいるが、計算能力の問題から、全炉心モデルに対するモンテカルロ法を用いた燃焼計算はほとんど行われてこなかった。そこで本研究では、研究炉JRR-3に対してMVP-BURNを用いた全炉心燃焼計算を行い、炉心特性を評価した。燃焼計算では、燃焼領域の設定によって計算結果に差異が生じる。本研究では、特に可燃性毒物であるカドミウムワイヤーの径方向の燃焼領域設定、及び燃料の高さ方向の燃焼領域設定に着目した。解析の結果、カドミウムワイヤーの径方向の燃料領域分割を行わない場合、40日目(10GWd/t)まではkを過大評価し、4080日目では過小評価となった。高さ方向の燃焼領域の分割を行わない場合、80日目(20GWd/t)までは分割を行ったモデルとkの値は比較的よく一致したが、それ以降は分割を行わないモデルではkを過大評価となった。また、初期炉心に対する実際の運転データと計算結果を比較した結果、16日目(4GWd/t)におけるkの誤差kは1%以内に納まった。

中性子核変換ドーピングSi半導体(NTD-Si)製造機能拡充のための外部冷却法対応設備の製作(共同研究)

広瀬 彰; 和田 茂; 笹島 文雄; 楠 剛; 亀山 巌*; 会澤 良二*; 菊池 直之*

JAEA-Technology 2006-059, 122 Pages, 2007/01

JAEA-Technology-2006-059.pdf:26.03MB

中性子核変換ドーピングSi半導体(NTD-Si)は高性能のパワーデバイスとしての高品位特性を有しており、最近のハイブリッド車の増産状況等を反映し、その需要が急激に増大するものと見込まれる状況にある。このような需要増大に対応するため、JRR-3を用いたNTD-Si増産の技術的課題の検討が進められている。本書は、その検討の一環として提案されたJRR-3均一照射設備における外部冷却法対応設備の製作に関するものである。JRR-3均一照射設備では、長尺なSiインゴット全体に対し均一に中性子照射を行うためSiインゴットを軸方向に上下反転して2度照射する方式が採用されており、反転作業を人為的に行っている。このため許容線量率を下回るまでの間、Si照射設備内で放射能が減衰するのを待つ必要から長い待機が余儀なくされていた。照射設備の運転稼働率を高めSi生産量の増量を図るためには、待機時間を短縮することが有効と考え、この待機時間を改善する優れた方法として外部冷却法を考案し、今回その製作と実用試験を実施した。この外部冷却法対応設備を有効に活用することにより、増産を見込んでいる。