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論文

Development of high-performance monitoring system under severe accident condition

武内 伴照; 土谷 邦彦; 駒野目 裕久*; 三浦 邦明*; 石原 正博

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

福島第一原子力発電所事故後の平成23年6月に取りまとめられた日本国政府報告書において、「原子炉及び格納容器などの計装系の強化」が教訓として挙げられている。これを踏まえて、平成24年11月に耐放射線性カメラ、耐放射線性を有する水中無線伝送システム及び高温用計測線を組み合わせた過酷事故時における原子力プラント監視システムの研究開発を開始した。過酷事故時に想定される放射線環境や温度、雰囲気や水中環境等の要求仕様を満たす要素技術開発は平成26年度までに概ね完了し、現在、試作システムの構築とともに評価試験を実施し、システムの特性を取得している。今後、実用化に向けて監視システムの基本仕様や使用限界条件等の情報をユーザに提供すべく評価試験結果のとりまとめを行う。

論文

過酷事故環境用高温型MIケーブルの開発

三浦 邦明*; 柴田 裕司; 鬼澤 達也*; 中野 寛子; 武野 尚文*; 武内 伴照; 土谷 邦彦

日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.387 - 390, 2016/07

過酷事故時においても原子炉の状態を監視するための軽水炉安全対策高度化の一環として、高い耐熱性と耐放射線性を有する高温型MIケーブルの開発を行っている。このMIケーブルの開発に際しては、金属シース材としてSUS316及びNCF600、絶縁材には高純度のAl$$_{2}$$O$$_{3}$$及びMgOを選定し、K型熱電対型及び電流-電圧線型MIケーブルを開発した。開発した高温型MIケーブルに対し、金属シース材について、過酷事故時を想定した環境における酸化特性や被毒性を調べ耐久性を評価した。また、高温加熱試験を行い、その電気的特性(絶縁特性、導通特性など)を評価した。これらの結果、過酷環境においても使用可能なMIケーブルの見通しを得た。

論文

特殊環境下で使用可能な監視システム高度化開発の現状

土谷 邦彦; 武内 伴照; 駒野目 裕久*; 三浦 邦明*; 荒木 政則; 石原 正博

日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.375 - 378, 2016/07

2015年、軽水炉安全技術・人材ロードマップが取りまとめられ、システム・機器・構造の信頼性向上と高度化に係る取組の重要性が指摘された。この中で、原子力発電所でシビアアクシデントが発生した際に、事象進展を迅速かつ的確に把握するため、プラント状態を監視し、状況を確認するための能力の向上を図ることが重要課題として挙げられている。本報告は、資源エネルギー庁の電用原子炉等安全対策高度化技術基盤整備事業「特殊環境下で使用可能な監視システム高度化」の一環として、低照度条件でも高解像度での撮影が可能な耐放射線性カメラ及び原子炉情報伝送システム(水中でも確実に信号を伝送できる無線システム及び過酷環境下における確実に炉内のデータを伝送できる計測線)の高度化に向けた技術基盤開発の現状についてまとめたものである。

報告書

ヒータ付熱電対型水位計の開発

柴田 晃; 三浦 邦明*; 武内 伴照; 大塚 紀彰; 中村 仁一; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2013-024, 21 Pages, 2013/10

JAEA-Technology-2013-024.pdf:12.62MB

東京電力福島第一原子力発電所の事故においては、全電源喪失により、原子炉圧力容器内水位及び使用済燃料プールの水位が測定できなくなり、事故対策及び事故後の状況の把握に大きな困難をもたらした。このため、全電源喪失時にも、小電力で作動可能な信頼性の高い水位計の開発を行った。既存の水位計を調査し、小電力作動する信頼性の高い水位計の設計と試作を行った。また、試作した水位計を用いて、性能評価試験を行い、常温から95$$^{circ}$$Cの水温範囲において$$pm$$20mmの精度で水位を測定できることを確認した。この結果、新型水位計を使用済燃料プールや過酷事象時の原子炉圧力容器の水位計として使用する見通しを得た。

論文

Development of instruments for improved safety measure for LWRs

武内 伴照; 柴田 晃; 永田 寛; 三浦 邦明*; 佐野 忠史*; 木村 伸明; 大塚 紀彰; 斎藤 隆; 中村 仁一; 土谷 邦彦

Proceedings of 5th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-5) (Internet), 8 Pages, 2012/10

既存軽水炉において、炉内計装システムは原子炉運転及び停止状況を把握するために必要不可欠である。しかし、福島第一原子力発電所における過酷事故時、これらのシステムは十分には機能しなかった。このため、JMTRにおける炉内計測技術及び照射実績をもとに、過酷事故の進展を未然に防ぐための原子炉計装システムの開発に着手した。対象は、$$gamma$$発熱を利用した水位計、自己出力型$$gamma$$線検出器、水素濃度計、及びチェレンコフ光を利用した炉内情報の可視化・定量化システムである。これらの計装機器の設計や目標仕様及び開発状況や炉外・炉内性能実証試験の概要について述べる。

論文

Development of reactor water level sensor for extreme conditions

三浦 邦明*; 柴田 晃; 中村 仁一; 小笠原 俊彦*; 斎藤 隆; 土谷 邦彦

JAEA-Conf 2011-003, p.193 - 195, 2012/03

福島第一原子力発電所事故において、使用済み燃料プールの水位を容易に測定することができなかったことは、事故を深刻化させた要因の一つである。一般的に、原子炉の炉内水位計には差圧式水位計が用いられているが、スリーマイル事故以降、異なる作動方式の水位計の必要性が指摘されていた。これを受け、BICOTHタイプ及びTRICOTHタイプの差動熱電対を利用した水位計は開発されたが、形状や必要電力の問題から一般の原子炉では採用されなかった。本研究では、熱電対とヒーターを用いた新型水位計を開発し、その性能試験結果により、正確に水位を測定可能であることを明らかにした。

報告書

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$$sim$$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。

論文

Lead-bismuth eutectic compatibility with materials in the concept of spallation target for ADS

菊地 賢司; 斎藤 滋; 倉田 有司; 二川 正敏; 佐々 敏信; 大井川 宏之; 若井 栄一; 梅野 誠*; 水林 博*; 三浦 邦明*

JSME International Journal, Series B, 47(2), p.332 - 339, 2004/05

加速器駆動システム(ADS)による核破砕中性子源ターゲットと未臨界炉冷却材を鉛ビスマス共晶合金を用いて構築するための技術開発として配管及び機械要素の材料と鉛ビスマスの両立性,鉛ビスマスの制御性を調べた。その結果、オーステナイトステンレス鋼受け入れ材の腐食量は3000時間当たり最大0.1mmだが、あらかじめ表面を研磨すれば腐食量を減らせること、鉛ビスマスの温度制御は安定だが、流量制御は不安定であることがわかった。不安定の主な原因は、溶解度差による高温部から低温部への質量移行で低温部に析出する物質がフェライトとなって電磁ポンプの磁場中流路に鉛ビスマスと一緒に残存することであった。対策は流路幅を広げれば良い。

論文

Corrosion-erosion test of SS316 in flowing Pb-Bi

菊地 賢司; 倉田 有司; 斎藤 滋; 二川 正敏; 佐々 敏信; 大井川 宏之; 若井 栄一; 三浦 邦明*

Journal of Nuclear Materials, 318(1-3), p.348 - 354, 2003/05

 被引用回数:25 パーセンタイル:14.02

流動鉛ビスマス条件で、オーステナイト・ステンレス鋼の腐食試験を3000時間実施した。試験材はSS316は外径13.8mmの管であり、最高温度450$$^{circ}$$C,温度差50$$^{circ}$$C,流速1m/sである。試験後、管を切断し、光学顕微鏡、SEM,EDX,WDX,X線回折により分析した。鉛ビスマスはドレン後も、配管内部に付着していた。流動条件下での腐食量は0.1mm/3000時間であり、内面は凹凸が激しい。高温から低温部に質量の移行が観察され、低温部にはFe-Crの結晶粒が析出していた。粒径は0.1$$sim$$0.2mmであり、化学組成は鉄:クロムが9:1であった。これらの結果は、静的な腐食試験では観察されず、流動試験で始めて見出された。

論文

流動鉛ビスマス条件下におけるSS316のコロージョン・エロージョン特性

菊地 賢司; 倉田 有司; 斎藤 滋; 二川 正敏; 佐々 敏信; 大井川 宏之; 三浦 邦明*

日本機械学会2002年度年次大会講演論文集, p.273 - 274, 2002/09

加速器と未臨界炉を組み合わせた核変換実験装置では、核破砕ターゲットとして鉛ビスマスを用いる。高温で流動する鉛ビスマスの循環試験を3000時間実施し、オーステナイトステンレス鋼SS316のコロージョン・エロージョン特性を研究した。その結果、SS316材の腐食量は0.1mm/3000時間,Cr-Feの結晶粒が循環ループ内の低温部に析出することがわかった。試験温度は高温部で、450$$^{circ}$$C,低温部で400$$^{circ}$$C流速は1m/sである。鉛ビスマスは4NのArガスで封入し、酸素濃度は積極的に制御していない。

口頭

新型酸素プローブの流動鉛ビスマス中における出力試験

菊地 賢司; 手塚 正雄*; 斎藤 滋; 鬼澤 達也*; 阿部 勇治*; 三浦 邦明*

no journal, , 

鉛ビスマス中の酸素濃度を測定する固体電解質酸素計を開発した。従来センサーとの違いは、酸化鉄を参照極としたこと、カセット型で配管の一部として取り付け可能な構造としたこと、測定温度を400$$^{circ}$$C以下としたことである。原子力機構の鉛ビスマス腐食ループJLBL-1に設置し、高純度アルゴンガスをカバーガスとして、約8000時間の出力試験を行った。その結果、酸素濃度は1E-5から1E-2wppmと評価された。

口頭

Conceptual design of next generation MTR

永田 寛; 山浦 高幸; 那珂 通裕; 川又 一夫; 出雲 寛互; 堀 直彦; 長尾 美春; 楠 剛; 神永 雅紀; 小森 芳廣; et al.

no journal, , 

原子力機構では、今後、発電用原子炉を導入する国に向けた汎用小型試験研究炉の概念検討を2010年から開始した。この概念検討にかかわる基本設計としては、板状の燃料要素でプール型による熱出力10MW級の試験研究炉を想定した。また、この概念検討では、安全性の高い施設であること、経済性に優れた設計であること、高い稼働率が達成できること並びに高度な照射利用ができることを目標としている。検討結果として、燃料要素16本と制御要素4本を配置した炉心において、最大高速中性子束は7.6E+17n/m$$^{2}$$/sであった。また、原子炉入口圧力が0.15MPa、原子炉入口流量が1200m$$^{3}$$/s、原子炉入口温度が40$$^{circ}$$Cの場合、DNBRは4.2であり、定格出力の運転状態としては、この炉心は十分な余裕があることがわかった。今後は、より詳細な炉心の核設計及び熱水力設計を行うとともに、冷却系統,照射設備及びホットラボ設備等の概念設計を行い、動特性評価及び安全評価に着手する予定である。

口頭

Pbエミッタを用いた自己出力型$$gamma$$線検出器の出力校正試験

大塚 紀彰; 武内 伴照; 柴田 晃; 永田 寛; 土谷 邦彦; 三浦 邦明*

no journal, , 

近年、原子炉内のような高い中性子照射環境下でも$$gamma$$線量を測定できる検出器の開発が要求されている。本研究では、高い中性子照射環境下でも使用可能な、エミッタとして鉛を用いた自己出力型$$gamma$$線検出器(SPGD)の開発を行い、$$gamma$$線量率に対するSPGDの出力電流を評価した。その結果、SPGDの出力電流は$$gamma$$線量率に対して良好な線形性を持つこと、エミッタ直径に対する出力電流の効果よりもエミッタ長さに対する出力電流の効果のほうが大きいことを確認した。

口頭

自己出力型$$gamma$$線検出器の出力電流に対するエミッタ形状の影響

大塚 紀彰; 武内 伴照; 柴田 晃; 永田 寛; 土谷 邦彦; 三浦 邦明*

no journal, , 

事故後の福島第一原子力発電所内の炉内環境を把握するために、低$$gamma$$線量の測定が可能かつ狭隘部に装荷できる検出器の開発が要求されている。本研究では炉内環境の把握に資する、エミッタに鉛を用いた自己出力型$$gamma$$線検出器(SPGD)の開発を行い、$$gamma$$線量率に対するSPGDの出力電流の特性を調べた。その結果、SPGDの出力電流は$$gamma$$線量率に対して良好な線形性を持つこと、エミッタ直径に対する出力電流の効果よりもエミッタ長さに対する出力電流の効果のほうが大きいことがわかった。

口頭

軽水炉安全対策のための高性能監視システムの開発,6; 高温型MIケーブルの電気的特性への影響

柴田 裕司; 武内 伴照; 上原 聡明; 松井 義典; 土谷 邦彦; 山村 千明*; 三浦 邦明*

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所事故への教訓として、原子力施設で過酷事故が発生した際、プラントの状態を監視し、常に状況把握を図る必要がある。本研究では、被覆材及び絶縁材の異なる高温型MIケーブルを試作し、軽水炉定常運転時及び過酷事故を模擬した炉外加熱試験により、MIケーブルの電気的特性への影響を調べた。その結果、第1回目の耐熱試験前後において、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$絶縁材を使用したMIケーブルに対し、MgOを用いたMIケーブルの体積固有抵抗値が大きく変化した。一方、第2回目以降の耐熱試験では、全MIケーブルの体積固有抵抗値はほぼ一定の値であり、安定していた。これは、MgOの水和物もしくは結晶水等が1000$$^{circ}$$Cまで加熱されることにより、脱水現象等が起こるものと考えられる。このことからシース材の破損がない限り、芯線と被覆間の絶縁抵抗は保持されていることが分かり、過酷事故で想定される1000$$^{circ}$$Cまでの計測が可能であると示唆される。

口頭

研究拠点機能向上のための遠隔技術開発,6; 細径・自己出力型臨界監視センサーの開発

宇佐美 博士; 河村 弘; 大岡 誠; 三浦 邦明*; 鬼澤 達也*

no journal, , 

原子力機構福島研究基盤創生センターでは、東京電力福島第一原子力発電所(以下、1Fと称す)の廃止措置に向けた技術開発として「臨界監視センサー」の開発を進めている。本センサーは、1F廃炉を進めていく上で危惧される燃料デブリ取出し・処理過程におけるデブリの再臨界をいち早く検知し、臨界管理を行うための有力なセンサーとして期待されており、本研究開発によって得られる成果は、1Fの廃止措置に大いに貢献するものと考えられる。この度、臨界監視センサーの性能評価の一環としてセンサーに対し$$gamma$$線照射試験を実施したので、日本原子力学会2016年春の年会において、得られた成果・知見について報告を行う。

口頭

特殊環境下における軽水炉プラント情報取得に関する機器開発

武内 伴照; 土谷 邦彦; 石原 正博; 駒野目 裕久*; 三浦 邦明*

no journal, , 

原子力発電所における監視システムの高度化の一環として、過酷事故が発生した際にも監視機能を失わない耐放射線性カメラ及び原子炉情報伝送システムの技術基開発を実施している。本研究では、耐放射線性カメラ及び可視光無線伝送システムに対する$$gamma$$線照射の影響評価を行った。耐放射線性カメラに関し、照射中に撮像素子のフォトゲート電圧を変化させたところ、最も良好な画質が得られる電圧値は、照射前の-1.6Vではなく、0Vであることが分かった。こうした挙動のメカニズムを明らかにするため、照射後の撮像素子について光電変換特性を計測した。その結果、光電変換感度の高さよりも飽和電荷量の大きさを優先した電圧条件にするほうが、放射線による暗電流増加の影響が相対的に軽減され、画質への影響が抑制されたことが原因と示唆された。また、可視光無線伝送システムに関し、照射下における熱電対による温度計測値は、室温$$sim$$125$$^{circ}$$Cの全範囲で復号化が可能であった。また、その精度は約3$$^{circ}$$C以内であり、2$$^{circ}$$C/minの温度勾配を与えた場合にもその精度は変わらず、環境の温度が変化する場合にも十分に無線計測が可能なことが示された。

口頭

$$gamma$$線照射環境下における高温型MIケーブルの電気的特性への影響

柴田 裕司; 鬼澤 達也*; 武内 伴照; 中野 寛子; 上原 聡明; 武野 尚文*; 三浦 邦明*; 土谷 邦彦

no journal, , 

原子力発電所でシビアアクシデントが発生した際に、事象進展を迅速かつ的確に把握するためには、プラントの状況を確認するための能力の向上が重要である。このため、この監視システム高度化のための基盤技術開発の一環として、過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)の開発が必要である。本研究は開発した高温型MIケーブル(外径: $$phi$$1.6mm、長さ6m)を試作し、$$gamma$$線照射環境下におけるMIケーブルの絶縁・導通抵抗等の電気的特性への影響を調べた。その結果、室温で0.3$$sim$$1.1kGy/hの線量率で照射した時、300$$^{circ}$$C以下では、絶縁抵抗は未照射時よりも低下したが300$$^{circ}$$C以上では未照射及び照射時の絶縁抵抗はほぼ同じ値であった。以上より絶縁抵抗の低下は温度による影響が支配的であることを明らかにした。

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