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太田 和則; 車田 修; 仁尾 大資; 宇野 裕基; 村山 洋二
JAEA-Testing 2011-004, 47 Pages, 2011/08
JAEA-Testing-2011-004.pdf:1.92MB
起動系は起動時及び低出力時の中性子束を監視するものである。中性子検出器の交換計画に基づき、起動系の中性子検出器(BF
)、それに接続されている同軸ケーブル及び乾燥空気供給用エアホースの交換作業を行っている。これまでの経験をもとに効率的な交換手順について検討を行うとともに交換作業及び試験検査マニュアルとして整理した。このことにより確実な保守が可能となると考えている。
仁尾 大資; 池亀 吉則; 車田 修
UTNL-R-0471, p.12_2_1 - 12_2_8, 2009/03
研究炉JRR-3において平成20年12月1日に原子炉の緊急停止(スクラム)が発生した。その原因は安全計(中性子束を監視している系統)を構成している線形増幅器のポテンショメーターであると同定した。研究会ではポテンショメーター本体及びその使用法について、今後の対策を含め議論する。
仁尾 大資; 太田 和則; 石崎 勝彦
日本保全学会第5回学術講演会要旨集, p.393 - 395, 2008/07
JRR-3は平成2年に大規模な改造を行い、その後の運転から15年以上が経過し、高経年化及び予算削減を念頭に置いた状態監視保全を行っている。これまでの状態監視保全として、ポンプ類の振動,潤滑油診断を行ってきており、これらに関してはトラブルの頻度から判断して適切に行われてきたと考えている。またこのほかにも、ベリリウム反射体の寸法管理や、中性子計装の低圧電源リップル値測定による状態監視保全を行っている。同時に、より効率的な保全のために、これまで状態監視保全が適用されていなかった機器についても状態監視保全への転換が可能な機器について検討した。結果として、これまで時間計画保全で行われてきた熱交換器洗浄作業については過剰な保全になっていることがわかり、状態監視保全への転換が望ましいことがわかった。今後はさらにそのほかの機器について状態監視保全が適用可能かどうかの検討を継続する。本発表では以上を含むJRR-3における効果的な保全活動の検討と実際の保全活動について発表する。
牛島 寛章; 光井 研人; 小笠原 礼羅; 岡田 祐次; 冬島 拓実; 遠藤 泰一; 石島 暖大; 仁尾 大資; 加治 芳行; 渡邊 勝哉; et al.
no journal, ,
原子炉構造材料の照射試験では、照射温度が材料の照射損傷挙動に影響を与える要因の一つとなるため、できる限り恒温かつ試料間でも均一な温度分布での照射が望まれる。2024年5月の最初の照射では制御熱電対部の温度を目標温度である約290
Cで維持することができたが、制御熱電対から離れた試験片では目標温度から10C以上乖離し不均一な温度分布となった。2025年2月の2度目の照射試験では、5月試験時に得られたガンマ発熱率分布を設計に反映することで、試料全体をほぼ290C
5Cの範囲に収めることに成功した。また、制御配管の径の拡張等により原子炉出力上昇時の温度制御結果についても改善が見られた。2回目の照射試験におけるガンマ発熱率分布の解析結果は1回目のものと良い一致を示しており、今後のキャプセル設計においても試料全体で均一な温度分布となる制御が可能である。
仁尾 大資; 中島 宏; 坂佐井 馨; 高宮 幸一*; 田中 進*; 熊田 博明*
no journal, ,
加速器中性子源を用いたホウ素中性子捕捉療法(加速器BNCT)が、様々な機関で研究されている。近年の加速器BNCTにおいては、0.5eV
10keVのエネルギー範囲内の中性子束が10
(n/cm
/s)となる、大強度の中性子源が用いられ始めている。一方で、加速器中性子源は原子炉と比べて、時間変化が大きく安定性に欠けるため、治療時おけるリアルタイム中性子測定技術の開発は喫緊の課題である。そこで、本研究では上記の加速器中性子源におけるリアルタイム中性子測定技術の確立を目的とし、Eu:LiCaF製中性子検出器に関する測定技術の開発を行う。
光井 研人; 牛島 寛章; 小笠原 礼羅; 岡田 祐次; 鈴木 真琴; 木村 和也; 大内 諭; 仁尾 大資; 石島 暖大; 遠藤 泰一; et al.
no journal, ,
原子炉構造材の照射脆化研究における照射試料は、発電炉の温度環境を再現するために目標温度範囲290C10Cで照射される。JRR-3の運転は、原子炉起動時に出力がステップ状に上昇すること、定格出力(20MW)に到達した後の数日間は、制御棒による出力調整を頻繁に行うことから、試料に対するガンマ発熱量の変化が激しい。目標温度を一定に保つためには、既存設備の手動制御では限界があったため、自動制御ができるように垂直照射設備を高度化した。設備の自動温度制御性能を検証するため、模擬装置で原子炉模擬出力を入力し性能を確認した。その結果、原子炉出力上昇時の温度は+9C以内、定格出力時以降では0.9C以内であり、目標温度範囲内に抑えられることが確認できた。
光井 研人; 牛島 寛章; 岡田 祐次; 石島 暖大; 加治 芳行; 仁尾 大資; 遠藤 泰一; 松井 義典; 中村 剛実
no journal, ,
For the purpose of more accurate temperature control, we upgraded the vertical irradiation facility. After the upgrade, the first irradiation test was carried out to control the sample temperature at 290 10 degree C by adjusting the heater and gas pressure from reactor start up to shut down. Since the reactor power increases stepwise up to rated power 20 MW, especially the power change is rapid from 10 MW to 15 MW. Accordingly, the sample temperature increased by a maximum of +9 degree C from the target temperature. And during rated operation, the sample temperatures of the axial direction varied over 10 degree C in a part of uppermost layer. In the second test, to decrease the temperature change during start up, we have improved the auto control function of the gas pressure parameter. Furthermore, the diameter of the gas tube was extended to enhance control response. As a result, the sample temperature was controlled within +6.6 degree C. In addition, we optimised the capsule design for uniform gradient of the sample temperature by using the gamma heating data from the first test. Consequently, temperature difference in axial direction decreased within 5 degree C during rated operation. Thus, these tests confirmed the higher performance on temperature control accuracy of the vertical irradiation facility.
仁尾 大資; 八木 理公; 平根 伸彦; 堀口 洋徳; 寺門 義文
no journal, ,
JRR-3における経年変化事象として、排気塔コンクリートのアルカリ骨材反応と中性化が考えられる。前者はコンクリート内に残存した微量の水分が特定骨材と反応及び膨張することにより、コンクリートに亀裂を生じさせるものである。中性化は圧縮強度に影響を与えないが、もし中性化が鉄筋まで進行すれば鉄筋が腐食し、引張強度に影響を与える。調査の結果、アルカリ骨材反応に関してはエポキシ塗装が有効に働いており、反応が生じていないことがわかった。コンクリートの中性化は生じているものの程度は浅く、問題がないことがわかった。JRR-4において2007年12月に黒鉛反射体要素の溶接部に亀裂が生じていることが観測された。調査の結果、反射体要素内の黒鉛が200C以下の温度場における中性子照射により膨張し容器に亀裂を生じさせたことが判明した。
武田 遼真; 大森 崇純; 光井 研人; 武内 伴照; 牛島 寛章; 松井 義典; 仁尾 大資; 遠藤 泰一; 岡田 祐次; 井手 広史
no journal, ,
キャプセルの温度制御に用いるヒータ線は、キャプセル保護管内のアダプタ部でシース線からソフトケーブルに変換しており、アダプタ部はエポキシ樹脂により絶縁されている。原子炉運転中、炉心からのガンマ線を受けることで、ヒータの絶縁性の劣化を招く可能性がある。そのため、キャプセル保護管内のガンマ線量についてin-situで測定が可能なSPGDを用いて評価を試みた。原子炉起動時には、炉出力100kWからSPGDの出力電流に有意な上昇が見られ、各出力のステップ状の上昇に従い比例していることが確認された。SPGD出力電流について、
Co照射場における校正定数を用いてガンマ線量率に換算したところ、20MW定格運転時で約12kGy/hとなった。原子炉停止時には、炉出力及びSPGDの信号が約2分で10分の1以下にまで急減衰したことから、SPGDの出力は主に核分裂に伴う即発ガンマ線によるものと考えられる。その後、SPGD出力値は緩やかに減衰しており、放射化した
Al等及び短半減期のFP核種等の崩壊ガンマ線による影響が示唆された。以上より、JRR-3における照射試験時のキャプセル内ガンマ線量に関する基本的なデータが取得できた。
河 侑成; 端 邦樹; 岡田 祐次; 牛島 寛章; 光井 研人; 冬島 拓実; 石島 暖大; 仁尾 大資; 渡邊 勝哉; 田上 進; et al.
no journal, ,
発電用軽水炉の原子炉圧力容器(RPV)においては、中性子照射脆化を考慮した構造健全性評価が実施されている。軽水炉の60年超運転での安全確保のためには、高照射量領域まで中性子照射したRPV鋼の照射脆化データを拡充し、RPVの健全性評価の精度向上を図る必要がある。本研究では、RPV鋼の溶接熱影響部の照射脆化感受性の確認等を目的としてJRR-3を用いて中性子照射試験を行い、廃棄物安全試験施設(WASTEF)にて照射後試験を実施することとした。国内PWR比較標準材や、銅含有量が高く照射脆化が大きいと考えられるRPV鋼を対象として、PWRの60年運転に相当する照射量約7
10
n/cmまで、照射温度29010Cを目標に照射した。その後、WASTEFまで照射キャプセルを輸送し、キャプセルの解体作業やフルエンスモニタを用いた照射量評価を行った。発表では引張試験等の照射後試験結果を報告する。
端 邦樹; 岡田 祐次; 河 侑成; 牛島 寛章; 光井 研人; 冬島 拓実; 石島 暖大; 仁尾 大資; 渡邊 勝哉; 勝山 仁哉
no journal, ,
令和5年の法改正を受けて、発電用原子炉の60年超運転が可能となり、安全な長期間運転に資する技術開発の重要性が増している。日本原子力研究開発機構では、炉心からの中性子照射を長期間受ける構造材料の経年劣化事象を適切に評価するための知見の拡充や技術基盤の整備を目的として、これまでJMTRにて培った材料照射試験技術をJRR-3の垂直照射設備に移植し、JMTRの廃止措置以降途絶えていた照射試験技術の再興を進めてきた。その第一歩として、原子炉圧力容器鋼の中性子照射脆化に係る試験研究を行うための整備を進め、本年5月に第一回目の照射試験の遂行に至った。本シリーズ発表では、本試験研究における準備、照射試験、及び廃棄物安全試験施設(WASTEF)での照射後試験について報告する。
仁尾 大資; 池亀 吉則; 諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 大内 諭; 峯島 博美; 本橋 純; 鳥居 義也; 木名瀬 政美; 村山 洋二
no journal, ,
研究炉JRR-3冷却系等のプロセス系の計測及び制御はプロセス計算機により行われている。しかし、コンピューター界の技術進歩は目ざましく、旧製品のサポートは早期に打ち切られる傾向が年々強くなっている。そのような状況の中、JRR-3で使用しているプロセス制御計算機(CENTUM-V)は製造中止後10年以上が経過し、保守用部品の生産及び供給が終了し始めている。よって、今後も安定した機能維持を図るには更新する必要がある。新旧システムの混在をさける点で、単年度で全体を更新することが最善ではあるが、定期点検の期間や予算が限られていることから、部分的に順次更新していく予定である。新旧システムには情報通信の互換性が無いため、両システムの間で情報変換を行う機器を更新完了まで導入し更新を進める。今年度は部分更新のほかに、新旧システムの接続確認,新システムの動作検査などを行った。今後はプロセス制御計算機と他のシステムとの接続に関する技術的問題等に対処しつつ、全体の更新を完了させる予定である。本発表ではJRR-3における更新計画だけでなく、本件及び他の事例から得られた経験や情報を元に、効率的な計算機更新についての提言を行う。
井上 尚子; 山口 知輝; 生田 優子; 阪口 友祥; 河野 剛; 仁尾 大資; 伊東 慎太郎; 関根 恵
no journal, ,
The Integrated Support Center for Nuclear Nonproliferation and Nuclear Security (ISCN) was established in 2010 within Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and has developed into an organization that provides comprehensive R&D and capacity building support related nuclear nonproliferation and nuclear security, mainly in the Asian region. The Nuclear Human Resources Development Center (NuHRDeC) was established in 1958 as the Human Resources Development (HRD) division of the Japan Atomic Energy Research Institute (formerly the JAEA) soon after its establishment in 1956. ISCN and NuHRDeC were merged in April 2025 to form the new Integrated Support Center for Nuclear Nonproliferation, Security and Human Resource Development (ISCN), which can now provide human resource development support related to the 3S (Safety, Security and Safeguards).
冬島 拓実; 牛島 寛章; 光井 研人; 遠藤 泰一; 松井 義典; 岡田 祐次; 河 侑成; 端 邦樹; 石島 暖大; 仁尾 大資; et al.
no journal, ,
原子炉構造材料の照射脆化評価の高度化に資する基礎データの取得のため、JRR-3で照射試験を行うための垂直照射キャプセルの設計・製作を行った。照射試験においては、試料の軸方向全長にわたり高精度かつ平坦な照射温度の制御が求められたことから、キャプセルの型式として真空・ヒーター温度制御併用型を選定し、JRR-3のガンマ発熱率分布データに基づく熱解析を行い、キャプセル構成材の寸法を決定した。照射試験の結果、2C以内の高精度な照射温度制御を達成し、試料全体でも目標照射温度範囲(29010C)を満足することができた。本発表では、当該キャプセルの設計(照射温度解析を含む)、製作及び検査について報告する。
岡田 祐次; 光井 研人; 牛島 寛章; 冬島 拓実; 仁尾 大資; 石島 暖大; 加治 芳行; 遠藤 泰一; 松井 義典; 中村 剛実; et al.
no journal, ,
2050年カーボンニュートラル実現に向け、CO
を排出しない原子力エネルギーの活用が不可欠であり、軽水炉の長期利用や次世代革新炉の開発が求められている。しかし、JMTRの廃止により国内の照射試験基盤が縮小する中、JRR-3の垂直照射設備における温度制御照射試験の再構築が必要となった。令和3年の再稼働以降、設備の更新と技術者育成が進められ、令和5年度には高精度な照射設備の整備とキャプセルの設計・製作を実現し、令和6年度には2件の照射試験を完遂した。今後は、低コスト・短納期のキャプセル開発を進め、より効率的な照射試験体制の確立を目指すとともに、高温領域での照射や照射量評価に対応可能な人材の育成にも取り組む。