高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 高速炉における原子炉容器内観察技術開発

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。

ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察技術

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。

「常陽」MK-III総合機能試験; 1次主循環ポンプ関係

礒崎 和則; 齊藤 隆一; 住野 公造; 山崎 裕治*; 軽部 浩二; 寺野 壽洋; 坂場 秀男

JNC TN9410 2004-014, 172 Pages, 2004/06

JNC-TN9410-2004-014.pdf:48.0MB

本報告書は,1次主循環ポンプに関係するMK-Ⅲ総合機能試験をまとめたものである。MK-Ⅲ炉心構成前の総合機能試験(SKS-1)は,2001年10月17日2001年10月22日の間で実施し,MK-Ⅲ炉心構成後の総合機能試験(SKS-2)は,2003年1月27日2003年2月13日の間に実施した。試験結果は,以下のとおりであった。(1)1次主循環ポンプの流量調節設備は,CASモード及びMANモードとも安定に制御できることを確認した。また,ステップ状の流量変化に対しても流量及び回転数に発散する傾向がないことを確認した。(2)ランバック制御は,手動スクラム後,約54secで移行することを確認した。移行後のランバック運転は,A側:167m3/h,117rpm,B側:185m3/h,118rpmであり,ランバック運転回転数128rpm8rpmの範囲にあること,定格流量の10%以上を確保していることを確認した。(3)ポニーモータへの引継は,1次主循環ポンプトリップ事象発生後,約39secで行われることを確認した。引継後のポニーモータ運転は,A側:180m3/h,124rpm,B側:190m3/h,123rpmであり,ポニーモータの許容回転数である93rpm以上であること,定格流量の10%以上を確保していることを確認した。(4)フリーフローコーストダウン特性は,1次主循環ポンプトリップ時及びランバック時とも時定数10sec以上を確保していることを確認した。(5)1次主循環ポンプ定格運転中におけるオーバフローカラム液面は,A側:NL-1,550mmNa,B側:NL-1,468mmNaであり,予想していたNL-1,581mmNaより小さく,設計時における新主中間熱交換器の圧損計算結果は,保守的な値であった。(6)1次主循環ポンプは,瞬停時間0.6secまでスクラムせずに定格流量に復旧できることを確認した。

「常陽」MK-III冷却系改造工事-工事管理とプラント管理-

礒崎 和則; 市毛 聡; 大嶋 淳; 川原 啓孝; 芦田 貴志; 齊藤 隆一; 住野 公造

JNC TN9410 2002-007, 142 Pages, 2002/07

JNC-TN9410-2002-007.pdf:10.92MB

高速実験炉「常陽」では、照射能力の高度化に向けたプロジェクト(MK-III)を進めている。MK-III計画では、炉心の高速中性子束を高めることで熱出力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。冷却系除熱能力を高めるためのMK-III冷却系改造工事実施内容は、主中間熱交換器(IHX)の交換、主冷却器(DHX) の交換、IHX及びDHX接続配管の交換、1次及び2次主循環ポンプモーターの交換である。既存プラントにおける限られたスペースでの大型ナトリウム機器の交換、原子炉に燃料を装荷並びにナトリウムを充填した状態での工事、 1次冷却系では高放射線線量率環境での放射化されたナトリウム取扱作業等、世界でもほとんど経験のないものであった。このため、従来の「常陽」における運転・保守に関する知見、関連するナトリウム取扱技術に関する研究開発成果、先行して実施されたナトリウムを用いた研究開発施設における経験等を参考にしつつ、工事体制、実施方法、安全管理事項を定め工事に着手した。MK-III冷却系改造工事にてその有効性を確認した手法を下記に示す。1)要素モデル及びフルモックアップによる最適作業要領の選定及び作業員に対する訓練による作業時間の短縮化と高線量率域での作業の低減、仮設遮へい体の使用による作業場所の雰囲気線量率の低減による被ばく線量の低減、また、シールバック使用による汚染拡大防止。2)ナトリウムバウンダリを開放する作業におけるシールバックの使用とシールバック内の酸素濃度管理、系統内カバーガス中の窒素濃度管理、極低圧でのカバーガス圧力制御による系統への酸素混入量の抑制。3)系統内への切粉混入防止のためのバイトによる切削及びシールバック内でのローラーカッターによる押切り、系統内への治工具落下防止策による異物混入の防止。4)機械的Na掻き出しとアルコール水によるNaの除去によるNa残留量の低減化。5)構造解析による配管切断時のコールドスプリングの解放評価、仮設サポートによる配管切断後の既設配管移動防止、材料試験による数十年使用した旧配管と新配管溶接部の構造健全性の確認によ工事時の健全性確保。6)配管溶接時におけるバックシールガスに用いる系統内カバーガスの低圧化、残留Naの除去とNa残存部の温度関しによる作業安全性の向上。これらの手法により、冷却系改造工事は平成12年10月30日に開

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,2-3; 炉容器内構造への影響評価のための観察結果

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。

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,2; 炉内撮影画像処理技術の開発,4; 狭隘部撮影画像拡張化技術の新たな応用

岡 潔; 鈴木 康夫*; 西村 昭彦; 齊藤 隆一; 前田 幸基

no journal, , 

核融合用ブランケット冷却配管のレーザー加工要素技術として開発した複合型光ファイバスコープを、FBR補修保全技術と内視鏡外科治療の双方に効果的に展開するため、平成18年度に撮影画像の拡張処理専用ソフトウェアの開発を開始した。本技術を「常陽」で発生した炉内干渉物にかかわる炉内観察技術開発の一環として、高速炉内の狭隘部の目視確認作業を行う補助機能に応用し、イメージファイバスコープ,カメラ,昇降装置,軸封装置,回転装置等で構成した炉内観察装置と連携可能で、連続して得られた観察画像を繋ぎ合せることで視野範囲の拡大化を図り、状況確認の簡易化と作業効率の向上が期待できる画像処理システムの構築に適用した。その結果、狭視野のイメージファイバスコープの映像を抽出し、各画像の補正を行い、隣り合う画像の特徴点を抽出して貼り合せるソフトウエアの作成に成功し、連続した画像を貼り合せて視野を拡大することができた。さらに、各画像取得時の角度・位置情報の補正を行うことで、より正確な画像の貼り合せが可能であることを示した。

「常陽」異常時措置要領「全交流電源喪失」の策定

川崎 徹; 澤田 徹; 皆藤 泰昭; 米川 満; 齊藤 隆一

no journal, , 

平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震及び福島第一原子力発電所の事故以来、電源機能喪失時における原子炉施設の安全確保が今まで以上に要求されている。平成24年9月には原子力規制委員会も発足し、新たな規制の枠組みの中で安全基準の検討も進められているところである。「常陽」においては、これらの状況を踏まえつつ、電源機能の喪失に対する対応の向上を図るため、自主的に検討・対策を進めており、その一環として全交流電源喪失時の措置要領を策定した。ナトリウム冷却型高速炉である「常陽」は、プラント特性として強制冷却機能が喪失した場合でも自然循環冷却による炉心の崩壊熱除去が可能である。また、全交流電源喪失後も蓄電池による無停電電源系統から給電が可能なため、必要な監視機能は維持できるが、蓄電池の放電に備えた対応措置についても考慮しなければならない。本件では、事象発生から収束までの対応措置について検討した内容及び仮設電源等資機材の整備、その他、同事象を想定して行った訓練の内容について報告する。