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報告書

「常陽」交換用炉心上部機構の設計・製作

大田 克; 宇敷 洋*; 前田 茂貴; 川原 啓孝; 高松 操; 小林 哲彦; 菊池 祐樹; 飛田 茂治; 長井 秋則

JAEA-Technology 2015-026, 180 Pages, 2015/11

JAEA-Technology-2015-026.pdf:79.87MB

高速実験炉「常陽」では、平成19年(2007年)に発生した「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」に係る復旧作業の一環として、平成26年(2014年)5月から12月に、炉心上部機構の交換作業を実施した。新たに使用する炉心上部機構の設計・製作は、平成20年(2008年)に開始し、約6年の期間を必要としたが、平成26年(2014年)11月21日に、当該炉心上部機構は所定の位置に設置された。本報告書では、炉心上部機構の設計・製作に係る主な成果を示す。

報告書

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。

論文

「常陽」における冷却水系腐食対策

清水 俊二; 飛田 茂治; 飛田 剛志; 青木 新太郎*

UTNL-R-0477, p.11_1 - 11_8, 2011/08

高速実験炉「常陽」の冷却水系統は、昭和52年に運用が開始され、約35年が経過している。この間、ポンプ、ブロワ等の動的機器、熱交換機等の静的機器については、定期的な開放点検を行い、摩耗及び腐食状況を確認し、予防保全の観点から部品交換又は機器本体の更新によって維持管理してきた。冷却水配管については、高経年化における評価として肉厚調査を実施していた。本調査を通じ、屋外配管のサポート部の外部腐食と常時水に満たされていないディーゼル系の内部腐食の速度が比較的速いことがわかっていたこともあり、計画的に腐食調査を実施してきた。これまでの調査の結果、ディーゼル系冷却水系統のうち、屋外配管の外部腐食及びオーバフロー配管の内部腐食が著しいことを確認した。空調系冷却水配管は、外部腐食が見られたものの、肉厚測定から健全であることを確認した。本調査を踏まえ、外部腐食及び内部腐食の著しいディーゼル系冷却水配管を更新した。更新にあたっては、水環境での腐食に対して有効とされる亜鉛メッキ配管を採用し、屋外配管においては、外部腐食を防止するため、保温材の継ぎ目にシール材を塗布し、雨水侵入を防止する対策を行った。本稿は、冷却水系統の腐食調査及び腐食対策について報告するものである。

論文

高速実験炉「常陽」の保守経験,3; 非常用ディーゼル発電機のクランク軸受磨耗の原因と対策

舟木 功; 飛田 茂治; 長井 秋則; 西野 一成

日本保全学会第7回学術講演会要旨集, p.263 - 266, 2010/07

高速実験炉「常陽」において、非常用ディーゼル発電機の無負荷による短時間試運転を週1回の頻度で30年以上に渡り実施してきた。このため、発生した不燃性ガス中のカーボン粒子の蓄積が原因による、クランクシャフト用軸受の磨耗を確認した。よって、非常用ディーゼル発電機の保守計画を変更した。

論文

「常陽」の高経年化対策; 遮蔽コンクリート冷却器及び1次Na純化用コールドトラップ冷却器の更新

飛田 茂治; 西野 一成; 住野 公造; 小川 徹

UTNL-R-0453, p.2_1 - 2_10, 2006/03

「常陽」では、試験炉規則第14条の2に定められた原子炉施設の定期的な評価に基づき、昭和50年4月24日(保安規定認可日)$$sim$$平成15年3月31日を対象に高経年化に関する評価を実施した。高経年化に関する評価では、ナトリウム冷却型高速炉である高速実験炉「常陽」の特徴を踏まえつつ、考えられる経年変化事象を抽出した後、これらの代表となるべき評価対象機器を選定し、これまでの点検結果、改造・取替工事での経年変化に対する観察結果,測定データ,補修・交換の実績調査を行い、現状の保全活動が適切であるかを評価した。抽出した経年変化事象は、(1)放射線劣化、(2)腐食、(3)磨耗・侵食、(4)熱時効、(5)クリープ・疲労、(6)応力腐食割れ、(7)絶縁劣化、(8)一般劣化であり、経年変化に対する実績を調査した結果、「常陽」において問題となる経年変化事象は、定期的に分解点検を実施する際に交換する部品等の一般劣化を除けば、放射線劣化,冷却水及び大気環境による材料の腐食,絶縁劣化にほぼ集約でき、安全機能上問題となるような経年変化傾向はなかったものの、腐食を中心とした定期的な監視,一部機器・部品等の計画的な更新等を行っていく必要があると評価した。評価結果を受けて抽出した経年変化事象に対して、平成17年度から平成26年度(10か年)までの長期保全計画を策定した。ここでは、冷却水環境の腐食対策として、これまでの点検結果及び長期保全計画に基づき、最近実施した遮蔽コンクリート冷却器及び1次Na純化用コールドトラップ冷却器の更新について報告する。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)初装荷燃料の先行高燃焼度照射試験 (共同研究)

沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 高橋 昌史; 飛田 勉*; 林 君夫; 斎藤 隆; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*

JAERI-Research 2002-012, 39 Pages, 2002/06

JAERI-Research-2002-012.pdf:3.12MB

本報告書は、平成7年度から開始した原研と原燃工との共同研究「連続被覆法により製造した高温工学試験研究炉用燃料の照射健全性実証試験」の結果を示すものである。HTTR初装荷燃料は日本で初めて大量生産を行った高温ガス炉燃料であり、製造過程における品質管理に加え、照射健全性を確認するための照射試験を行った。照射はJMTRの94F-9Aスィープガスキャプセルで実施した。照射試料は初装荷燃料の製造ラインから抜取った。照射開始時の核分裂生成物ガスの放出率から、照射試料には製造時の貫通破損粒子が含まれていないことがわかった。また、HTTRの最高燃焼度3.6%FIMA,最高高速中性子照射量1.5$$times$$10$$^{25}$$m$$^{-2}$$,(E$$>$$0.18MeV)まで燃料は破損することなく、健全であった。さらに、これらの値の約2倍である燃焼度7.0%FIMA,高速中性子照射量3.1$$times$$10$$^{25}$$m$$^{-2}$$まで照射を継続したが、著しい追加破損は見られなかった。

報告書

高温ガス炉用耐酸化燃料コンパクトの概念検討

沢 和弘; 飛田 勉*; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 小田 耕史*; 渡海 和俊*

JAERI-Tech 99-077, p.41 - 0, 1999/11

JAERI-Tech-99-077.pdf:5.23MB

高温ガス炉では、直径500~600$$mu$$m程度の燃料核をセラミックスで多層被覆した球状の粒子を燃料として使用している。ピン・イン・ブロック型燃料では、黒鉛スリーブの中に被覆燃料粒子を含む燃料コンパクトを装填するが、燃料コンパクト外面と黒鉛スリーブ内面間のギャップにより燃料温度が上昇し、燃料健全性確保の観点から原子炉出口冷却材温度及び燃焼度等の性能向上を制限する原因の一つとなっている。被覆燃料粒子及び燃料コンパクト自身を酸化から保護できる燃料コンパクトを開発することにより、高温ガス炉の性能向上が可能になる。そこで、耐酸化機能を有するピン・イン・ブロック型燃料コンパクトの概念を提案し、製作性及び耐酸化性に関する予備的な検討を行った。本報は、試作及び酸化試験の結果について示すものである。

論文

Fabrication of the first-loading-fuel of the High Temperature engineering Test Reactor

沢 和弘; 飛田 勉*; 茂木 春義; 塩沢 周策; 吉牟田 秀治*; 鈴木 修一*; 出牛 幸三郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(8), p.683 - 690, 1999/08

 被引用回数:32 パーセンタイル:88.99(Nuclear Science & Technology)

日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年11月に初臨界を達成した。燃料の製造は1995年6月に開始し、1997年12月に150の燃料体の組立を完了した。4770本の燃料棒に対応する、合計66780個の燃料コンパクトは、燃料核、被覆燃料粒子、燃料コンパクトの各工程を経て無事製造した。燃料の製造技術は、これまでの多くの研究開発及び照射試料の製造経験を通して確立されてきた。製造した燃料コンパクトには、貫通破損粒子はほとんど含まれておらず、また、炭化ケイ素(SiC)層の破損粒子はわずかであった。平均貫通破損率及びSiC層破損率は、それぞれ2$$times$$10$$^{-6}$$及び8$$times$$10$$^{-5}$$と良好な値であった。本報では、(1)製造した燃料の特性、(2)初めての大量生産で得られた経験及び(3)燃料の製造結果に基づくHTTR運転中における燃料挙動の予測について述べる。

報告書

高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発; 被覆層破損率の低減化

湊 和生; 菊地 啓修; 飛田 勉*; 福田 幸朔; 吉牟田 秀治*; 鈴木 信幸*; 富本 浩*; 西村 一久*; 小田 耕史*

JAERI-Research 98-070, 25 Pages, 1998/11

JAERI-Research-98-070.pdf:2.18MB

高温ガス炉の安全性の確保・向上を目指して、被覆層破損率が極めて低い、高品質の燃料を製造するために、高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発を行った。この報告書は、その成果の総まとめである。まず、被覆工程及び燃料コンパクト製造工程における被覆層の破損発生機構を解明した。その結果に基づいて、破損発生原因を取り除くために、被覆工程においては、粒子の流動状態を適切に制御するとともに、被覆工程の途中で粒子の取り出し・装荷を行わない連続被覆法を実用化した。燃料コンパクト製造工程においては、オーバーコートした粒子の成型温度及び成型速度を最適化した。これらの技術開発により、燃料の品質は飛躍的に向上した。

報告書

高温工学試験研究炉運転中における燃料挙動の評価手法と予測結果

沢 和弘; 吉牟田 秀治*; 佐藤 政四; 齋藤 賢司; 飛田 勉*

JAERI-Research 98-016, 34 Pages, 1998/03

JAERI-Research-98-016.pdf:1.21MB

HTTRの燃料設計方針では多少の燃料破損は許容しており、「運転中の追加破損は充分許容しうる小さな値に制限する」と定めている。そのため、HTTRの運転に当たっては、破損率を定量的に推定し異常の有無を判断する必要がある。燃料粒子の被覆層は短半減期の希ガスをほぼ完全に閉じこめることができるため、短半減希ガスは、主に貫通破損粒子及び燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランから放出される。HTTR初装荷燃料の製造時の露出ウラン率及びSiC層破損率の測定結果及びHTTRの運転条件に基づいて貫通破損率及び$$^{88}$$Krの放出率を解析的に評価する方法を開発した。その結果、(1)運転中に製造時SiC層破損粒子の一部が内圧により貫通破損に至ること、(2)放出は汚染ウランからの寄与でほとんど決まり、運転に伴う貫通破損率の増加を考慮しても、末期の放出率が10$$^{-6}$$を下回ることを予測した。

報告書

高温工学試験研究炉運転中の燃料破損率推定法の開発

沢 和弘; 吉牟田 秀治*; 飛田 勉*; 佐藤 政四

JAERI-Research 97-036, 23 Pages, 1997/05

JAERI-Research-97-036.pdf:0.72MB

短半減期希ガスは主に被覆層が破損した燃料粒子から放出されるため、1次冷却材中の希ガス濃度は燃料粒子の被覆層破損率を反映する。希ガス濃度から運転中の燃料挙動を推定する方法を検討した。HTTRの1次冷却材中の放射能濃度を測定し、燃料からの希ガス放出率(R/B)値を求め全炉心又は高温プレナム領域毎の破損率を評価するモデルを開発した。最近の製造実績によると貫通破損率は極めて小さくなっているため、運転中の破損率を精度良く推定するためには、バックグラウンドとなる燃料コンパクトの汚染ウランからの放出率をできるだけ正確に評価する必要がある。本報ではHTTRの冷却系に設置される放射能測定装置を用いて運転中の燃料破損率を推定する方法を示すとともに、汚染ウラン及び破損粒子を含む燃料コンパクトからの希ガス放出モデルについて述べる。

口頭

高速実験炉「常陽」の照射機能拡大方策の検討,1; 試料可動型照射装置

高松 操; 飛田 茂治; 関根 隆; 北村 了一; 青山 卓史

no journal, , 

高速実験炉「常陽」の照射機能拡大方策の検討の一環として、原子炉出力一定の運転状態において、照射試料を炉心内で上下駆動させる試料可動型照射装置を検討した。これにより、原子炉出力を変えることなく、軸方向の中性子束勾配を利用して燃料材料の線出力・照射量の過渡試験や周期的な変動試験を実現できる見通しを得た。

口頭

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,5; 高速炉の炉内観察及び異物回収方法の概念検討

伊東 秀明; 長井 秋則; 飛田 茂治; 芦田 貴志; 皆藤 泰昭; 片桐 源一*; 児玉 健光*; 吉村 哲治*

no journal, , 

ナトリウム冷却型高速炉の炉内補修技術開発の一環として、「常陽」の炉心上部機構の下面の状況を遠隔で観察する装置と、変形したMARICO-2の試料部の回収方法を検討した。UCS下面観察装置は、カバーガスバウンダリを維持した状態で炉内検査孔からファイバースコープを下方に挿入し、目的位置まで導けるように、その先端を炉外から遠隔で屈折・回転駆動できる構造とした。干渉物の回収は、把持機構を炉容器内の干渉物位置まで挿入し、可動するバケットで折れ曲がった干渉物を爪で挟んで集合体移送用ポットと一緒に把持して炉内から引き抜く構造とした。

口頭

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。

口頭

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,2-2; 炉容器内構造観察のための画像撮影装置の開発

今泉 和幸; 飛田 茂治; 齊藤 隆一; 片桐 源一*; 相澤 秀之*; 柳沼 禎浩*

no journal, , 

新たに開発・製作したUCS下面観察装置について、UCS下面モックアップ等を使用して動作試験を実施した。UCS下面観察装置は、ナトリウム冷却型高速炉のカバーガスバウンダリを維持した状態で炉内検査孔から挿入する。ファイバースコープを内包したUCS下面観察装置の先端は、炉外から遠隔・手動で屈折・回転駆動することで、UCSと集合体頂部の隙間に横方向からアクセスして、下面から上方向にUCSを観察するものである。確実な観察操作に向けて、ファイバースコープを観察装置に安全に組込み・解体する方法や、観察装置の集合体頂部への着座や集合体頂部に段差があった場合の回避方法等について、モックアップ試験を通して調査・検討を行った。

口頭

非常用ディーゼル発電機の保守経験と高経年化対策

西野 一成; 長井 秋則; 飛田 茂治

no journal, , 

高速実験炉「常陽」の非常用ディーゼル発電機は、昭和52年に運用を開始して以来、定期的な保守点検によって維持管理されてきた。近年、経年劣化によって、磨耗,腐食,電気劣化が進行し、高経年化対策として予防保全と補修を実施している。定期点検では、各部品の目視点検,摺動部の寸法測定,絶縁抵抗測定によってディーゼル発電機の健全性を確認している。発電機については、経年劣化による絶縁低下が確認され、絶縁回復処理(過去2回実施)での対応が限界にきているため、来年度、設置以来初めて巻線交換を実施することとした。また、平成20年の第15回施設定期検査において、ディーゼル機関のクランク軸の主軸受に磨耗を確認し、軸受メタルの交換やクランク軸の補修等を行った。磨耗の原因は、設置以来、長年にわたって軸受メタルの摺動面に未燃焼ガスのカーボン系異物が埋没し、主軸受部の潤滑性を阻害したものと考えられたため、これを踏まえて運用変更,監視強化などの対策を行った。本稿は、非常用ディーゼル発電機の長年に渡る保守経験と高経年化対策について紹介するものである。

口頭

ナトリウム冷却型高速炉容器内の観察技術

今泉 和幸; 齊藤 隆一; 飛田 茂治; 長井 秋則

no journal, , 

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、同内部は高温,高線量下にあることから、直接的視認による原子炉容器内の観察ができない。「常陽」において、実績のある炉上部からのカメラによる観察及び炉内観察装置(ファイバスコープ方式)の技術を用いて、平成19年8月$$sim$$11月にかけて炉内干渉物に関する原子炉容器内観察を行った。その結果、炉容器内の干渉物が計測線付実験装置であること及び集合体頂部等に異物や損傷がないことを確認した。また、干渉物と接触した炉心上部機構(以下、「UCS」という。)下面の状態を確認するため、UCS下面と集合体頂部の隙間約70mmの狭隘部にファイバスコープを挿入し、UCSを下面から上方向に観察する装置(UCS下面観察装置)を開発し、観察を行った。その結果、明瞭な画像が取得でき、UCS下面に設置されている厚さ0.8mmの整流板及び熱電対の状況を確認することができた。これらの観察方法を用いることにより、「常陽」における炉内状況を詳細に観察することができた。

口頭

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,9-3; 炉心上部機構の交換作業

大田 克; 伊藤 裕道; 宇敷 洋; 吉原 静也; 飛田 茂治; 川原 啓孝; 原 正秀*; 岡崎 弘祥*; 田中 淳也*; 立野 高寛*

no journal, , 

高速実験炉「常陽」における炉心上部機構(UCS)交換作業は、世界的にも例の少ない大型炉内構造物の補修作業である。UCS交換作業は、(1)旧UCS引抜・収納・保管作業及び(2)新UCS装荷作業に大別される。これらの作業では、ビニルバッグ/ガイド筒/ドアバルブ/キャスクによりバウンダリを構成した上で、ネジジャッキシステムの開発成果を踏まえて、設計・製作したワイヤジャッキシステム(3点支持構造)により旧UCS引抜/新UCS装荷を実施した。平成26年5月22日$$sim$$6月4日に旧UCS引抜・収納・保管作業を実施し、MARICO-2試料部回収作業終了後の11月21日に新UCSの装荷を完了した。12月12$$sim$$15日に新UCSの据付状況(リークチェック等)を確認し、12月17日に後片付けを含めた全て作業を終了した。本作業により得られた知見は、今後のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の開発に大きく資するものと考えている。

口頭

「常陽」定期的な評価(第2回)長期保全計画とその実施状況(I)について

菊池 祐樹; 飛田 茂治; 鈴木 寿章; 川原 啓孝

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則第14条の2に基づき、平成15年4月1日から平成25年3月31日の10年間を評価対象期間として、第2回の定期的な評価(保安活動に関する評価、高経年化に関する評価)を実施し、その結果に基づき平成27年度から平成36年度の10年間の長期保全計画(以下、第2回長期保全計画という。)を策定した。平成15年度から平成25年度の高経年化に関する評価結果を基に、第2回長期保全計画において抽出した経年変化事象は、(1)放射線劣化、(2)腐食、(3)磨耗、侵食、(4)絶縁劣化、(5)一般劣化であり、安全機能上問題となるような経年変化はなかったが、保全計画では、腐食を中心とした定期的な調査を継続し、その調査結果に応じて補修又は更新等を実施していくこととした。本発表では、このうち、補機冷却水設備及び液体廃棄物設備の"2腐食"に関連した保全活動実施状況について報告する。

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