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; 炉心上部機構交換作業用循環型カバーガス微正圧制御システムの開発

宇敷 洋*; 奥田 英二; 鈴木 信弘; 高松 操; 長井 秋則

JAEA-Technology 2015-042, 37 Pages, 2016/02

JAEA-Technology-2015-042.pdf:16.51MB

ナトリウム冷却型高速炉では、冷却材であるナトリウム及びカバーガスとしてアルゴンガスを内包する。そのため、カバーガスバウンダリを開放する際には、仮設バウンダリを確保した上で、カバーガスを微正圧に制御することで、カバーガスの放散を抑制し、かつカバーガス中への不純物混入を防止することが要求される。一方、平成26年度に実施された高速実験炉 「常陽」の炉心上部機構交換作業では、仮設バウンダリであるビニルバッグの健全性維持のため、高流量のアルゴンガスブローを約2ヶ月の長期間に亘って継続する必要があり、既存の設備では対応が困難であった。この課題を克服するため、「常陽」ではカバーガス循環型微正圧制御システムを開発し、実機に適用した。当該システムは良好な圧力追従性及びリサイクル性を有し、これらの成果は、世界的にも例の少ない大規模な原子炉容器内補修作業である炉心上部機構交換作業の作業環境整備及びその安全な推進に大きく貢献した。また、ここで蓄積された経験やデータは、稀少な知見として今後のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内保守・補修技術の開発に資するものと期待される。

中性子ラジオグラフィの産業利用の新たな展開に向けて

安田 良; 飯倉 寛; 松林 政仁; 梶原 堅一*; 香河 英史*; 櫛木 賢一*; 長田 泰一*

no journal, , 

近年、JRR-3に設置されている熱中性子ラジオグラフィ装置(TNRF)の産業利用件数は増加傾向にあり、利用分野も多様化している。こうした利用の促進は、文部科学省の事業である中性子利用技術移転推進プログラムや原子力機構の施設供用制度等による制度整備によるものといえる。こうした利用を通じて、中性子ラジオグラフィにおける新たな技術開発のニーズも出てきている。燃料電池関連の研究では、微小領域における水分布の可視化が望まれており、現状の性能を大きく超える空間分解能化の向上を目指している。本稿では、こうした中性子ラジオグラフィの産業利用促進と関連する技術開発の取組みの現状について概観し、今後の展開について検討する。

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,9-5; 炉心上部機構交換作業用循環型カバーガス微正圧制御システムの開発

奥田 英二; 宇敷 洋; 鈴木 信弘; 佐々木 純; 高松 操

no journal, , 

高速実験炉「常陽」における炉心上部機構(UCS)交換作業では、原子炉容器内にナトリウムを保有した状態で既設バウンダリを開放する。「常陽」における原子炉容器内補修作業においては、これまで、カバーガスの微正圧制御を手動操作にて実施してきたが、UCS交換作業の成立には、高流量のアルゴンガスを原子炉容器内に供給した状態での長期間に渡る微正圧制御が必要不可欠であった。また、高流量のアルゴンガス供給に対して、プラントへの負荷を低減するための措置を図ることが必須であった。当該要求に対応するため、「常陽」では、循環型カバーガス微正圧制御システムを開発し、実機に適用した。本システムの導入により、長期間に渡る微正圧制御を実現し、UCS交換作業におけるカバーガスの放散や空気等の不純物混入の防止を図るとともに、高速炉の原子炉容器内観察・補修技術開発に資する稀少な経験を蓄積した。

JSFRにおける機器開発,3; SGの伝熱管製作性

河村 雅也*; 宇敷 洋*; 江沼 康弘; 二神 敏; 小雲 信哉*; 市原 隆司*; 中島 崇*

no journal, , 

JSFRのSGについて、2次ナトリウム系と水・蒸気系のバウンダリである伝熱管破損に伴うナトリウム-水反応事故への対応策として、密着防護伝熱管の採用を検討している。構造健全性確保等の観点から、伝熱管相互の温度差を低減する必要があり、その一因となる内外管の接触熱抵抗のバラつきは接触状態に依存する。そのバラつきを抑えるために、内外管の平滑な接触状態を妨げる界面の酸化スケールを低減し、接触熱抵抗の上限値を低減する方策として、素管製造時の熱処理(焼ならし及び焼戻し)に水素炉等を適用した。界面の酸化スケールを低減していないものと比べることで、酸化スケールの低減効果、及び、界面の酸化スケールの低減が内外管の接触熱抵抗に及ぼす影響を確認した。

A Study on the straight double-walled tube steam generator design against sodium-water reaction in DECs

神田 大徳; 江沼 康弘; 二神 敏; 河村 雅也*; 宇敷 洋*; 小雲 信哉*; 市原 隆司*; 中島 崇*

no journal, , 

The Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) is one of the most promising concepts suggested for Generation-IV nuclear reactor systems. Some SFRs adopt Steam Generator (SG) as their heat exchange system between sodium and water. In the tube failure accident within a SG, sodium-water reaction occurs. By this reaction, the tube failure may propagate to adjacent tubes resulting in a large scale tube failure. In an advanced loop-type SFR design promoted by Japan Atomic Energy Agency (JAEA), a straight double-walled tube SG is adopted to prevent this sodium-water reaction. In this paper, tube failure propagation has been calculated to assess property protection performance on outer tubes. The evaluation results showed that the total leakage rate is limited to one double-ended guillotine scale hence the double-walled tube SG has the property protection performance. By additional calculations assuming the loss of the mitigation function, a sever event in DECs is cleared. These calculations suggest that increase of the reliability of water blowdown system and enhancement of the pressure release system are effective for the boundary integrity between primary and secondary sodium. There is an issue to be addressed to adopt the concept described above, that is, the decrease of temperature difference between exchange tubes especially for structural integrity of the straight double-walled tube SG for its thermal contact resistance between double tubes and its lack of bending part to release thermal stress. The dispersion of thermal contact resistance between tubes causes temperature difference there due to their heat transfer rate difference. To suppress this dispersion, the oxidized scale is decreased on the interface between the inner and the outer tubes by applying heat treatment using hydrogen furnace for the tube element production.