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松場 賢一; 川原 啓孝; 伊藤 主税; 吉田 昌宏; 仲井 悟
UTNL-R-0453, p.12_1 - 12_10, 2006/03
高速炉構造物の健全性監視を精度よく行うためには、構造健全性を支配する温度やひずみなどを詳細に測定する必要がある。高速実験炉「常陽」では、高温・高放射線環境下にある高速炉構造物の温度やひずみなどを詳細かつ合理的に測定する技術を開発するため、光ファイバを用いた1次冷却系配管の温度分布及びひずみ・振動測定を行っている。これらの測定を通じて、放射線により誘起される測定誤差の補正法を適用することにより、1次冷却系配管の温度分布を3
C程度の誤差範囲内で測定できることを確認した。また、1次冷却系配管の温度変化による配管外装板の熱膨張や主循環ポンプの運転に伴う配管サポートの振動を検出できることを確認し、光ファイバを高速炉構造物の健全性監視に適用できる見通しを得た。
曽我 知則; 関根 隆; 高松 操; 北村 了一; 青山 卓史
UTNL-R-0453, p.13_1 - 13_8, 2006/03
「常陽」では、Amを最大5%含むAm-MOX燃料と、Np及びAmを各々約2%含むNp/Am-MOX燃料について、キャプセル型照射装置B11による短期及び長期の照射試験を計画している。照射燃料試験施設(AGF)で製造されたAm-MOX燃料ピンとPu燃料技術開発センターで製造されたNp/Am-MOX燃料ピンは、照射燃料集合体試験施設(FMF)にてB11に装填される。本試験では、「常陽」の試験許可の範囲内で、設計上の燃料溶融を許容することにより、約430W/cmの線出力を達成するとともに、燃焼初期の段階では、燃料挙動を考慮した特殊な運転を計画している。B11照射試験は、2006年5月から開始する計画である。
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)
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。
井澤 一彦; 関 真和; 広瀬 秀幸; 神永 城太; 青山 康夫; 吉田 博; 曽野 浩樹; 小川 和彦; 桜庭 耕一
UTNL-R-0453, p.9_1 - 9_10, 2006/03
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設(定常臨界実験装置)は、ウラン硝酸水溶液,プルトニウム硝酸水溶液、及びウラン・プルトニウム混合硝酸水溶液を燃料とする臨界実験装置で、溶液燃料体系のベンチマークデータの取得、及び再処理施設における臨界安全裕度の確認を目的としている。STACY施設では、平成7年2月の初臨界以降、平成18年3月までに、炉心タンクの形状や寸法、また燃料の組成を変更しながら533回の運転を実施してきている。平成17年度には、再処理施設の溶解工程を模擬した非均質炉心において核分裂生成物を模擬した可溶性毒物を付加した溶液燃料を用いた運転を行った。本報告では、今回運転を行うにあたって、燃料調製及び臨界液位推定に用いた手法について紹介する。
清水 厚志; 濱本 真平; 小林 正一; 石井 喜樹; 飯垣 和彦; 猪井 宏幸; 川本 大樹; 水島 俊彦; 中澤 利雄
no journal, ,
HTTRでは、平成16年7月26日から平成17年3月4日までの計画で、施設定期検査を実施してきたところ、2月21日の後備停止系の作動試験時に、本装置の16基のうち1基が正常に動作しないことがわかった。調査の結果、後備停止系が正常に動作しなかった原因は、後備停止系を駆動するモータ上部のオイルシールが変形したことによってグリースから分離した油がブレーキに到達し、ブレーキの磨耗した粉と混合することによって粘着物となり、粘着物がブレーキの解除を阻害したことによって、モータ駆動を妨げたことがわかった。
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。
花川 裕規; 綿引 俊介; 越後谷 進一; 宮澤 正孝
no journal, ,
JMTR原子炉施設では、保安規定に基づき原子炉施設の保安に関する品質保証を定め、保安活動を実施している。品質保証活動は、保安に関して必要な個々の業務の計画,実施,評価及び継続的な改善のいわゆるPDCAサイクルを廻すことにより、保安活動をよりよくしていくことを目的としている。今回、施設定期検査を確実かつ円滑に実施することを目的としてJMTR原子炉施設の施設定期検査に関する品質保証を整備したので、その要点,品質文書,品質保証体系についての紹介をした。