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富本 浩; 梅田 政幸; 西原 哲夫; 伊与久 達夫
UTNL-R-0471, p.11_1 - 11_9, 2009/03
高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年に初装荷燃料を装荷し、初臨界を達成してから、10年が過ぎ、現在も初装荷燃料にて運転を継続中である。HTTRの炉心は、U濃縮度が異なる12種類の燃料体を半径方向及び軸方向に分布させて構成している。組立てる燃料棒の総本数が4770本と数が多いため、燃料棒の取り違い等の誤装荷防止について設計上、考慮されているが、さらに確実な取扱いができるようにあらかじめ作業上の誤装荷対策を検討した。作業は、2008年6月から燃料棒を原子炉建家内に受入れ、組立を開始し、新燃料貯蔵ラックに貯蔵した後、使用前検査を受検し9月に作業を完了した。その後11月に使用前検査合格証を受けた。本報告は第2次燃料体の組立,貯蔵作業における燃料取扱いについてまとめたものである。
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。
諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 大内 諭; 照沼 憲明
UTNL-R-0471, p.12_1_1 - 12_1_8, 2009/03
JRR-3プロセス制御計算機は、原子炉本体施設全般のプロセス量の監視・制御を行う設備である、設置以来15年以上が経過しているためJRR-3管理課では原子炉の安全安定運転を確保するために、最新システムに3段階に分けて更新を行っている。この研究会において、更新計画及び1段階目の更新について報告をしているので、今回は、2段階目の更新について報告を行う。本報告については、前年度行ったフィールドコントロールステーション制御部とバスラインなどの更新について報告する。
米川 実; 相沢 静男; 近江 正男; 中川 哲也
UTNL-R-0471, p.5_6_1 - 5_6_7, 2009/03
JMTRや試験研究炉で中性子照射された原子炉燃料試料及び材料試料を試験するために、ホットラボで開発・整備された照射後試験装置の現状について紹介するものである。燃料試料の照射後試験技術では、(1)燃料ふるまいを明らかにするための熱電対再計装技術,(2)渦流探傷法による酸化膜厚さ測定,(3)燃料棒の寸法測定について報告する。また、材料試料の照射後試験技術では、(4)非接触で高精度の歪測定が可能なレーザマイクロゲージを採用した低サイクル疲労試験,(5)TIGによる非照射材-照射試験片の溶接及び試験片加工技術,(6)照射誘起応力腐食割れの機構解明に向けた試験について報告する。
竹本 紀之; 長尾 美春; 石原 正博; 新見 素二; 河村 弘
UTNL-R-0471, p.5_1_1 - 5_1_8, 2009/03
JMTRは平成19年度から4年間をかけて改修し、平成23年度から再稼働する計画であり、現在、原子炉機器等の一部更新,照射設備の整備を実施している。原子炉機器等の一部更新については、基本的にその設計方針及び性能は変更せず、現行の原子炉設置変更許可の範囲内で行っている。照射設備の整備については、再稼働後の新たなニーズに対応するため、軽水炉材料,燃料等の照射設備,医療用RIの製造設備等の整備に向けた検討を実施している。JMTR改修の進捗については、原子炉機器等の一部更新については、ボイラー設備,冷凍機,電源設備の更新を計画通り完了するとともに、引き続き、更新工事を進めている。また、文部科学省への設計及び工事の方法の認可が必要なUCL系統,炉室給排気系統,ベリリウム枠,
線遮へい板,一次冷却系統,二次冷却系統の一部更新については、平成21年3月までに設工認申請をすべて完了する予定である。本報告では、平成21年2月末現在のJMTRの改修の進捗状況及び再稼動に向けた取り組みの現状について報告する。
塙 善雄; 田口 剛俊; 北岸 茂; 坪井 一明; 土谷 邦彦
UTNL-R-0471, p.5_2_1 - 5_2_8, 2009/03
原子力機構の材料試験炉(JMTR)には、中性子反射体としてベリリウム枠(以下、「Be枠」という。)が装荷されている。このBe枠は、東枠,西枠及び北枠からなり、それぞれ垂直方向に7段に積まれ、ベリリウム反射体要素と組合せて燃料領域で発生する中性子を効果的に反射・減速するためのものである。一方、Be枠は、その燃料領域側と反射体領域側及び垂直方向の高速中性子の照射量に差が生じる。このため、内部に蓄積するヘリウムによるスエリングが不均一となり変形(燃料領域側に湾曲)が進み、やがてBe枠照射孔内に装荷されたキャプセルの冷却条件の悪化と各炉心要素のハンドリングに支障をきたすことになる。これらの悪影響を未然に防ぐため、Be枠の変形(曲がり)量を定期的に測定し、交換時期(以下、「寿命」という)の把握に努めている。Be枠の交換は、JMTRの運転開始から5回行われた。交換作業は、1か月以上の期間を要するため、JMTRの運転計画と寿命とを勘案しながら定期自主検査期間内に交換作業を実施している。なお、交換後の照射済Be枠は、廃棄処理が難しく、JMTRカナル内で水中保管されているのが現状である。本報告は、JMTRで実使用されているBe枠の製作,交換作業,管理及び長寿命化と使用済Be再処理に関する技術開発の課題についてまとめたものである。
田口 剛俊; 加藤 佳明; 高田 文樹; 近江 正男; 中川 哲也
UTNL-R-0471, p.5_7_1 - 5_7_8, 2009/03
軽水炉の高経年化に伴い、顕在化する可能性のある照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に関して、正確な挙動予測及び有効な対策技術の開発が確立していないため、IASCCの発生進展機構の究明を始めた。その一環として、これまでは実施されなかった中性子照射され高放射化した構造材の結晶方位解析を可能とした遠隔操作型結晶方位解析装置の整備及びデータ解析ソフトウェアの開発を行い、ホットセル内に装置を設置した。本報告は当該解析装置に供する試験試料の遠隔操作による最適な試料調製技術についてまとめたものである。これら解析装置の技術開発により、き裂が進展した粒界の粒界性格やき裂周辺の変形挙動を調べることが可能となり、軽水炉構造材料の高経年化対策におけるメカニズム解明に大きな貢献が期待できるとともに高速炉及び次世代炉の炉内構造物の劣化損傷現象をミクロな変形挙動の観点から機構論的に解明するための不可欠なツールとして期待できる。
木村 正; 出雲 寛互; 長尾 美春; 河村 弘
UTNL-R-0471, p.5_3_1 - 5_3_10, 2009/03
JMTR原子炉施設においては、原子炉の一次冷却水及びプール・カナル水の精製にイオン交換樹脂を使用している。冷却水の精製に用いた使用済イオン交換樹脂は、JMTR原子炉施設内の廃液貯槽に貯蔵しており、その貯蔵量はJMTRの運転に伴い増加している状況にある。これまで、JMTR原子炉施設内の放射性廃棄物の管理の観点から、使用済イオン交換樹脂の処理方法等を検討してきたが、その集中処理施設が国内には存在しておらず、使用済イオン交換樹脂の処理,減容等がほとんどできないのが現状である。一方、海外では原子力発電所の使用済イオン交換樹脂を受け入れて、集中的に処理する施設が存在する。例えば、米国ではスタズビック処理施設(Studsvik Processing Facility)があり、合理的かつ合法的に使用済イオン交換樹脂が処理されている。本報告は、JMTR原子炉施設内に貯蔵している使用済イオン交換樹脂を、スタズビック処理施設で委託処理する場合の処理方法について調査し、技術的,法的及び社会的観点から問題点を抽出して、海外委託処理の実現性について検討したものである。
高松 操; 山崎 学; 井関 淳
no journal, ,
原子力機構では、高速増殖炉の確率論的安全評価手順標準化のための技術基盤整備を目的とした研究を実施している。当該研究におけるPSA手法を試験研究炉である高速実験炉「常陽」において試行し、出力運転時における内的事象に起因した炉心損傷に至る事故シーケンス(レベル1PSA)の同定及び炉心損傷頻度を定量化した。その結果、「常陽」における全炉心損傷頻度は5.0
10
/炉年であり、IAEA INSAGの基本安全規則に定められた炉心損傷頻度の目標値である110
/炉年(既設炉に対して)及び110
/炉年(新設炉に対して)を十分に下回っていることを確認した。本研究において構築した「常陽」のレベル1PSA解析モデル,パラメータの推定値,炉心損傷に至る事故シーケンス及びその発生頻度の定量結果並びに得られた結果の解釈のすべてが、PSAの高速炉実機への適用例として貴重な技術基盤となるものと期待できる。
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。
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
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。
阿波 靖晃; 村尾 裕之; 大河原 正美; 和田 茂
no journal, ,
NSRRでは、「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う文部科学省の指示に基づき、地震時の安全性評価の必要性について、地震時の想定事象を設定し、検討を行った。その結果、施設の構造上、炉心燃料が内蔵する放射性物質の外部への放散の可能性は小さいことがわかった。さらに放射性物質全量が外部へ放散したと仮定した場合でも周辺公衆の放射線被ばくは、文部科学省の指示に基づく5mSvを超えないと評価できた。以上のことからNSRR施設は地震に対し十分安全であるため、指針の改定に伴う耐震安全性の評価を必要としないことが確認できた。
小川 光弘; 細川 甚作; 冨田 健司; 飯村 光一; 作田 善幸
no journal, ,
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターのJMTRには、照射設備として、キャプセル,水力ラビット,OSF-1等の照射装置が設置されている。照射設備整備課では、これらの照射設備の運転・保守管理が主な業務であり、他に照射設備の整備・改良等の運転に関する技術開発等の業務がある。照射設備の運転・保守管理情報のうち、不具合事象に関するものは、異常記録書等に取りまとめてデータベース化されている。不具合事象に関する情報のデータベース化により、情報が一元管理できるようにした。これにより、データの重複なく管理でき、またキーワードによる検索機能を持たせることにより、膨大なファイルの中から必要とする情報を容易に取り出すことが可能になった。現在、JMTRは、平成23年の再稼動に向けて改修中であるが、再稼動後の照射設備の運転や保守管理において、ここで策定したデータベースは、有効に活用できるものである。
小沼 勇一; 石田 卓也; 斎藤 隆; 菅野 勝; 伊藤 治彦*
no journal, ,
大洗研究開発センターのJMTRは、平成23年の再稼働に向けて改修中であり、改修に伴う照射設備の整備の一環として、JMTRに設置されたOWL-1照射設備(Oarai Water Loop -1:大洗水ループ1号)の炉外装置の解体について検討を行った。本装置の機器内部は、核分裂生成物(fission products:FP)や腐食生成物(crud)で汚染されているため、設備の解体を安全かつ迅速に行う解体手法及び解体によって発生する廃棄物の分別を合理的に行うための検討を行った。
佐々木 勉; 八木 理公; 大山 光樹
no journal, ,
研究用原子炉JRR-4において、1体の反射体要素の溶接部に割れが確認された。このため、割れの原因調査を行うとともに使用していた他の反射体要素についても点検を行った。割れの原因調査の過程で内蔵された黒鉛反射材の膨張が割れの主たる要因と推定されたため、継続使用を予定していた他の反射体要素について外観検査による点検の他に放射線透過試験を実施した。これらの調査の結果、問題の黒鉛反射材を含め、すべての黒鉛反射材が膨張していることがわかった。一方、反射体要素内部への水の浸入はなく、被覆材ケースの溶接部の施工不良はなかった。そのため、反射体要素の溶接部に割れが生じた原因は、黒鉛反射材の高速中性子照射による照射成長により、被覆材ケースに応力がかかり、溶接部において延性破断が発生したものと推定した。
木村 和也; 大山 光樹
no journal, ,
研究用原子炉JRR-4において、制御棒駆動機構の一部である制御棒駆動用回路(モータドライバ)の故障により、微調整棒が動作不良となる事象が発生した。フォールト・トゥリー解析によりモータドライバ故障の原因調査を行った結果、モータドライバ内部の電源用コネクタ部にフレッティング現象による酸化膜の形成を確認した。この酸化膜がコネクタ部の電気抵抗を増大させ、CPU制御電圧の電圧降下を誘引し、故障が発生したと判断した。フレッティング現象は、錫メッキ端子に顕著に現れるもので、当該モータドライバのコネクタ部を金メッキとした対策済みの製品を使用していくこととした。