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大塚 薫; 花川 裕規; 永田 寛; 大森 崇純; 武内 伴照; 土谷 邦彦
UTNL-R-0496, p.13_1 - 13_11, 2018/03
材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor、以後、「JMTR」と言う)は、昭和43年に初臨界を達成して以来、発電用軽水炉燃料や材料の照射試験を中心に、新型転換炉, 高速炉, 高温ガス炉, 核融合炉などの燃料・材料の照射試験に広く利用されてきた。平成29年4月に公表された「施設中長期計画」において、JMTRは廃止施設として決定し、平成30年度末までに廃止措置計画認可申請書を原子力規制庁へ申請することとなり、廃止措置の準備のための組織変更、申請書作成に必要な各種評価を開始した。本発表は、施設中長期計画が公表されて以降、平成29年度に実施した検討状況の概略について報告する。
線量率分布の測定評価について山本 崇裕; 前田 茂貴; 伊藤 主税
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害に係る復旧措置の一環として、平成26年5月に旧炉心上部機構(UCS)を撤去し、キャスクに収納した。旧UCSは、「常陽」建設時より使用された機器であり、高い表面線量率を有する。UCS交換作業用設備の合理的かつ安全な設計・製作・運用に資するため、「常陽」では、原子炉容器内の線量率分布を旧UCS撤去前に直接測定し、C/E補正する手法を導入することで、旧UCSの表面線量率の評価を行った。旧UCS引き抜き後、当該評価手法の妥当性を検証するため、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を用いて、旧UCSを収納したキャスクの軸方向線強度分布を測定し、計算値と比較した。その結果、測定値と計算値でピーク形状は一致し、C/E値は1.1
1.7となり、「常陽」旧UCSの表面線量率評価に用いた手法は、十分な信頼性を有することが確認できた。高速炉で長期間使用した大型構造物の当該線量率評価手法を適用した前例はなく、ここで蓄積された経験は、「常陽」の復旧のみならず、稀少な知見として、有用なものと考える。
會澤 健二; 井関 淳; 大川 敏克; 会田 剛; 鎌田 英久
no journal, ,
高速実験炉「常陽」のプラントを安全・安定に運転していくには、設備・機器の異常を早期に検知して対応することが重要である。「常陽」のプラント異常を検知する装置として、1次主循環ポンプ現象記録装置、配管熱変位測定装置、可搬式簡易赤外線サーモグラフィなどがある。本件は、プラントの異常を早期検知する装置について報告する。1次主循環ポンプ現象記録装置においては、1次主循環ポンプの制御状態及び運転状態の挙動が詳細に把握でき、異常時の原因究明が容易にできるようになった。配管熱変位測定装置においては、測定データから配管支持装置に固着がなく、各部の熱変位が許容値内であることから、構造物(配管)が健全であることが確認できている。可搬式簡易赤外線サーモグラフィにおいては、火災現場やナトリウム漏洩時の室内に煙が充満した環境下における現場監視に有効であることが分かった。「常陽」は現在、長期停止状態にあるが、これらの装置により、原子炉運転時はもちろん、原子炉停止時もプラントの早期異常検知を可能としている。
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。
石井 俊晃; Ho, H. Q.; 本多 友貴; 濱本 真平; 石塚 悦男
no journal, ,
現在利用されている太陽光発電パネルは、単結晶または多結晶のシリコンウェーハが90%を占めている。シリコンウェーハは、インゴッドを切断して研磨することで製造するため、大量のシリコン廃棄物が発生するとともに製造コストが高くなる要因となっている。これに対して、球状シリコンはシリコンを溶融して滴下させて製造するため安価であるがP型のみ製造されている。しかし、P型はキャリアライフタイム及び少数キャリア拡散長が短いためN型より発電効率が悪い。このため、安価でN型の球状シリコンの製造方法を検討した。N型シリコンの製造方法の一つとして、中性子核変換ドーピング法(NTD-Si)が有る。この方法は特別な装置を必要とせず、中性子を照射するだけで製造することができるが、十分な照射体積が確保されている必要がある。HTTRでは反射体領域が大きく十分な照射体積を確保することができるため、球状シリコンを連続的に供給して吸引チューブにより連続的に取り出す方法を考案した。本報告では製造コスト評価の一環として、HTTRが定格出力で約1年間運転した場合のN型球状シリコンの最大製造量を評価した。
小澤 太教; 平戸 洋次; 本間 史隆
no journal, ,
広領域中性子検出器は、HTTR特有の高温環境下において熱中性子束を適切に計測できるように開発された設計品であるが、これまでの原子炉の運転において熱サイクルに起因した検出器内部接合部の断線に係る経験を有している。既に得られている断線箇所及び断線メカニズムの知見を踏まえ、耐熱性能を向上させるための構造変更案の立案、変更案の決定、模擬試験体を用いたモックアップ試験により実証をしたことで、耐熱性能を向上させた広領域中性子検出器を開発した。さらに、規格品である既存の検出器の基本仕様を変更せず構造変更を完遂できたことは、検証に要するコスト及び時間の観点から合理性を確保した成果を得ることができた。