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根本 義之; 大石 誠; 伊藤 正泰; 加治 芳行
日本保全学会第12回学術講演会要旨集, p.105 - 112, 2015/07
これまで原子炉構造材として使用されるオーステナイトステンレス鋼の中性子照射に基づく材料劣化をき裂等の発生以前の予兆段階で渦電流法、交流磁化法等の磁気的手法により検知する技術開発に関連した研究成果を報告してきた。SUS304等の材料では照射以前から材料中に存在するフェライト相等の磁性相からの磁気信号が、照射による磁気変化の検知を阻害する可能性が考えられるため、本研究では、SUS304照射材の磁気測定を行い、照射量に依存した磁気変化が検知可能であることを確認した。また粒界割れ等の材料劣化と磁気データの相関に関与すると考えられる、照射材の結晶粒界での磁性相生成を透過型電子顕微鏡観察により確認した。以上の成果を報告する。
寺田 隆哉; 西村 昭彦; 岡 潔; 外山 亮治*; 橘内 大輔*
no journal, ,
熱交換器伝熱管の保守保全装置を試作した。この装置は原子力機構が開発した卓上サイズのファイバによる検査、溶接補修技術がベースとなっている。伝熱管の中に挿入されるレーザー加工ヘッドは回転および直動運動が機械的に精密制御されている。また配管検査として、表面の微小な角度変化によるレーザー照射時の散乱光強度変化を計測する方法について検討した。
岸 義之; 安田 猛; 所 颯; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 白土 陽治; 田中 等
no journal, ,
高放射性廃液は、崩壊熱による発熱、放射性分解による水素の発生があるため、冷却機能及び水素掃気機能を有する設備で貯蔵している。これらの機能維持に関連する設備には、従来から非常用発電機からの給電が行えるよう設計されているが、東海再処理施設では、福島第一原子力発電所事故を教訓に、全動力電源が喪失した場合を考え、速やかにその機能を回復するために、電源車からの給電系統を確保するなど、緊急時に備えた安全対策を講じた。本報告では、これらの安全対策の取り組みについて報告する。
皆藤 泰昭; 芦田 貴志; 今泉 和幸; 伊澤 修; 内藤 裕之
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、MARICO-2 (計測線付実験装置)試料部が原子炉容器内の炉内燃料貯蔵ラック上で変形していることを確認した。確認試験の結果、MARICO-2試料部の変形により炉内燃料貯蔵ラックの移送ポットと分離ができないため、通常の取り扱い手順と経路では回収することができない状態であることから、専用の回収装置の開発を進めてきた。設計・開発においては、(1)高い信頼性で移送ポットと一体でMARICO-2試料部を確実に回収する方法(2)これまでの経験や実機寸法のモックアップ試験による確認結果に基づき設計を実施した。今回は原子炉容器内補修技術のうち、MARICO-2試料部の回収について記載する。
清水 俊二; 奥田 英二; 菊池 祐樹; 川崎 徹; 大和田 良平
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、平成19年に「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」が発生し、原子炉容器内において計測線付実験装置(以下、MARICO-2)試料部が炉内ラック内の移送用ポットから突出した状態で変形及びMARICO-2と炉心上部機構(以下、UCS)との接触によりUCS下面に設置されている整流板等の損傷が確認された。「常陽」を復旧するためにはUCSの交換及びMARICO-2の回収が必要であったが、UCSを交換した実績が無く、また、交換することを前提とした設計ではなかった。そのため、UCS交換について十分検討し、(1)旧UCSジャッキアップ試験、(2)旧UCS収納作業、(3)新UCS用Oリング設置作業、(4)新UCS挿入作業の段階によりUCSを交換した。UCS交換作業は、平成26年5月7日に旧UCSジャッキアップ試験を開始し、5月22日から6月4日に旧UCS収納作業、11月20日、21日に新UCS挿入作業、12月12日から15日に新UCS据付状況を確認し12月17日に作業を完了した。本発表は、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交換作業について報告するものである。
芦田 貴志; 高松 操; 伊東 秀明; 大川 敏克; 吉原 静也
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、2007年に原子炉容器内で計測線付実験装置(MARICO-2)の試料部切り離し不良を検知できないまま回転プラグを運転したため、同試料部が燃料貯蔵ラック内で突き出た状態で折れ曲がるとともに炉心上部機構(UCS)の下部が損傷するトラブルが発生し、燃料交換機能が一部阻害された状態となった。「常陽」の燃料交換機能を復旧するためには、損傷したUCSの交換及び変形したMARICO-2試料部の回収が必要であり、2014年度にこれらの作業を行い、燃料交換機能の復旧を行っている。本件は、「常陽」燃料交換機能の復旧の全体概要を示すものであり、復旧のために開発したナトリウム冷却型高速炉特有の環境(高温、高放射線及びカバーガスバウンダリの維持)下での炉内補修技術に関して報告する。
大内 雅之; 星 貴弘; 佐々木 俊一; 磯部 洋康; 長岡 真一; 倉林 和啓; 大部 智行
no journal, ,
プルトニウム溶液は、崩壊熱による発熱、放射性分解による水素の発生があるため、冷却機能及び水素掃気機能を有する設備で貯蔵している。これらの機能維持に関連する設備には、従来から非常用発電機からの給電が行えるよう設計されているが、東海再処理施設では、福島第一原子力発電所事故を教訓に、全動力電源が喪失した場合を考え、速やかにその機能を回復するために、窒素ボンベによる掃気を確保するなど、緊急時に備えた安全対策を講じた。本報告では、これらの安全対策の取り組みについて報告する。
近澤 佳隆; 浅山 泰; 上出 英樹
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高速炉は核燃料サイクルの持続可能性の観点から必要不可欠である。ナトリウム冷却高速炉は国内外で豊富な運転経験があり産業化の観点から成熟した技術となっており、必要性が再確認されるとともに仏露中印等では積極的な開発が行われている。日本ではループ型炉であるJSFRが選定され開発されている。もんじゅにおいて保全を確立することは高速炉サイクル確立の観点から非常に重要となっている。
綿引 健二; 石井 貴広; 鋤柄 光二; 算用子 裕孝; 伊波 慎一
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東海再処理施設では、浄水(工業用水)を施設の運転維持に必要な冷却水のほか、消火栓用水に用いており、地中埋設及び共同溝内に敷設した配管により、各施設に供給している。この浄水を供給する配管(以下、「浄水配管」という。)のうち、建家近傍に埋設している消火栓用の浄水配管の鋳鉄製管フランジ部が損傷して漏水が発生した。これは、東北地方太平洋沖地震で生じた地盤沈下の影響から浄水配管も地盤と共に沈下し、フランジに引張許容応力以上の力が継続的に作用したことが原因であった。この漏水した浄水配管の補修には、建家境界部と配管を埋設する地盤に生じる変位に追従、吸収できる措置として、可とう管継手で接続する工法を採用することとした。また、選定にあたっては、当該配管が設置されている埋設環境における作業性も考慮した。本報では、多種多様な可とう管継手の中から、N-1型クランプの選定に至るまでの技術的評価等について述べる。
川澄 裕之; 竹内 謙二; 堂村 和幸; 算用子 裕孝; 伊波 慎一
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核燃料を取り扱う再処理施設では、建設から約40年が経過したものの、施設の重要性から核燃料物質の臨界を防止する機能や放射性物質を閉じ込める機能を維持し、施設の安全性を確保する必要があるため、高経年化に着目した対応が進められている。本報告では、東海再処理施設において放射性物質の閉じ込め機能を担う換気系統を対象に、構成機器毎に想定される高経年化と現状の保全を照合し、それを基に実施した点検の結果を踏まえ、今後の換気系統の保全について見直した状況を紹介する。
海老根 典也; 山口 義仁; 勝山 仁哉; 西田 明美; Li, Y.
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減肉配管のフラジリティ評価を行うため、減肉配管の構造健全性をモンテカルロ法により評価する確率論的解析コードPASCAL-ECを改良し、地震応答応力の不確実性を考慮した確率論的モデル、減肉による地震応力の増加を考慮した簡易モデルおよび破壊評価モデル等の機能を導入した。それらの新たな機能及び改良したPASCAL-ECを用いた地震時減肉配管のフラジリティ試解析結果を報告する。
宇野 隼平; 勝山 仁哉; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一*; 小坂部 和也*; Li, Y.
no journal, ,
原子炉圧力容器(RPV)は原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する重要な機器であり、その構造健全性の確保は原子力発電所の安全な長期供用を維持するために最重要である。原子力機構は、このRPVの構造健全性評価手法の高度化について研究を進めており、健全性評価において想定すべき荷重条件、き裂伝播停止靱性、炉心領域部以外の部位に対する評価法の調査、さらに供用状態C及びDにおける炉心領域部の健全性評価に対する確率論的評価手法の適用性の確認及び標準化に向けた検討を行っている。本稿では、これらの調査研究について平成26年度までに得られた成果の概要を示す。
高屋 茂; 町田 秀夫*; 神島 吉郎*
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現在、日本機械学会システム化規格作業会にて整備中の高速炉機器の信頼性評価に関するガイドラインの概要を紹介する。ガイドラインは、「総則」、「信頼性評価」、「破損シナリオの設定」、「モデル化」、「破損確率の算出」の五つの章から構成され、評価の全体的な流れと、各ステップでの評価内容が説明されている。さらに、高速炉における代表的な劣化事象であるクリープ疲労に関しては、クリープ疲労損傷の蓄積によるき裂発生とその後のき裂進展評価の詳細手順を添付として準備した。
下村 健太; Garcia Rodriguez, D.*
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供用期間中検査(ISI)は、一般的な原子力発電所やナトリウム冷却型高速炉(SFR)の安全性の維持にとって大変重要である。昨今では、原子炉の安全性を確保しつつ、従来のISIより合理的かつ経済的なISIを行うことを目的として、リスク情報を活用した供用期間中検査(RI-ISI)が提案されている。RI-ISIでは、過去の運転経験から得られる経年劣化に関する情報を元にISIの程度を決めている。今まで原子力機構には、SFRのトラブル事例をまとめたデータベースが存在したが、RI-ISIに適用という観点では、データベースが整備されていなかった。そこで、RI-ISIにも適用可能なSFRのデータベースの作成を行うこととした。今回は作成したデータベースの概要について報告する。
Mihalache, O.; Garcia Rodriguez, D.*; 山本 敏弘*; Cheng, W.*
no journal, ,
A previously introduced two-dimensional EMAT simulation code developed in-house at JAEA, based on both coupling/uncoupling of eddy currents and wave displacement in a non-magnetic material is analyzed against 3D numerical simulations and experimental wave displacements performed by JAPEIC.