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古賀 和浩*; 鈴木 和則*; 高木 剛彦; 浜野 知治
FAPIG, (196), p.8 - 15, 2020/01
高速増殖原型炉もんじゅは、既に(2017年6月より)廃止措置の第1段階である燃料体取出し期間(約5.5年: 2022年末まで)がスタートしている。その中で、最初の燃料体の取扱いとして、2018年8月
2019年1月に1回目の「燃料体の処理」運転(計86体)を実施した。富士電機は、「燃料体の処理」運転において、事業者の日本原子力研究開発機構に協力して期間を通して技術員を派遣するなどの技術支援を実施し、各種不具合を経験しながらも運転完遂に貢献した。本稿では、この1回目の「燃料体の処理」運転の実施内容及び不具合状況の概要を紹介する。なお、本稿は、FAPIG No194「高速増殖原型炉もんじゅ 廃止措置と燃料体取出し作業に向けて」の続編であり、そちらも参照されたい。
古賀 和浩*; 鈴木 和則*; 浜野 知治; 高木 剛彦
FAPIG, (194), p.6 - 11, 2018/02
高速増殖原型炉もんじゅは、2016年12月21日の原子力関係閣僚会議において、廃止措置が決定した。その後、2017年6月13日に「廃止措置に関する基本的な計画」が文科相へ提出され、廃止措置の第1段階である燃料体取出し期間(約5.5年)がスタートした。富士電機は、燃料体取出し作業の安全な作業遂行に向けて、事業者の日本原子力研究開発機構に協力して各種準備を進めているところである。本稿では、燃料体取出し作業に向けた、点検等の準備状況の概要を紹介する。
内山 尚基*; 小澤 達也*; 佐藤 康士*; 小林 順; 小野島 貴光; 田中 正暁
FAPIG, (194), p.12 - 18, 2018/02
原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉の安全性を更に高めるために、シビアアクシデントへの進展防止、事象進展の緩和方策として崩壊熱除去系の多様化を目指している。そのために、大洗研究開発センター内に設置されている、原子炉容器内の自然循環による崩壊熱除去時の熱流動現象の確認が実液(ナトリウム)でできる「プラント過渡応答試験装置(プラントル施設: PLANDTL)」の整備を進めている。本稿では、川崎重工業が原子力機構から受注し、2014年度2016年度にかけて行ったプラントル施設の模擬炉心、原子炉容器上部プレナムおよび炉内構造物の改造に係わる機器製作、据付け作業について紹介する。
古賀 和浩*; 大原 紀和*; 猪 博一*; 近藤 勝美*; 伊東 秀明; 芦田 貴志; 中村 俊之
FAPIG, (190), p.3 - 8, 2015/07
高速実験炉「常陽」では、2007年6月に計測線付きの照射装置の試料部の切離しなどが不能となり、原子炉容器内において試料部が折れ曲がった状態で留まってしまう事象が発生した。富士電機は、試料部回収のための装置を設計、製作し、現地の回収作業では、事業者の日本原子力研究開発機構と協同して作業にあたり、試料部の回収に成功した。
辻 延昌*; 大橋 一孝*; 田澤 勇次郎*; 橘 幸男; 大橋 弘史; 高松 邦吉
FAPIG, (190), p.20 - 24, 2015/07
強制冷却喪失事故時、高温ガス炉の崩壊熱は輻射、熱伝導および自然対流で除去される。そのため、受動的な除熱量を評価し高温ガス炉の固有の安全性を確認することは重要である。本論文では、汎用熱流動解析コードを用いて、通常運転時の強制対流および強制冷却喪失事故時の自然対流を解析した。その際、燃料温度は自然対流に大きく影響されるため、炉心領域の自然対流を精度良く評価することが重要である。また、マルチホール型燃料とピンインブロック型燃料の熱流動特性についても比較を行った。
山田 弘一*; 櫻井 真治; 中村 誠俊
FAPIG, (187), p.28 - 31, 2014/02
核融合エネルギーの早期実現に向けて日欧協力で「幅広いアプローチ(BA)活動」が実施されており、その中で核融合エネルギーの早期実現を目指した研究開発のために日本原子力研究開発機構でJT-60SAの建設が進められている。JT-60では、高加熱プラズマの維持時間が制限されていたため、真空容器下部に設置されるダイバータターゲットは炭素タイル(C/C材)のネジ止め構造の慣性冷却であったが、改造後のJT-60SAでは100秒間の高熱負荷環境に耐えるためモノブロック構造受熱タイルを冷却管に冶金的接合した強制冷却ダイバータが適用される。しかしながら、受熱タイルと冷却管とでは適用される材料の線膨張率が異なり、その材料接合部間で欠陥が生じやすく、その欠陥が断熱箇所となり所定の除熱性能を得ることが難しい。そのため、当該機器製作では、受熱タイル構造の改善を行うことで対応した。本稿では、高い除熱性能を満足させるダイバータターゲット製作での実施内容について報告を行う。
千田 豊; 中嶋 秀夫
FAPIG, (182), p.15 - 20, 2011/02
ITER計画におけるトロイダル磁場(TF)コイルの調達に関して、日本は原子力機構を窓口として25%の導体、9個のコイル、19個のコイル構造物を担当しており、現在、導体製作の約20%が完了し、コイル及びコイル構造物については実規模試作をメーカーと協力して進めている。本報告ではこれらの進捗状況をまとめるとともにTFコイルの製作技術と技術開発状況について記述する。
清水 大志; 坂本 健作; 吉岡 祐二*
FAPIG, (182), p.26 - 29, 2011/02
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」)では、計算科学を活用した原子力の研究開発を加速するため、平成22年3月に旧システム(総理論演算性能15.3TFlops)を刷新し、当時国内最大規模となる総理論演算性能200TFLOPSの大規模Linuxクラスタシステム(PRIMERGY BX900)と、総理論演算性能12TFlopsの次世代計算機プロトタイプ機(FX1)等からなるスーパーコンピュータシステム一式を導入、これらの運用を開始した。BX900は旺盛な計算需要に応えること、FX1は次世代スーパーコンピュータ(京コンピュータ)の利用に向けた原子力アプリケーションのチューニング環境を提供することを目的としている。本稿では、原子力機構が新たに導入した新スーパーコンピュータシステムの特徴や機能について紹介する。
鈴木 嘉浩*; 荒井 康*
FAPIG, (182), p.9 - 14, 2011/02
我が国では、ウラン資源の有効利用に向けて高速炉や軽水炉によるプルトニウム利用の計画が進められている。これら原子炉に供するMOX燃料のうち、高速炉向けは1988年から日本原子力研究開発機構殿のMOX燃料製造施設で製造が開始され現在に至っており、軽水炉向けについては日本原燃殿MOX燃料工場での製造が決定し、2010年に建設が開始された。富士電機は、1990年代から高速炉向けMOX燃料の製造設備の設計・製作を手掛けてきており、2010年2月に日本原子力研究開発機構殿へ「ペレット仕上検査設備2号機」を納入している。本稿では、「ペレット仕上検査設備2号機」の設備概要を紹介する。
伊勢 英夫; 扇柳 仁; 中村 仁一; 笹島 栄夫; 高佐 明; 塙 悟史; 川口 佳彦; 知見 康弘; 西山 裕孝; 中村 武彦
FAPIG, (180), p.22 - 25, 2010/02
日本原子力研究開発機構では、軽水炉の開発や安全確保などに資するため、Japan Materials Testing Reactor (JMTR)を改修して2011年度に再稼働する計画を進めており、軽水炉燃料及び材料の照射にかかわる健全性を調べるための試験装置の整備を改修と並行して行っている。本稿では、この燃料及び材料照射試験計画の概要について述べる。
寺内 誠; 政井 上; 鈴木 信太郎*
FAPIG, (180), p.30 - 35, 2010/02
高速増殖原型炉「もんじゅ」では、プラントの保修作業管理業務における安全性,信頼性のさらなる強化を目的に、現行のクライアント/サーバ方式によるプラント保修作業管理システムの更新に着手。より保守性,信頼性の高いWeb方式による新作業票管理システムの運用を平成21年度より開始した。運用当初より「もんじゅ」を安全かつ効率的に運用するための保修業務において必須で中核のシステムとして位置付けられている。本稿では、新作業票管理システムの特徴や機能について解説し、原子力機構の保修作業管理業務におけるIT化への取り組みについて紹介するものである。
齊藤 隆一; 今泉 和幸; 岡 潔; 相澤 秀之*; 片桐 源一*
FAPIG, (179), p.3 - 9, 2009/07
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、ナトリウム冷却型高速炉の原子炉内観察・補修技術開発の一環として、ファイバスコープ及びカメラを用いた炉内観察装置を開発し、高速実験炉「常陽」原子炉容器内の観察を通じて、その適用性,観察技術に関する知見等を得てきた。今後、炉内干渉物の対策を契機として、炉容器内の観察・補修技術のさらなる向上を図っていく予定であり、開発の最新状況については、日本原子力学会2008年度の春秋2回の年会・大会で発表されている。本報では、2回の大会に渡りシリーズ発表された「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」から、「炉容器内構造観察のための画像撮影装置」について、シリーズ発表中の関連発表を交えて紹介した。
飯村 光一; 坂本 太一; 菅野 勝; 堀 直彦
FAPIG, (178), p.14 - 18, 2009/02
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、2011年度に材料試験炉(JMTR)を再稼働させる予定で改修計画が進められている。再稼働後におけるJMTRの有効利用の一環として、放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられているテクネチウム-99m(
Tc)の親核種であるモリブデン-99(
Mo)の製造が計画されている。Moは、その供給をすべて輸入に依存している状況にあることから、産業界と共同でMoの一部国産化を目指すものである。本書では、Moの製造に必要な照射装置の選定や照射後工程において製品化のために必要な装置等の基本計画について紹介する。
羽賀 勝洋; 粉川 広行; 涌井 隆; 花野 耕平; 二川 正敏
FAPIG, (177), p.12 - 17, 2008/07
J-PARCの1MW核破砕中性子源施設として建設した水銀ターゲットシステムが完成し、陽子ビーム受入と中性子発生に成功した。本稿では物質・生命科学実験施設の核破砕中性子源と水銀ターゲットシステムの概要を紹介するとともに、これらの製作・設置の過程で生じた主要なトピックスについて紹介する。すなわち、水銀ターゲット容器については溶接によってビーム窓部に容器の寿命に悪影響を及ぼす残留応力が生じることが懸念されたため、TIG溶接と電子ビーム溶接(EB)について残留応力を評価し、EBを用いれば残留応力が問題ないレベルであることを確認した。また、水銀循環設備については新たに開発したPMポンプの仕組み,外観,試験運転の結果等を紹介する。最後にターゲット台車については水銀循環設備,ドレンタンクなど、水銀循環系一式を一つの台車上に搭載した構造の特徴などについて紹介する。
橋本 大輔*; 小松 恵一*; 江口 健二*; 森薗 孝次
FAPIG, (175), p.23 - 28, 2007/07
高速増殖原型炉もんじゅ(以下、もんじゅという)では、その性能試験等において得られる貴重な実機プラントのプロセス計測データを収集・蓄積し、有効に利用することを目的として、プラントデータ収録システム(Monju Integrated Data Acquisition System、以下、MIDASという)を設置している。もんじゅは現在、1995年に発生したナトリウム漏えい事故のため運転を停止中であるが、本年5月にはナトリウム漏えい対策に関する改造工事の本体工事が完了し、その機能試験が本格化するなど運転再開の機運が高まっている。そのような中、MIDASについてもこのほど性能試験の再開を前に更新することとなった。本稿は、今回更新したMIDASについて、紹介するものである。
竹村 守雄
FAPIG, (175), p.3 - 17, 2007/07
設計が進められてきた国際熱核融合実験炉ITERはフランスに建設することが合意され、建設サイトであるカダラッシュへ、このプロジェクトに参加するEU,日本,米国,ロシア,中国,韓国,インド7極の関係者達の移動が、1年前から始まった。本稿は、11月から当地へ単身赴任となり、初めて経験することになった長期海外生活を、個人的な体験,印象を中心として報告するものである。勤務するカダラッシュ研究所,住まいを構えたエクサンプロヴァンスの街,これを取り囲むプロヴァンス地方について紹介するとともに、そこでの生活環境,各種のトラブル,言葉の壁,プロヴァンス各地を訪ねる楽しみ等をまとめた。
内山 尚基
FAPIG, (174), p.5 - 10, 2007/02
高速増殖原型炉もんじゅ(以下、「もんじゅ」という)は、平成7年(1995年)12月に発生した2次系ナトリウム漏えい事故以来、長期に渡り停止状態にある。この事故後に実施した「もんじゅ」についての安全性総点検で抽出された課題を解決するために、平成17年(2005年)9月から「ナトリウム漏えい対策工事」を実施しており、平成18年(2006年)12月末日における工事全体の進捗率は90%に達している。平成18年(2006年)12月18日から改造工事を実施し据付等の終了した機器や設備について、機能や性能を確認する工事確認試験を開始しているところである。本報告では、もんじゅの現状についてナトリウム漏えい対策工事の進捗, 成果等を富士電機システムズ/カワサキプラントシステムズの担当範囲を中心に紹介する。
南 貴博; 鈴木 喜雄; 青柳 哲雄; 伊藤 俊紀*; 中島 憲宏
FAPIG, (174), p.31 - 39, 2007/02
日本原子力研究開発機構システム計算科学センターでは、STAやITBL基盤ソフトウェアと呼ばれるグリッドミドルウェア開発を通じて得た知見をもとに、グリッド・コンピューティング技術の応用技術開発を加速させ、国際的な原子力グリッド基盤(AEGIS: Atomic Energy Grid InfraStructure)構築を目指したプログラムを平成18年4月より開始した。本稿では、AEGISプログラムに先行するさまざまな取り組みから、2つのキーテクノロジーを紹介する。1つは、簡易なグリッドシステムを構築可能な「STARPC+」で、もう一つは、国際間の計算機資源共有を実現する「ドイツUNICOREとITBLの連携システム」である。
山田 弘一*; 土谷 邦彦
FAPIG, (173), p.16 - 20, 2006/07
国際熱核融合実験炉(ITER: International Thermonuclear Experimental Reactor)の中で、炉内機器の一つである遮蔽ブランケットを補修・交換する際、ブランケット背面から伸びる冷却配管は溶接により既設の冷却配管と接続する必要がある。しかしながら、本体側冷却配管であるステンレス鋼は中性子により照射されているため、照射済ステンレス鋼と未照射ステンレス鋼を接合することになる。本稿では、レーザー溶接法を用いた照射済ステンレス鋼の接合に関する試験結果についてまとめた。本試験により、ITERの照射条件まで中性子照射したSUS316LN-IG材のレーザー溶接法による接合が可能であり、材料中に核変換で生成したヘリウムが約3appmであっても有意な接合試料の特性低下を引き起こさないことがわかった。
武原 一記*; 佐々 陽一; 関田 勉
FAPIG, (173), p.21 - 29, 2006/07
原子力機構東海研究開発センター原子力科学研究所では、法令等に則り、原子力施設周辺環境の放射線測定及び気象観測、測定結果の集計・分析と、データの記録・保管及び関係機関等への報告を行っている。2005年度に環境放射線監視業務の信頼性向上と業務効率化を目的に、環境放射線監視システムの更新を実施し、新装置を2006年3月より本稼動させている。本稿では、新環境放射線監視システムの特徴や機能について紹介する。
