Chapter 3, Prototype reactor Monju

羽様 平

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, p.87 - 161, 2022/07

https://doi.org/10.1016/B978-0-12-824076-2.00003-1

The prototype fast breeder reactor "Monju" is a sodium-cooled fast neutron reactor with an electric power of 300 MW developed in Japan. The reactor is a loop-type reactor with three sodium cooling systems and the reactor core consists of 198 fuel subassemblies each containing 169 pins with mixed oxide fuel. This chapter summarizes outline and features of Monju: design, R&D activities and technology development to establish the design, construction, experience in operation and maintenance, and technological achievements obtained in the operation.

「もんじゅ」点検期間長期化の要因分析及び次世代高速炉の保全合理化案の提案,2; 低温停止期間における「もんじゅ」の保全計画分析

豊田 晃大; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂

保全学, 20(2), p.95 - 103, 2021/07

It is necessary to implement reasonable maintenance based on characteristics of a nuclear power plant to achieve both high safety and high economic efficiency of the power plant. The prototype fast breeder reactor "Monju" spent most of the year on maintenance. It is important to identify causes of the prolonged maintenance of "Monju" and consider countermeasures for subsequent fast reactors. In this study, we investigate causes of the prolonged maintenance by analyzing the Monju's maintenance plan. Further, we make proposals for optimizing the maintenance of next-generation fast reactors to address the identified issues.

FT自動計測装置を用いたアパタイトFT密度測定作業時間と結果

島田 耕史; 末岡 茂

フィッション・トラックニュースレター, (33), p.19 - 21, 2020/10

もんじゅ敷地内の花崗岩から分離したアパタイト粒子と、新たに作成した標準試料(Durango産アパタイト)のフィッション・トラック(FT)密度を、FT研究の初心者である筆頭著者がFT自動計測装置で計測した結果および作業時間を報告する。本自動計測装置は本邦初の導入であり、測定作業時間は大幅に低減した。また得られたFT密度は共著者による既往報告と調和的であり、熟練者の専門的経験に基づく適切な指導があれば、初心者でも熟練者と遜色のないデータを短時間で得られる可能性が示唆された。

エネルギー安全保障をめぐる政策過程; 高速増殖原型炉もんじゅの性能試験再開を事例として

小伊藤 優子

臨床政治研究, (10), p.1 - 23, 2019/12

本論文は、今後の高速炉開発に関する教訓を得るため、性能試験再開から炉内中継装置の落下トラブル、そして東京電力福島第一原子力発電所事故後に廃止措置が決定されるまでの政策過程について、原子力政策を牽引してきた内閣府と福井県の役割や論点の推移について、議会議事録及び公開資料を用いて史的展開を整理した。そして、国政レベルにおいては政権交代、県政レベルにおいては県知事と県議会の力の不均衡という政治的要因が、国と地方自治体の相関関係を硬直化させたことを明らかにした。以上を踏まえて、既存の政策決定構造下における行為主体の役割及び相互作用について基本的な相似性がある、国家安全保障をめぐる在日米軍基地の整理・統合に携わる行為主体の役割と比較した結果、高速炉開発に関する政策過程については、国政レベル及び県政レベルの政治的要因について調整機能を有するアクターの活動が重要であると考えられる。

平成30年度研究開発・評価報告書 評価課題「高速炉サイクル技術の研究開発」(中間評価)

高速炉・新型炉研究開発部門

JAEA-Evaluation 2019-004, 47 Pages, 2019/06

JAEA-Evaluation-2019-004.pdf:2.32MB
JAEA-Evaluation-2019-004-appendix(CD-ROM).zip:14.87MB

日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」等に基づき、平成30年9月21日に第3期中長期計画における「高速炉サイクル技術の研究開発」に関する中間評価を、高速炉サイクル研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、高速炉サイクル研究開発・評価委員会は、原子力機構の平成27年度から平成30年度までの4年間における「高速炉サイクル技術の研究開発」の進捗状況や成果等に関する聴取・審議を行い、その結果に基づき中間評価を実施した。そして、中間評価の結果は、評価理由及び意見・提言を含めて整理された報告書(答申書)にまとめられた。本報告書は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」に基づき、研究開発評価の評価情報の国民への積極的な発信を目的として発行するものであり、高速炉サイクル研究開発・評価委員会の構成、審議経過、評価項目について記載し、同委員会により提出された中間評価の報告書(答申書)を添付した。

Irradiation induced reactivity in Monju zero power operation

高野 和也; 丸山 修平; 羽様 平; 宇佐美 晋

Proceedings of Reactor Physics Paving the Way Towards More Efficient Systems (PHYSOR 2018) (USB Flash Drive), p.1725 - 1735, 2018/04

2010年に実施した、もんじゅ炉心確認試験における炉心反応度の照射依存性について評価した。ゼロ出力で実施した炉心確認試験において、Puの崩壊に伴う反応度低下以外に、照射量増加に伴う正の反応度増加を確認した。照射依存の反応度増加は炉心確認試験開始から約1ヶ月(10 fissions/cm)でほぼ飽和する。照射依存の反応度増加は、自己照射損傷に伴い蓄積した格子欠陥が炉心起動中の核分裂片照射により回復したことに起因すると仮定すると、運転前にMOX燃料に蓄積した自己照射損傷に伴う格子欠陥の約47%が回復したことに相当する。

Analytical studies on fuel element failure propagation due to adventitious fuel pin failure in small to large size sodium-cooled fast reactors

深野 義隆

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10

炉心局所事故はナトリウム冷却高速炉(SFR)においてシビアアクシデントの一つの原因となり得ると歴史的に考えられてきたため、確率論的、決定論的安全評価や実験研究が多くの国で実施されてきた。燃料ピンの自然破損は、その頻度の高さと破損伝播の可能性から、これらの確率論的安全評価において、炉心局所事故の最も支配的な起因事象と考えられてきた。既往研究では、燃料ピンの自然破損からの損傷拡大(FEFPA)に至る可能性のある4つのメカニズムが同定された。これらのメカニズムは任意のSFRに適用可能な安全評価コードにモデル化された。この評価手法を用いて常陽、「もんじゅ」(現行炉心及び高度化炉心)、JSFRの4つの炉心におけるFEFPAの安全解析を実施した。その結果、4つの異なる炉心設計によって解析結果は異なるものの、これらのSFRでFEFPAが生じる可能性は非常に低いことを本研究で明らかにした。これらの結果はSFRの経済性を向上させる破損後の継続運転の将来的可能性を示唆するものである。

「もんじゅ」の目指す研究開発

廣井 博*; 荒井 眞伸; 木曽原 直之

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 3 Pages, 2016/06

高速増殖原型炉「もんじゅ」は、平成7年に初送電を開始したが、その後、2次系ナトリウム漏えい事故の発生、平成23年3月の東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島事故と言う)とそれを受けての新規制基準の施行、平成24年に明らかとなった保守管理不備の問題などがあり、またこの間、高速増殖炉開発を取り巻く国内外の情勢も変化してきた。この様な状況を踏まえて「もんじゅ」の開発意義や実施すべき研究について改めて議論され、平成25年9月には「もんじゅ研究計画」が策定された。本研究計画では、エネルギー安全保障と廃棄物の減容・有害度低減が2本の柱として定められた。ここでは「もんじゅ」に関する内外の経緯と環境の変化及び「もんじゅ研究計画」の内容や今後の取組みについて紹介する。

「もんじゅ」タギング法破損燃料検出装置の性能確認,1

諸橋 裕子; 鈴木 敏

JAEA-Technology 2014-045, 116 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-045.pdf:33.37MB

もんじゅの破損燃料検出装置(FFDL)は、タグガスにより破損燃料を同定するタギング法を採用している。これはあらかじめ燃料集合体ごとに同位体組成比の異なるKrとXeの混合ガスを各燃料ピンに封入しておき、燃料破損時に1次Arガス系へ放出されたタグガスを回収、同位体組成比を分析し、破損燃料を同定するものである。設計上、希ガス濃縮率200倍以上で破損燃料を同定できるとされており、過去の試験では、希ガス濃度1ppmの試料ガスにて200倍以上の濃縮率を確認している。一方、燃料破損時にはタグガスのKr, Xeは極低濃度希ガスとなることが想定されるため、このような極低濃度希ガスに対しても設計上の要求を満たす濃縮率であることを確認する必要がある。また、FFDLには1次Arガス系の希ガスBG濃度を測定することも求められている。以上を踏まえ、極低濃度希ガスによる希ガス濃縮率確認試験を実施した。さらに、この試験で得られた希ガス濃縮率を用いて、現状の1次Arガス系Arガス中の希ガスBG濃度を評価した。FFDL単体運転による希ガス濃縮率確認試験の結果、極低濃度希ガスに対して数万倍の濃縮率が得られ、設計上の要求を満たすことを確認した。

高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方

もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会

JAEA-Evaluation 2014-005, 275 Pages, 2014/11

JAEA-Evaluation-2014-005.pdf:134.4MB

原子力規制委員会は2011年3月の東京電力福島第一原子力発電所の事故を踏まえ、ナトリウム冷却高速炉等の研究開発段階発電用原子炉を対象とした重大事故を考慮した新規制基準を2013年7月に定めた。この基準については、パブリックコメント等を踏まえ再度見直しをすることとしているが、日本原子力研究開発機構はこれまでの知見を活かし、独自に「高速増殖原型炉もんじゅに関する重大事故を含む安全確保の考え方」を構築すべく、高速増殖炉の技術及び安全性評価に精通した専門家により「もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会」を設置し、科学的・技術的知見に基づき、検討することとした。本報告書は、委員会として高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方について重要な論点事項を本委員会として整理し、適切に対策を講じなければならない16の要求をまとめたものである。