原子力災害対応用ロボットの性能試験法; 貫通孔を介した展開後の走破性能試験(JAEA-TM-0004、JAEA-TM-0005)

川端 邦明; 山田 大地; 阿部 浩之*

JAEA-Technology 2021-021, 30 Pages, 2021/11

JAEA-Technology-2021-021.pdf:2.55MB

本稿は、原子力災害対応および廃炉作業に用いるロボット等の遠隔操作機器(以下、ロボット)の性能を定量的かつ相対的に評価するための試験法について記述したものである。東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(以下、1F)での事故発生後から現在まで、作業やタスクに応じて多種多様な遠隔操作ロボットが導入されている。このような作業経験と教訓は、将来のロボットの設計、開発に重要であることから、我々はこれらを参考にしてロボット性能評価のための試験方法の開発に取り組んでいる。近年の廃炉作業においては、原子炉格納容器内の核燃料デブリの分布や状態に関する調査が実施されている。格納容器内部へロボット等の投入・展開は、放射性物質の飛散の防止のために小口径の貫通孔を介して行われている。著者らが1Fの1、2号機での作業実施について調査したところ、貫通孔を介して格納容器内に展開した後にロボットによって調査作業を実行するためには、貫通孔にケーブルを通した状態で、貫通孔の出口から下方にある床面上での自在な走行および貫通孔の出口から下方に位置する傾斜面上での自在な走行について高い性能が必要であることがわかった。本稿は、これらの性能に注目して、定量的かつ相対的なロボットの性能比較・評価に資する、貫通孔を介した展開後の床面上走破性能試験と貫通孔を介した展開後の傾斜面上走破性能試験の2つの試験手順について記述するものである。試験実施の参考のために、具体的な試験環境の例とテスト実行のデモンストレーションの様子についても掲載している。

楢葉遠隔技術開発センターと原子力緊急時遠隔機材

川妻 伸二

デコミッショニング技報, (54), p.24 - 33, 2016/09

2011年3月11日の東北地方太平洋沖地震とその後の大津波により発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故から5年が経過した。福島第一原子力発電所の事故では放射性物質が大量に放出され、原子炉建屋内部の空間線量率が高く、廃止措置のために作業員が原子炉建屋内への立入りや長時間作業は、極めて困難な状況である。作業員に替わって廃止措置の作業を行う、遠隔技術の開発が必要となり、その技術開発を加速するため、日本原子力研究開発機構は楢葉遠隔技術開発センターを建設し、2016年4月から本格運用を開始した。あわせて、遠隔操作機器・装置の開発を支援するロボットシミュレータやロボット性能試験法の開発を行っている。さらに、原子力緊急時遠隔機材の整備・運用も行っている。

オンサイトプラントアナライザの開発(1)-モデル構築GUI・プラントデータ取り込み機能の開発-

not registered

JNC TN4400 2000-002, 33 Pages, 2000/06

JNC-TN4400-2000-002.pdf:5.22MB

オンサイトプラントアナライザは、原子力プラントの非定常運用や事故発生時に、生起する事象の詳細解析を支援する計算機応用システムとして提案されている。同アナライザは、動特性解析コードを内在し、プラントの事象解析を短時間で効率よく実施できる解析支援システムである。このようなオンサイトプラントアナライザにおける開発要素は、解析モデル構築機能およびプラントデータ取得機能である。また、現在の解析コードにこれらの機能を付加することは、もんじゅのプラント動特性解析作業全般の効率化にもつながる。そこで、主として、「もんじゅ」性能試験時のプラント動特性解析作業を支援することに目的を絞り、これらのプラントアナライザの基本機能を開発した。システムでは、もんじゅの安全評価などに使用されたFBR動特性解析コードCOPDを発展させたSUPER-COPDを動特性解析実行部分に採用した。モデル構築においては、GUI(グラフィカルユーザインタフェース)画面上で機器に対応したアイコンを操作し、解析モデルをそのまま構築できるようにするなど、操作を全てGUIにより行えるようにした。また、「もんじゅ」プラントデータ収録システムからプラントデータをオンラインでリアルタイムに直接取り込む機能を設けた。取り込んだプラントデータは、解析時に境界条件としてプロセス量を格納する

核設計基本データベースの整備(XI) -高速実験炉「常陽」MK-I性能試験・運転データ解析--

横山 賢治; 沼田 一幸*

JNC TN9400 2000-036, 138 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-036.pdf:10.16MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)ではこれまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得た。現在、核燃料サイクル開発機構では、引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、高速実験炉「常陽」の積分データ整備の一環として、「常陽」MK-I炉心で測定された性能試験データや運転データに対してC/E値の評価及び感度解析を行った。解析対象とした核特性は、臨界性(最小臨界炉心)、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度、燃焼係数である。JUPITER標準解析手法に基づくC/E値評価を行った結果、臨界性、燃料・ブランケット置換反応度については、解析値と測定値は良い一致を示すことを確認した。一方で、Naボイド反応度については、解析値が過大評価傾向であることが分かった。また、燃焼係数については、各運転サイクル間でC/E値のばらつきが大きくなった。今後、測定誤差の観点から詳細な検討が必要であるが、統合炉定数のための積分データとして利用できる見通しを得た。更に、臨界性、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度に関して感度解析を行い、「JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、「常陽」MK-I炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。

高速増殖原型炉「もんじゅ」における水素・トリチウム挙動 -性能試験データによる解析コード(TTT9)の検証と定格運転予測評価-

飯沢 克幸; 鳥居 建男

JNC TN4400 99-002, 192 Pages, 1999/03

JNC-TN4400-99-002.pdf:7.27MB

高速増殖炉におけるトリチウム挙動解析評価手法と負荷低減対策の開発整備を目的として、「もんじゅ」出力上昇試験データを用いて高速炉トリチウム挙動解析コード"TTT"の検証と定格運転長期予測評価を実施した。この際、既に長期運転経過により飽和挙動に達している「常陽」及びPHENIX解析結果との比較検討も実施した。"TTT"コードはR.KUMARのトリチウム・水素挙動モデルに基づき作成され、当初「もんじゅ」設計段階の評価に用いられて来たが、その後「常陽」MK-IIデータに基づき改良整備し、更に今回「もんじゅ」性能試験データによる検証精度の向上を図り、実力ベースにおける長期予測評価と低減対策検討への適用に到っている。本研究において得られた結果と結論は以下のとおりである。(1)「常陽」、PHENIX、「もんじゅ」性能試験におけるトリチウム濃度実測分布への解析コード炉心放出率適合値の検討により、制御棒からの放出寄与の優位性が推測された。(2)「もんじゅ」性能試験時のナトリウムと水・蒸気中トリチウム濃度分布に対して、解析コード検証精度C/E=1.1が得られた。(3)カバーガス中トリチウム濃度実測分布を再現するうえでトリチウム/水素同位体存在比均一化モデルの妥当性が確認された。(4)「もんじゅ」2次系ナトリウム中トリチウム濃度は1次系の約1/50で、

大深度対応地下水の長期モニタリング装置の製作

平田 洋一*; 小川 賢*

PNC TJ7439 98-003, 171 Pages, 1998/08

PNC-TJ7439-98-003.pdf:15.85MB

本業務は、大深度の立坑(数百千m程度)および坑道の掘削を伴う調査研究等において、その周辺に掘削した試錐孔内で大きな差圧が発生する場合でも長期間に亘り連続して最大20区間の間隙水圧の測定および採水作業を行うことができる深度1,000m対応の長期モニタリング装置を製作するものである。本装置は、大きくダウンホールユニット、インナープローブユニット、データ観測・制御装置で構成される。以下に、本装置の主な特徴を示す。・最大30kgf/c㎡の差圧環境下での間隙水圧測定および地下水の採水が可能・深度1,000m、孔径86120mmまでの試錐孔に適用が可能・摂氏70までの温度環境下での適用が可能・水圧観測用圧力計に水晶発振式の小型で高精度な絶対圧力計を採用・観測区間の圧力等を維持した状態で、地下水を地上に回収可能本装置の製作に伴い室内試験および孔内性能試験を実施した結果、ダウンホールユニット、インナープローブユニット、データ観測・制御装置の全機能について正常に作動することが確認された。

地層処分における閉鎖技術の開発

稲葉 武史*; 戸井田 克*; 塩釜 幸弘*; 山本 拓治*; 安井 信吾*; 深沢 栄造*; 田中 益弘*

PNC TJ1100 98-003, 204 Pages, 1998/02

PNC-TJ1100-98-003.pdf:9.91MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、廃棄体の定置後、処分のために建設した地下構造物を人工バリア材の一つである埋戻し材、プラグ材、グラウト材により閉鎖し、廃棄体の隔離性能を長期にわたり確保する必要がある。そこで、わが国の地質環境条件に適応し得るこれら閉鎖システムの確立に資するため、室内試験および原位置試験を通じてこれらの性能を定量的に評価していくことが必要である。本年度は、ベントナイトの動的物性値の取得及びカナダにおいて開始したトンネルシーリング性能原位置試験の設計や計測に係わる調査、検討を行った。以下にその概要を示す。(1)不飽和ベントナイト単体及び飽和砂ベントナイトの動的三軸試験を行い、ベントナイト単体及び混合土の動的変形特性を取得した。(2)AECL地下研究施設において実施しているトンネルシーリング性能試験に係わる、1)計測項目、計測機器の配置、2)ベントナイトブロックの施工、3)グラウト予備試験、4)トレーサー試験計画、5)ワークショップに係わる資料作成、の項目についての調査、検討を行った。

Application of a Phoswich detector for simultaneous counting of - and ()-rays in a rotating drum-cell type monitor

臼田 重和; 安田 健一郎; 桜井 聡; 高橋 俊行; 軍司 秀穂*; P.Howarth*

INMM 39th Annual Meeting Proceedings (CD-ROM), 27, 6 Pages, 1998/00

回転ドラムセル型モニターに、従来使用されていた線計測用のSi検出器などの代わりに、著者らが開発した及び()線同時計測用ZnS(Ag)/NE102Aホスウィッチ検出器を応用し、その性能を調べた。同モニターは、放射体のプロセス濃度モニタリング用として原研NUCEFに設置されているもので、装置の一部を改造し、濃縮ウラン溶液を利用して性能試験を行った。発表では、ホスウィッチ検出器、同モニターの改造、及び()線強度とウラン溶液濃度との関係、濃度モニタリング結果、装置の課題、Si検出器で得られた性能との比較などについて述べる。

動燃式低水圧制御水理試験装置の改良(揚水試験機能の付加)

後藤 和幸*; 井原 哲夫*; 小川 賢*

PNC TJ7439 96-005, 83 Pages, 1996/12

PNC-TJ7439-96-005.pdf:1.52MB

本業務は、既存の動燃式低水圧制御水理試験装置(以下JFT500とする)に単孔式の揚水試験機能を付加するための改良と揚水試験装置部を新たに製作した。本試験装置の改良の主点は、メインバルブとパッカーバルブの強度の増加および揚水試験用のケーシング・エアーリフト・揚水ポンプ・揚水量自動計測装置等の付加である。以上の改良および装置を付加することにより、従来の非定常透水試験に加え定常法の透水試験である定圧揚水試験・定流量揚水試験ができる試験装置となった。

吹付工法を用いた緩衝材固着性能試験

菅野 毅; 藤田 朝雄; 杉田 裕

PNC TN8410 95-179, 19 Pages, 1995/05

PNC-TN8410-95-179.pdf:0.67MB

地層処分における高レベル放射性廃棄物の定置方式については、竪置方式、横置方式の代表的な2案に関して検討がなされている。処分システムの設計研究のなかで、緩衝材の施工技術開発は、人工バリアシステムの機能を担保するうえで重要な項目の一つである。竪置方式の緩衝材の施工については、これまでに動力炉・核燃料開発事業団の緩衝材大型試験設備(Big-Ben)においてブロック方式および現地締固め方式の試験施工が実施され、処分孔内の緩衝材の施工方法と密度の関係に関するデータが得られている。一方、横置方式については、緩衝材の施工方法の一つとして吹付工法が考えられているが、国内におけるその施工実績の例はない。このため、既存の吹付機を用いた緩衝材の吹付試験を実施し、吹付作業の可能性、施工性および品質・性能に関する知見を得た。試験の結果、最適含水比付近の試料では緩衝材の吹付が可能であることが確認できた。吹付により得られた緩衝材の乾燥密度は1.01.5g/cm/SUP3であり、さらに電動タンピングランマーによる吹付試料の締固めを行うことで1.51.7g/cm/SUP3の乾燥密度を得ることが出来た。