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羽様 平
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, p.87 - 161, 2022/07
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.
敦賀総合研究開発センター
JAEA-Technology 2019-007, 159 Pages, 2019/07
JAEA-Technology-2019-007.pdf:19.09MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution1.pdf:42.36MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution2.pdf:33.56MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution3.pdf:38.14MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution4.pdf:48.82MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution5.pdf:37.61MB
1968年の研究開発着手から約半世紀にわたる高速増殖原型炉もんじゅ(「もんじゅ」)の歴史と技術成果を取りまとめた。高速実験炉「常陽」に続く原型炉として、「もんじゅ」は、半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」,「設計と建設」,「試運転」,「原子炉安全」,「炉心技術」,「燃料・材料」,「原子炉設備」,「ナトリウム技術」,「構造・材料」,「運転・保守」,「事故・トラブル経験」の計11章に分けて、特徴や成果を概括している。
古川 登; 近藤 利幸; 木村 之彦*
JNC TN8440 2001-024, 210 Pages, 2001/08
JNC-TN8440-2001-024.pdf:24.99MB
本書は、将来、アスファルト固化体を地中処分することを前提にした、廃棄体技術基準の整備に向けた調査に反映させるため、固化体中の核種インベントリー、代表的な固化体選定に必要な過去のキャンペーンのグループ化、処分検討時の情報提供等、貴重な情報源として活用することを目的に作成した。作成にあたっては、施設の工程、固化体の組成、貯蔵実績などの固化体製作概要、過去のキャンペーンの試験内容、トピックスを基に製作された固化体の特性や放射性ヨウ素の放出低減化、放射性炭素の施設内移行挙動などを含め、過去の試験・運転内容等の履歴を包括的に把握できるように開発運転履歴をまとめ、今後の処分の動向を見据えた構成とした。アスファルト固化処理施設は、1982年4月(昭和57年)からコールド試験を開始し、5月4日よりホット試験、10月6日より固化処理技術開発運転を開始し、1997年3月11日(平成9年)の火災爆発事故に至るまでの期間(16年間)で、低レベル放射性濃縮廃液を7,438m3処理し、29,967本のアスファルト固化体を製作した。事故により、アスファルト固化処理施設は使命を閉じるに至ったが、15年間で製作したアスファルト固化体は、将来の処分を検討する上で貴重な情報、データを保持しているとともに、処理技術とともに後世に継承する必要がある。なお、試験・運転により製作した固化体ドラム毎のS/B比、放射性核種濃度等に係るデータ類に関しては、「アスファルト固化体の製品データ集」として別冊にまとめたので、本書と対で活用されたい。
平成7年12月 管理区域立ち上げから使用前検査合格まで)石田 順一郎; 二之宮 和重; 大西 俊彦; 堀越 義紀; 長谷川 憲一
PNC TN8440 96-008, 183 Pages, 1996/03
ガラス固化技術開発施設は、平成4年4月に施設が竣工し、同年5月からコールド試運転を行い、平成6年9月2日に管理区域を設定した。その後、平成7年1月31日からホット試験運転(HT-95-1)を開始したが、同年2月22日に溶融炉ガラス流下停止事象が発生したため同年3月1日に試験運転を終了し、引き続き本事象に係わる復旧作業を行い、同年8月31日に復旧作業が全て終了した。同年9月18日からホット試験運転(HT-95-2)を開始し、同年10月26日に最終使用前検査(線量当量率等の検査)を受検し、翌日ホット試験運転(HT-95-2)が無事終了した。同年12月1日に使用前検査合格証が交付された。管理区域設定からホット試験運転(HT-95-2)終了までの間、個人被ばく管理及び作業環境管理において特に問題はなかったが、排気監視において第2付属排気筒から14Cが放出基準値未満であるものの検出下限値を若干上回る放出が確認された。本報告書は、ガラス固化技術開発施設の放射線管理について、管理区域立ち上げから使用前検査合格まで実施した業務の経緯、定常放射線管理、作業管理、排気の監視及び管理区域立ち上げ時の改善等について取りまとめたものである。
堀 雅夫*; 村松 精*; 坂井 茂*; 西田 優顕*; 高橋 克郎*; 溝尾 宣辰*
PNC TN1410 93-053, 271 Pages, 1993/11
第9回高速増殖炉研究開発成果報告会を平成5年2月24日(水)に経団連ホールにて開催した。本報告書は報告会におけるスライドをまとめたものである。1.高速増殖炉研究開発の概要2.原型炉「もんじゅ」試運転の成果と今後の計画(1)「もんじゅ」試運転の現状と今後の計画(2)総合機能試験の成果(3)性能試験計画3.国際協調に基づく研究開発4.「常陽」の今後の展開
室川 佳久; 上野 勤; 本橋 昌幸; 新沢 幸一*; 真道 隆治; 狩野 元信; 大山 康昌*
PNC TN8470 93-015, 311 Pages, 1993/03
ガラス固化技術開発施設(以下「本施設」という。)の装置工事(以下「本工事」という。)は、平成元年1月11日に設計及び工事の方法(以下「設工認」という。)の許可を受け、工事を着手し、平成4年月30日を以て竣工した。本報告では、平成3年6月末に機器、配管、機械等の据付工事の完了に引き続き実施した試運転に係わる経緯、経験、反省等をまとめ報告する。なお、本施設内固化セルで実施した遠隔操作試験については、「ガラス固化技術開発施設工事報告書遠隔操作試験-II(PNC PN8470 93-012)」にまとめたので、そちらを参照されたい。
覚方 邦江; 新沢 幸一*; 木村 一英; 田多井 和明; 室川 佳久; 真道 隆治; 本橋 昌幸
PNC TN8470 93-005, 118 Pages, 1993/01
ガラス固化技術開発施設の非常用発電機の設置及び第二中間開閉所改造工事は,本施設建設工事の一環として,非常用発電機の設置については,平成元年3月より平成3年5月にかけて又,第二中間開閉所改造工事については,平成元年9月より平成3年2月末にかけて工事を行った。本報では,本工事の契約,設計,許認可,工事の詳細内容を報告した。本報の主な内容は,次のとおりである。(1) ガラス固化施設非常用電源系システムの概要(2) 全体工程と予算・契約(3) 非常用発電設備システムの設計(4) 第二中間開閉所の改造設計(5) 非常用発電設備製作据付工事(6) 第二中間開閉所改造工事(7) 総合連動試験(8) 許認可業務と国の使用前検査
覚方 邦江; 福永 俊夫*; 田多井 和明; 木村 一英; 石川 一富*; 新沢 幸一*; 本橋 昌幸
PNC TN8470 93-004, 83 Pages, 1993/01
ガラス固化技術開発施設(以下「本施設」という)は、昭和63年より建設を開始し、電気設備工事(以下「本工事」という)については、昭和63年9月より工事着工し、平成3年7月末を以って完了した。本報では、本工事の契約、工事、検査等の詳細内容を報告した。本報の主要な内容は、次のとおりである。(1)工事の目的及び概要(2)工事の仕様及び条件(3)工事の方法及び手順(4)施工上の技術的検討事項(5)工事の延人数及び工数(6)検査(7)工事中の不具合事例とその対策(8)反省と今後の課題
渡辺 卓嗣; 落合 政昭; 北村 敏勝; 中原 健*; 伊勢 武治; 内藤 裕; 田中 圭
原子力工業, 38(4), p.32 - 50, 1992/04
原子力船「むつ」の出力上昇試験は、平成2年3月29日より、16年振りで再開された。同年12月14日入港の4次航海をもって所定の全試験を完了した。また、同時に海上試運転も成功裏に終了し、平成3年2月14日、「むつ」は我が国初の原子力船として名実ともに完成した。その後、概ね1ヶ年間に、4回の実験航海を行い、原子力船を実際に航行させ海洋環境下でのデータを入手した。本文は、「むつ」の出力上昇試験と実験航海とで得られた実験データを中心に、その間の運航及び運転状況、原子炉の諸特性等を概説したものである。
八巻 治恵
原子力工業, 38(4), p.10 - 12, 1992/04
昭和38年から平成4年までの30年間に及ぶ「むつ」研究開発の主要経緯について述べた。すなわち、初期基本計画における「むつ」の建造及び初期出力上昇試験と放射線漏洩;その対策としての遮蔽改修及び安全性総点検;その後見直しされ新しくなった基本計画に基づいての原子炉及び船体の点検・整備;使用前検査合格証及び船舶検査証書を得るための出力上昇試験・海上試運転の実施;引続き行われた実験航海について概要を記述した。
角田 恒巳; 北村 敏勝; 水島 俊彦; 山崎 弘司; 中原 健*; 神谷 栄世*; 工藤 隆広*; 内藤 彰*; 冨永 峰男*
JAERI-M 92-034, 82 Pages, 1992/03
原子力第一船「むつ」の海上試運転の諸試験にあわせて船体運動に伴う振動、動揺が原子炉プラントに与える影響を調査するためプラント相関試験を実施し、船体の振動、動揺と原子炉プラント挙動との相関について解析を行った。本報告書では、解析の結果得られた船体及び原子炉格納容器等原子炉構造物の固有振動数、固有振動が原子炉プラントに与える影響、ローリング、ピッチングなど船体動揺と原子炉プラントパラメータとの相関について報告する。
山崎 弘司; 北村 敏勝; 水島 俊彦; 角田 恒巳; 内藤 彰*; 中原 健*; 富永 峰男*; 神谷 栄世*; 工藤 隆広*; 中村 和義*
JAERI-M 91-212, 107 Pages, 1992/01
日本の原子力第一船として開発した「むつ」の海上試運転を1990年10月末から同年12月に掛けて実施した。海上試運転は原子動力による推進性能及び操縦性能を確認することを目的として実施したものである。本報告書では海上試運転の結果を(1)速力及び機関性能に関する試験(2)運動性能に関する試験(3)振動に関する試験(4)その他の試験に分類して取りまとめ報告する。また、試験技術として新しく採用した汎地球測位システムGPSの海上試運転への適用について紹介する。
船舶工務課
船の科学, 44(5), p.60 - 66, 1991/05
原子力船「むつ」の海上試運転は沿岸において試験を実施できないことから、洋上で船位測定が可能で、かつ最近その利用面において技術進歩の目覚ましい汎地球測位システム(GPS)を海上試運転の速力計測、旋回試験等に利用した。海上試運転において正式にGPSを利用したのは我が国で今回が初めてであり、近い将来には本装置を用いた試験が一般に実施されることも予想されるので、ここでは適用検討の段階から試験結果までをまとめて報告する。本報告書の中では特に速力試験への適用について述べ、「試験実施条件を、水平精度劣化率が3以下のとき航走距離を3マイルとする。」ことで従来の試験方法と同様の精度を得られることを確認した。また、GPSを使用することによる作業効率の向上についても付記した。
長井 修一朗; 上村 勝一郎; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 平子 一仁*; 三島 毅
PNC TN8410 91-010, 49 Pages, 1991/01
PMW(パルス磁気溶接)法による溶接は固相接合法であるため,従来のX線検査では,PMW溶接部の機械的強度を保証するための接合長さの測定は行えない。そこでX線よりも欠陥分解能の高い超音波を利用した溶接部欠陥検査装置の開発を実施した。本報告書は,この検査装置の設計,製作,試運転の結果とPMW試料を用いての溶接部欠陥検査結果について報告する。本装置の組立精度,駆動精度及び欠陥分解能については,設計値を十分満足したが,自動駆動時の試料形状の認識が完全に行えず,自動駆動時の超音波条件の確保が不十分であった。(結論)自動駆動時の実試料形状と探触子トレース形状の誤差は,設計時に想定した試料形状よりも実際は複雑な形状(2段テーパー等)であるため,それに駆動ソフトが追従できずに生ずると考えられる。従って,今後,この駆動用ソフトを改造することにより探触子のトレース形状を確保できると考える。又,それにより探傷条件の安定が計れれば,超音波による溶接部の欠陥検査は,十分に可能であると思われる。
鈴木 弘之; 斉藤 和則*; 大内 義房; 岡本 文敏; 富樫 昭夫
PNC TN8410 90-089, 59 Pages, 1990/10
処分環境下におけるガラス固化体の健全性を評価するため、ガラス固化体浸出液中の極微量元素分析法の開発は、必要不可欠な分析技術開発課題である。従来の分析手法であるICP-発光分光法や原子吸光法は、ppmオーダーの元素分析法として、有効な分析手法であるが、処分技術開発において要求されるppbオーダーの極微量元素濃度分析には、分析感度及び精度の点で、その対応が困難であった。そこで、これらの極微量濃度域をカバーできる分析法として、高周波プラズマ質量分析装置を用いたICPー質量分析法に着目し、検討した。その結果、以下に示す知見が得られた。(1)浸出挙動評価上重要なリチウム、ナトリウム、アルミニウムなど33元素の最適な測定条件を検出し、従来法の1001000倍の検出感度で定量できることを確かめた。(2)上記の測定条件に基づき、模擬ガラス固化体浸出液を分析し、従来法において検出不能であったppbオーダーの極微量元素を有意値として検出した。また、この時の分析精度はほとんどの元素において+ー5%以下であった。(3)実ガラス固化体浸出液の分析に対応するため、イオン化源であるICP部と質量分析部を分離したフード設置型の高周波プラズマ質量分析装置を開発し、本装置がホット試料分析装置として、十分な分析性能を有することを確認した。今後は、ホット試料分析に向けた各種の条件を検討していく計画である。
堀切 専人*; 竹本 正典*; 宇野 哲老*
PNC TN9410 86-029, 68 Pages, 1986/02
新しい試験施設として「空気冷却熱過渡試験施設」(ATTF)が大洗工学センターに建設された。本施設は高速増殖炉の蒸気発生器出口管板部の構造強度を評価する試験を第1の目的とし建設された装置である。管板構造モデル熱過渡試験の目的は(1)塑性域でのひずみ集中計算法の検討、評価を行い、より合理的な解析法、評価法を策定する。(2)「もんじゅ」の設計基準の妥当性を確認する。(3)設計評価法全体としてもつ破損に対する安全裕度の確認を行うことである。本装置は厳しい熱過渡荷重(コールド・ショック)を試験体に負荷出来るものである。その方法は、圧縮空気(最大35㎏†G)を2台の大型圧縮機より製造し、貯蔵タンク(約60m3)に貯蔵する。供試体を所定の温度に昇温した後、貯蔵タンクの圧縮空気を流調弁に通し、一気に供試体内を通過させながら熱過渡を与え、大気に放出する。主配管系は8インチで圧縮空気を最大10㎏/sの流量で流すことができ、最高熱過渡条件としては約4分間で550
150(管板構造モデル)の温度変化を作り出すことができる。テストセクションは試験体形状により種々の構造に対応が可能である。但し、耐圧性能は最大8㎏/†G、気密構造が要求される。装置は2台のシーケンサー制御器により自動運転される。ATTFは、試験流体が圧縮空気であることにより、ナトリウム中で使用不可能な各種センサーが使用可能で、特に変形挙動を測定する上で必要なひずみゲージが使用でき、詳細なひずみ分布、局部ひずみ測定が可能な装置である。さらに試験体の破損個所、破損形態を明らかにする上で亀裂の発生検知、進展の観察が容易に可能であるなどの特徴により、各種構造物の試験を実施し、変形挙動及び強度を評価するために有力な手段となる試験装置である。本報告書で装置の概要、運転方法、安全対策等を述べる。
田代 晋吾; 森田 潤一; 坪井 孝志; 吉川 静雄; 塩田 得浩; 谷口 彰正*
JAERI-M 84-044, 51 Pages, 1984/03
ガラス固化体作製装置は、高レベル放射性廃棄物ガラス固化体の処理-貯蔵-処分に係る安全性試験に供されるガラス固化体を作製するため廃棄物安全試験施設(Waste Safety Testing Faclity:WASTEF)のNo.2セル内に昭和56年の11月に設置された。本装置は、最高50,000Ciの実廃液を含む放射性物質を用いて、最高5lのガラス固化体を作製することが出来る。本装置は、約1年間、53ランのコールド運転の後、昭和57年11月からホット運転に入っている。本報告書は、この装置について設計と試運転を中心にまとめたものである。
羽様 平
no journal, ,
原型炉知識データグループで実施しているもんじゅに係るデータベースの整備概要を紹介する。もんじゅで取得された成果を将来にわたって有効活用できるようデータベースを整備している。データベースは知識データベースと検証用データベースで構成される。知識データベースは様々な資料を集約、整理したものであり、検証用データベースはもんじゅの性能試験で得られたデータを解析システムの検証に利用できるように整備したものである。知識データベースでは、もんじゅの設計・建設・試運転で得られた成果、運転や保守で得られた経験を集約・整理しており、20万件以上の膨大な資料から重要なものを電子化、検索システムに登録するとともに、分野や開発経緯毎に情報を整理した情報集も整備している。主要な成果については報告書にまとめ公開している。検証用データベースでは、もんじゅの炉心特性,プラント特性,しゃへい特性などの試験データを再評価し、解析との比較により信頼性が確認できたものを高品質のベンチマークデータとして整備している。再評価では最新の解析システムや国際的な評価基準を反映してデータ処理、補正値の評価、不確かさの評価を一式見直し、信頼性の向上を図っている。
