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山野 秀将; Chenaud, M.-S.*; Tsige-Tamirat, H.*; Sumner, T.*; Lee, J.*; Liu, S.*; Peregudova, O.*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
第4世代炉に関する国際フォーラムは、次世代の原子力エネルギーシステムのための研究開発における国際協力を行うための組織である。第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の取り決めの中で、SFRの安全と運転(SO)に関するプロジェクトは、安全技術開発と原子炉運転技術開発の分野を取り扱う。SOプロジェクトの目的には、(1)安全アプローチの構築と具体的な安全設備の性能確認を裏付ける解析及び実験、(2)安全評価と施設の認可に使用される計算ツールの開発と検証及びモデルの妥当性確認、(3)運転中のSFRプラントでの経験と試験から広く得られる原子炉運転技術の取得を含む。SOのテーマに含まれるタスクは、以下の3つのワークパッケージ(WP)、すなわち、WP-SO-1「手法,モデル及びコード」、WP-SO-2「実験計画と運転経験」、及びWP-SO-3「革新的な設計と安全システムの研究」に分類される。本論文では、SOプロジェクトにおける最近の活動を報告する。
小池 朱里*; 根本 将矢*; 中島 理紗子*; 堺 公明*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 2 Pages, 2023/04
異常降雪時のナトリウム冷却高速炉のアクシデントマネジメントとして除雪を行った場合に、運転員による異常気象の認知の成否がプラントの安全性に与える影響を評価するため、運転員の認知確率を時間の関数としてモデル化し、プラント状態についての動的PRA解析を実施した。その結果、事象開始後、比較的早い段階での炉心損傷は、運転員の異常降雪の認知により回避されることを示した。
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.
山野 秀将; Tsige-Tamirat, H.*; Kang, S. H.*; Summer, T.*; Chenaud, M. S.*; Rozhikhin, E.*; Wang, J.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
第4世代炉に関する国際フォーラムは、次世代の原子力エネルギーシステムのための研究開発における国際協力を行うための組織である。第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の取り決めの中で、SFRの安全と運転(SO)に関するプロジェクトは、安全技術開発と原子炉運転技術開発の分野を取り扱う。SOプロジェクトの目的には、(1)安全アプローチの構築と具体的な安全設備の性能確認を裏付ける解析及び実験、(2)安全評価と施設の認可に使用される計算ツールの開発と検証及びモデルの妥当性確認、(3)運転中のSFRプラントでの経験と試験から広く得られる原子炉運転技術の取得を含む。SOのテーマに含まれるタスクは、以下の3つのワークパッケージ(WP)、すなわち、WP-SO-1「手法,モデル及びコード」,WP-SO-2「実験計画と運転経験」、及びWP-SO-3「革新的な設計と安全システムの研究」に分類される。本論文では、SOプロジェクトにおける2019年の活動を報告する。
遠藤 章
放計協ニュース, (68), P. 1, 2021/10
原子力機構原子力科学研究所の研究用原子炉JRR-3の施設利用再開について紹介する。2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故を受けて、原子力規制委員会が策定した新規制基準への適合性の確認を経て、JRR-3は2021年7月に10年7か月ぶりに施設利用を再開した。JRR-3は、大強度陽子加速器施設J-PARCの物質・生命科学実験施設(MFL)と連携した中性子利用の研究拠点として、学術及び産業利用において、今後多くの成果を創出していくことが期待されている。
山野 秀将; Chenaud, M.-S.*; Kang, S.-H.*; Sumner, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; Wang, J.*; Rozhikhin, E.*
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 8 Pages, 2021/08
第4世代炉に関する国際フォーラムは、次世代の原子力エネルギーシステムのための研究開発における国際協力を行うための組織である。第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の取り決めの中で、SFRの安全と運転(SO)に関するプロジェクトは、安全技術開発と原子炉運転技術開発の分野を取り扱う。SOプロジェクトの目的には、(1)安全アプローチの構築と具体的な安全設備の性能確認を裏付ける解析及び実験、(2)安全評価と施設の認可に使用される計算ツールの開発と検証及びモデルの妥当性確認、(3)運転中のSFRプラントでの経験と試験から広く得られる原子炉運転技術の取得を含む。SOのテーマに含まれるタスクは、以下の3つのワークパッケージ(WP)、すなわち、WP-SO-1「手法,モデル及びコード」、WP-SO-2「実験計画と運転経験」、及びWP-SO-3「革新的な設計と安全システムの研究」に分類される。本論文では、SOプロジェクトにおける最近の活動を報告する。
八巻 賢一*; 北 智士*; 大林 寛生; 有吉 玄; 斎藤 滋; 佐々 敏信
JAEA-Technology 2020-021, 26 Pages, 2021/02
JAEA-Technology-2020-021.pdf:2.34MB
計測機器のデジタル化が進むとともに、大型試験装置はPLC(Programmable Logic Controller)制御が主体となり、多くの試験装置がデジタル化されるようになった。また、データ記憶装置の大容量化により、PLCが管理する計測値を、実験期間全般にわたって記録可能となった。これらの記録から、鋼材の腐食試験時の環境の影響や、動特性試験時に生じた変化や異常等の現象を、多角的に分析することが容易になった。一方、長時間に及ぶ試験においては、記録されたデータ数が膨大になり、データ処理や異常を分析する際のデータ抽出に多くの時間と労力を必要とすることになった。また、PLC毎に異なるログデータ仕様にも注意し、正確にデータを整合する必要も生じている。そこで、現在核変換ディビジョンに設置する鉛ビスマス試験装置のPLCからのデータを、任意に抽出・結合・処理するためのツールを作成し、データ分析に要する作業の効率化を図った。
松江 秀明
波紋, 31(1), p.3 - 4, 2021/02
日本中性子科学会「波紋」編集委員会からの「今後のJRR-3の運営体制やユーザー対応等について」投稿をお願いしたいとの依頼に基づいて波紋2月号「特集記事」(2021年2月10日発行予定)に投稿するものであり、2021年2月に運連再開を予定している研究炉JRR-3の耐震補強工事等の進捗とJRR-3ユーザーズオフィスを中心とした利用者支援体制と中性子利用促進活動について紹介を行った。
柴山 充弘*; 村山 洋二; 武田 全康
AONSA Newsletter (Internet), 11(1), P. 20, 2019/08
JRR-3は、新規制基準適合性確認審査を平成26年9月から開始し、平成30年11月に原子炉設置変更許可を取得、令和3年2月末の運転再開を目指して、耐震工事などの準備を進めている。また、JRR-3の将来計画を検討するためのワーキンググループをいくつかの研究分野に分けて設置し、外部利用者を中心に検討を進めていただいていたが、この度、2通目となる報告書が提出された。今後、これらの報告書をたたき台として、施設(原子力機構と東京大学物性研究所)と利用者の間での議論を深めて行き、JRR-3の将来計画を打ち出す予定である。
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。
長谷川 和男; 金正 倫計; 小栗 英知; 山本 風海; 林 直樹; 山崎 良雄; 内藤 富士雄*; 吉井 正人*; 外山 毅*; 山本 昇*; et al.
Proceedings of 16th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1235 - 1239, 2019/07
J-PARCでは2018年の夏季メンテナンス終了後、3GeVシンクロトロン(RCS)からビームを供給する物質・生命科学実験施設(MLF)での利用運転を10月下旬から再開した。出力は夏前の500kWと同じであるが、リニアックのピークビーム電流値を、夏前の40mAから定格の50mAに上げた。一方、スーパーカミオカンデの改修やハドロン実験施設の保守や整備などもあり、30GeVのメインリング(MR)のビーム運転は休止したが、利用運転は2月中旬からハドロン実験施設向けに51kWで再開した。しかし3月18日、MRへの入射ビームラインでの偏向電磁石1台に不具合が発生し、仮復旧で4月5日に利用運転を再開したが、再度不具合が発生し4月24日に夏前の利用運転を終了した。2018年度の稼働率は、リニアック, RCSともに安定でMLF向けは94%、ニュートリノとハドロン実験施設向けは86%、74%であった。ここでは、こうした1年間の運転経験を報告する。
山野 秀将; Vasile, A.*; Kang, S.-H.*; Summer, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; Wang, J.*; Ashurko, I.*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05
第4世代炉に関する国際フォーラムは、次世代の原子力エネルギーシステムのための研究開発における国際協力を行うための組織である。第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の取り決めの中で、SFRの安全と運転(SO)に関するプロジェクトは、安全技術開発と原子炉運転技術開発の分野を取り扱う。SOプロジェクトの目的には、(1)安全アプローチの構築と具体的な安全設備の性能確認を裏付ける解析及び実験、(2)安全評価と施設の認可に使用される計算ツールの開発と検証及びモデルの妥当性確認、(3)運転中のSFRプラントでの経験と試験から広く得られる原子炉運転技術の取得を含む。SOのテーマに含まれるタスクは、以下の3つのワークパッケージ(WP)、すなわち、WP-SO-1「手法,モデル及びコード」、WP-SO-2「実験計画と運転経験」、及びWP-SO-3「革新的な設計と安全システムの研究」に分類される。本論文では、SOプロジェクトにおける最近の活動を報告する。
松田 誠; 株本 裕史; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; 松井 泰; 石崎 暢洋; et al.
Proceedings of 15th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1271 - 1275, 2018/08
原子力機構-東海タンデム加速器は最高加速電圧が約18MVの大型静電加速器であり、核物理,核化学,原子物理,材料照射などの分野に利用されている。2016年12月に発生した真空事故以降加速電圧が12MVまで低下した。加速管内に混入した塵や荷電変換用の炭素薄膜を除去すべく80本の全加速管を取り外し再洗浄を実施した。洗浄に4か月、再組立てに2か月を要した。このため2017年2月から約10か月が加速器の整備期間となった。加速管の再構築に伴い加速管と圧力タンク外の機器との再アライメントを実施した。運転再開は2017年12月となり、利用運転期間中に定期的なコンディショニングを行うことで16.5MVの運転電圧まで回復させることができた。2017年度の加速器の運転・整備状況およびビーム利用開発等について報告する。
長谷川 和男; 金正 倫計; 小栗 英知; 山本 風海; 林 直樹; 山崎 良雄; 内藤 富士雄*; 吉井 正人*; 山本 昇*; 小関 忠*
Proceedings of 15th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1317 - 1321, 2018/08
J-PARCでは2017年の夏季メンテナンス終了後、10月下旬から利用運転を再開した。3GeVシンクロトロンからビームを供給する物質・生命科学実験施設(MLF)では、予備の標的を使ってきたため出力は150-200kWであったが、夏季メンテナンス中に新しい設計で製作した標的に交換した。この結果、11月に300kW、1月から400kW、4月下旬から500kWと徐々に利用運転の出力を向上した。また、2018年の7月に1MWの1時間の連続試験に成功した。30GeVのメインリングでは、ニュートリノ実験施設(NU)への供給を10月下旬から開始し、440kWから出力を上げ12月には470kWで終了した。2018年1月から2月はハドロン実験施設(HD)に供給した。繰り返しを5.52から5.20秒に速め、調整を進めた結果、出力は44kWから50kWに向上した。3月からNUへの供給を再開し、調整の結果490kWを安定に供給できるようになった。稼働率は、2017年度はリニアック、RCSともに安定で、MLF向けは93%であった。MRでは、NU向けは比較的安定で89%、HD向けは66%(2017年4月に発生したESS不具合の影響が大きい)であった。
研究炉加速器技術部
JAEA-Review 2017-027, 142 Pages, 2018/01
JAEA-Review-2017-027.pdf:5.75MB
研究炉加速器管理部は、JRR-3, JRR-4, NSRRの研究炉, タンデム加速器及びRI製造棟を運転管理し、それらを利用に供するととともに関連する技術開発を行っている。本年次報告書は平成27年度に研究炉加速器管理部において実施した業務活動をまとめたものである。
長谷川 和男; 金正 倫計; 小栗 英知; 山本 風海; 内藤 富士雄*
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1409 - 1412, 2016/11
J-PARCでは2015年の夏季メンテナンス終了後、加速器の立ち上げや調整を経て、10月中旬からハドロン実験施設(HD)と物質・生命科学実験施設(MLF)の利用運転を再開した。HDでは、夏前までのメインリング(MR)の繰り返し周期6.0秒から5.52秒に短縮し、12月には42kWのビームパワー(4月の運転開始時は24kW)まで向上した。1月にはリニアックの利用運転用の電流を40mAに変更し、2月のニュートリノ実験施設(NU)の利用運転を330-360kW(それまでの30mA時は300-330kW)で開始し、その後の調整により390kW、そして5月には425kWまで向上した。その後、HDの利用運転に切り替え6月末まで供給した。MLFは500kWで利用運転を行っていたが、11月に標的の不具合により運転を停止し、予備の標的に交換して2月に約200kWで再開した。この間、主な加速器の不具合として、漏電によるリニアックの換気システムの停止、RCSのコリメータ部での真空リーク、MRの偏向電磁石の故障などがあり、ここでは、こうした加速器の運転状況を報告する。
松田 誠; 長 明彦; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1413 - 1417, 2016/11
原子力機構-東海タンデム加速器施設における2015年度の加速器の運転日数は141日であった。最高運転電圧は18MVで、10日間の利用があった。11月に加速器の放電により一部の加速管に不調が生じ、運転電圧を低く抑えて運転を継続せざるを得なくなり、年度末には最高運転電圧は13MVまで下がった。利用されたイオン種は15元素(18核種、22のイオン種)である。利用分野は核物理36%、核化学26%、原子物理・材料照射33%となっている。主な整備事項として、加速管の高エネルギー側にあるビームアパーチャーおよびファラデーカップ位置の再アライメントを行った。また、年度途中から不調となった加速管8本の交換作業を実施した。2015年度の加速器の運転・開発状況およびビーム利用開発について報告する。
松田 誠; 阿部 信市; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; et al.
第27回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.142 - 145, 2015/03
原子力機構-東海タンデム加速器において、過去10年ほどの間に発生した様々な機器の故障事例を紹介する。当施設は運転開始から約30年を経過し、機器の高経年化による故障が多々見られるようになった。その代表として、冷却水配管の継ぎ手、ホローコンダクタなどからの水漏れや、圧力タンク内部機器の接触不良などがある。圧力タンク内は六フッ化硫黄(SF
)ガスが充填されているが、コロナプローブのコロナ放電や時折発生する放電により腐食性のあるSFの分解生成物のガスも発生している。この腐食性のガスにより徐々に電気機器の接点やアルミガスケット、真空機器の溶接部が腐食し、接触不良および真空リークを発生する事例がみられる。このほかベローズの伸縮の繰り返しによってビームラインバルブやファラデーカップのベローズ部からの真空リークも近年多く発生するようになってきた。また高圧下および放電サージに晒される特殊環境下である加速器圧力タンク内の機器の故障について報告し、それらの原因および対処法などについて述べる。
松田 誠; 長 明彦; 阿部 信市; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; et al.
Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.410 - 413, 2014/10
原子力機構-東海タンデム加速器施設における2013年度の加速器の運転・開発状況およびビーム利用開発について報告する。2013年度の加速器の運転は、7/16
10/6および1/163/2の2度の定期整備期間を除いて実施され、運転日数は154日であった。最高運転電圧は17.5MVで14日間の利用があった。近年は分子イオン加速のために低い電圧での利用も増え、3.5MVでの加速も実施された。利用されたイオン種は15元素(19核種)である。高電圧端子内イオン源からのビーム利用は33%であった。加速器運転の省力化・効率化のために、光学計算による光学パラメータの自動設定やスケーリング則による設定の技術開発を行っている。その過程で既存の光学要素が計算に全く合わない部分があることが判明した。原因は磁気ステアラーや、磁気四重極レンズの極性やその並びがビームラインごとに異なっていたり、中にはでたらめに配線されているものがあった。これらを修正したところ計算値との整合性を改善することができた。今後、精度を高めるべく開発を継続していく。主な整備事項として、端子電圧を制御するSLITコントロールの不調や、大型偏向電磁石の磁場制御のためのNMRの経年劣化による動作不良、高電圧端子内発電機の増速ギアボックスのオイル漏れが発生した。加速器建家においては老朽化した、高圧受変電設備の更新やエレベータ制御機器の更新が実施された。大型静電加速器としての特徴を活かすべくビーム開発を実施しているところである。
敦賀本部 高速増殖炉研究開発センター
JAEA-Review 2014-030, 138 Pages, 2014/08
JAEA-Review-2014-030.pdf:71.69MB
高速増殖原型炉もんじゅ(以下「もんじゅ」)は、日常の運転、保守等の経験を通して、我が国の高速増殖炉サイクル技術確立に向けた技術的成果を蓄積してきている。本年報は、平成25年度の「もんじゅ」の主な成果及びプラント管理に関連するデータをまとめたものである。
