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坂本 直樹; 藤島 雅継; 水越 保貴
保全学, 19(2), p.125 - 126, 2020/07
日本原子力研究開発機構大洗研究所では、高速炉用MOX燃料等の研究開発施設として核燃料物質使用施設(5施設)を有している。全ての施設は約40年以上経過しており、これらを安定的に稼働させるために、平成14年に安全評価手法を構築し、施設の保全活動に取り組んできた。しかしながら、管理する設備機器のなかには、安全評価で課題解消したにも係わらず、その後同様の不具合が再発し、施設の運転に支障をきたしているものがみられた。このため本報では、これら保全活動の実績を分析したうえで、問題点を抽出し、さらなる改善策について検討した結果を報告する。
白井 更知; 三浦 靖; 立花 郁也; 大森 悟; 和家 純一; 福田 一仁; 中野 貴文; 永里 良彦
JAEA-Technology 2016-007, 951 Pages, 2016/07
JAEA-Technology-2016-007-01.pdf:11.93MBJAEA-Technology-2016-007-02.pdf:4.7MB
再処理施設の定期的な評価とは、保安活動の妥当性を確認し施設の安全性及び信頼性向上のための有効な追加措置を摘出・実施することにより、当該施設が安全な状態で運転を継続できる見通しを得る取り組みである。本報告書は、東海再処理施設における第2回の定期的な評価として、以下の4項目に係る評価を行った結果を取りまとめたものである。(1)保安活動の実施の状況の評価では、必要な文書、体制が整備され、保安活動が適切に展開されていることを確認した。(2)保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価では、最新の技術的知見が安全性を確保する上で適切に反映され、安全性・信頼性の向上が図られていることを確認した。(3)経年変化に関する技術的な評価では、安全上重要な施設及び海中放出管を対象に評価を行った結果、「着目すべき経年変化事象」に該当するものはなく、現状の保全を継続することにより、次回の高経年化対策までの供用を仮定した場合においても機器の安全機能が確保されることを確認した。(4)保全のために実施すべき措置に関する十年間の計画の策定では、経年変化に関する技術的な評価の結果から新たに取り込むべき追加保全策はないとの結論に至った。
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。
福田 一仁; 富岡 健一郎*; 大森 悟; 中野 貴文; 永里 良彦
JAEA-Technology 2014-032, 566 Pages, 2014/11
JAEA-Technology-2014-032.pdf:32.45MBJAEA-Technology-2014-032(errata).pdf:9.54MB
再処理施設の定期的な評価とは、保安活動の妥当性を確認し、施設の安全性及び信頼性向上のための有効な追加措置を摘出・実施することにより、当該施設が安全な状態で運転を継続できる見通しを得る取組であり、以下の4項目を実施した。(1)再処理施設における保安活動の実施の状況の評価では、必要な組織・体制が整理され、保安活動が適切に展開されていることを確認した。(2)再処理施設に対して実施した保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価では、最新の技術的知見が安全性を確保する上で適切に反映されていることを確認した。(3)経年変化に関する技術的な評価では、安全機能を有する機器・構築物等について、現状の保全を継続することにより、次回の高経年化対策までの供用を仮定した場合においても機器の安全機能が確保されることを確認した。(4)経年変化に関する技術的な評価に基づき再処理施設の保全のために実施すべき措置に関する十年間の計画の策定では、(3)の結果から長期保全計画に取り込むべき追加保全策はなかったが、一部の機器・構築物については、保全計画としてとりまとめ、施設・設備の安全性・信頼性の向上に活用することとした。
菊池 勝美*; 秋野 昇; 池田 佳隆; 大賀 徳道; 大島 克己*; 岡野 文範; 竹之内 忠*; 棚井 豊*; 本田 敦
平成16年度大阪大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2005/03
冷媒循環系制御用システムは1987年から約17年間運転されてきた。本制御システムは液体Heを用いた排気速度2,000万l/sの世界最大規模のクライオポンプの制御のためのものであり、アナログ400点,デジタル800点の監視,帰還制御を行う。今回、高経年化のため制御システムの更新を行うこととなり、システムのコスト,堅牢性,導入の難易度,汎用性等の比較検討を実施した。その結果、PLCベースでアナログループ制御が簡易に導入できるシステムを選択し更新の作業に着手したので、その検討内容を報告する。
塚田 隆
日本溶接協会「原子力構造機器の材料,設計,施工,検査に関する講習会」テキスト, 40 Pages, 2002/00
原子炉の炉内構造材は、高温高圧水と中性子・
線照射という、他の工業プラントにはない特殊な環境で使用され、この環境の影響が材料に蓄積することにより、特有な経年劣化・損傷を生じる。炉内構造物の経年劣化事象としては、照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の検討が重要である。IASCCについては、炉内複合環境が材料へ及ぼす多様な影響を検討することが必要であり、1980年代中頃からの各国での研究により、現象論的な理解は進んでいる。しかし、劣化予測に必要な機構論的な理解は未だ十分ではない。本講演では、IASCCに関して現象論的,機構論的な観点から、現在の研究の状況,動向及び今後の課題などについて概観する。
塚田 隆; 海老根 典也
日本AEM学会誌, 9(2), p.171 - 177, 2001/06
経年劣化とは、各種機器・材料の時間に依存する劣化を意味し、それはプラント構造物の信頼性・安全性及び使用寿命を決定する主要因である。わが国でも既に運転開始後30年を越える軽水発電プラントが出てきており、軽水炉プラントの高経年化に伴う保全技術開発及びその基礎となる材料の経年劣化機構の研究が重視されている。軽水炉本体を構成する材料は、炉内構造材と圧力容器鋼に大別されるが、これらは高温高圧水と中性子・線照射という、ほかの工業プラントにはない特殊な環境で使用される。軽水炉における材料の経年劣化は、主にこの特殊な環境の影響が材料に蓄積されることにより生じる。軽水炉の高経年化にかかわり考慮すべき経年劣化事象は、炉内構造物については疲労,応力腐食割れ,照射誘起応力腐食割れ,圧力容器については中性子照射脆化,疲労などであり、これらの現象の機構解明と対策技術の開発研究が進められている。さらに今後は、材料の経年劣化を損傷の発生前に検知すること、それに基づき損傷発生の予防策を講じることが重要となる。本報では、軽水炉の炉内構造材及び圧力容器鋼を対象とし、使用材料と環境、主要な劣化損傷現象について概観し、それらの電磁気的手法による非破壊評価の可能性にも触れる。
塚田 隆
Proceedings of Seminar on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems '99, p.26 - 32, 1999/00
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、近年軽水炉の炉内構造物の損傷要因として重要な検討課題とされている。IASCCと照射のかかわらない通常の応力腐食割れとの最も大きな違いは、IASCCでは照射により材料そのものが徐々に変質して行くこと、すなわち照射損傷の蓄積と照射誘起偏析が発生の第1原因と言える点にある。通常の応力腐食割れでは、応力腐食割れ感受性は材料が溶接入熱等を受けた時点で熱鋭敏化が生じ、その状態は長時間にわたり変化せず、水質などの外部条件がそろった時に応力腐食割れを発生する。しかし、IASCCでは、当初は全く健全な材料であり外部環境が一定であっても、中性子照射に伴い徐々にIASCC感受性を有するようになる。これを実機との関係において考えると、これまで配管等で経験されてきた応力腐食割れが溶接熱影響部等の限られた、そして現在では材料と環境の組み合わせに基づきかなりの程度まで予想し得る場所で発生するのに対して、IASCCはある程度以上の照射を受ける部位であれば水質と応力状態によっては予想外の場所で発生する可能性がある。すなわち、IASCCは軽水炉の高経年化に伴う現象であることとともに、未知の損傷を複合的に引き起こす要因になる可能性もあるという観点からの検討を要する。本論文では、オーステナイトステンレス鋼のIASCC研究の成果及び課題を概観する。
川澄 裕之; 竹内 謙二; 堂村 和幸; 算用子 裕孝; 伊波 慎一
no journal, ,
核燃料を取り扱う再処理施設では、建設から約40年が経過したものの、施設の重要性から核燃料物質の臨界を防止する機能や放射性物質を閉じ込める機能を維持し、施設の安全性を確保する必要があるため、高経年化に着目した対応が進められている。本報告では、東海再処理施設において放射性物質の閉じ込め機能を担う換気系統を対象に、構成機器毎に想定される高経年化と現状の保全を照合し、それを基に実施した点検の結果を踏まえ、今後の換気系統の保全について見直した状況を紹介する。
青柳 龍彦
no journal, ,
平成29年度日本原子力学会北関東支部技術功労賞を受賞した「核燃料物質使用施設の高経年化に係る安全性評価手法の開発」について口頭発表を行う。
田口 克也; 中林 弘樹; 中野 貴文
no journal, ,
東海再処理施設は使用済燃料の再処理を終了し、2018年6月に最初の廃止措置計画が原子力規制委員会に認可された。施設の数が多く、関係が複雑、汚染の状態が多様であることから廃止措置には約70年を要する計画である。現在、保全について、高放射性廃液の貯蔵の安全性向上のための機器の追加による保守・検査の増加、約70年の廃止措置期間中の高経年化対応、廃止措置の進捗に伴うリスクレベルの低減を考慮した機器交換の最適化という課題を有している。本稿では、保全の状況、課題及び今後の取組について紹介する。
線空気モニタの高経年化に係る取り組み今橋 淳史; 佐川 直貴; 金澤 信之*; 田村 敏寛*; 細見 健二; 高嶋 秀樹
no journal, ,
日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所内の核燃料物質等取扱施設では、線空気モニタを用いて作業環境におけるプルトニウム等の線放出核種の空気中濃度を常時監視している。当研究所内に設置している線空気モニタは、常時監視している空気中濃度に異常があった際は、作業者を退避させるための警報を発報する機能を備えているが、30年以上運用されていることから、測定部の半導体検出器の劣化や前置増幅器の作動不良が原因と推定される誤計数による警報誤吹鳴事象が年々増加する傾向にあった。線空気モニタの高経年化対策として、測定部を耐久性の高いイオン注入型半導体検出器へ部品交換し、前置増幅器については耐ノイズ性の高い回路基盤を製作して部品交換を進めた結果、誤計数による警報誤吹鳴事象の発生は減少し、設備の信頼性を確保することができている。本発表では、これら高経年化に係る取り組み内容について報告する。