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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.
伊藤 健司; 近藤 哲緒; 中村 保之; 松野 広樹; 長沖 吉弘; 佐久間 祐一
デコミッショニング技報, (63), p.1 - 26, 2022/05
新型転換炉原型炉ふげんは、平成20年2月に廃止措置計画の認可を受け廃止措置段階に移行した。高速増殖原型炉もんじゅは、平成30年3月に廃止措置計画の認可を受け廃止措置段階に移行した。平成30年4月に敦賀地区の廃止措置業務を統括する敦賀廃止措置実証本部を新設し、ユニークな2つの原子炉の廃止措置を安全かつ着実に進めている。本報告では、「ふげん」及び「もんじゅ」における廃止措置計画の概要及び廃止措置工事等の実施状況について紹介する。
古賀 和浩*; 鈴木 和則*; 高木 剛彦; 浜野 知治
FAPIG, (196), p.8 - 15, 2020/01
高速増殖原型炉もんじゅは、既に(2017年6月より)廃止措置の第1段階である燃料体取出し期間(約5.5年: 2022年末まで)がスタートしている。その中で、最初の燃料体の取扱いとして、2018年8月
2019年1月に1回目の「燃料体の処理」運転(計86体)を実施した。富士電機は、「燃料体の処理」運転において、事業者の日本原子力研究開発機構に協力して期間を通して技術員を派遣するなどの技術支援を実施し、各種不具合を経験しながらも運転完遂に貢献した。本稿では、この1回目の「燃料体の処理」運転の実施内容及び不具合状況の概要を紹介する。なお、本稿は、FAPIG No194「高速増殖原型炉もんじゅ 廃止措置と燃料体取出し作業に向けて」の続編であり、そちらも参照されたい。
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。
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。
市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*
JAEA-Research 2016-021, 32 Pages, 2017/02
JAEA-Research-2016-021.pdf:5.0MB
日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件: 空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度: 
2.04
C)を長期間にわたり有することを確認した。
加藤 慎也; 下本 善彦; 加藤 優子; 北野 彰洋
JAEA-Technology 2014-043, 36 Pages, 2015/02
JAEA-Technology-2014-043.pdf:8.94MB
炉心管理運用コードシステム(以下、「炉心管理システム」という)は、原子炉の管理・運用に必要なデータ管理、解析実行、編集作業を一元的に制御することで業務の効率化を図ることを目的としたシステムである。炉心管理システムは、入力定数作成、核熱特性解析、放射線解析、炉心健全評価、炉心運用解析の5つのモジュールシステムから構成される。これらのうち、核熱特性解析モジュールシステムには、専用に開発した3次元拡散燃焼計算コードHIZER(以下、「HIZER」という)が組み込まれている。HIZERにより、「もんじゅ」の設計仕様、運用計画に特化した核特性解析が可能となり、「もんじゅ」炉心に対して高精度かつ高効率な核特性評価を実施することが可能となっている。本レポートではHIZERの計算方法及びHIZERの計算値の妥当性確認について述べる。
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。
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。
宇佐美 正行*; 田辺 裕美*; 黒羽 光男
PNC TN9410 86-023, 112 Pages, 1986/03
高速増殖原型炉「もんじゅ」の蒸気発生器において万一水リークが発生した場合の事故評価を行う上で、ナトリウム-水反応による伝熱管の損耗(ウェステージ)挙動を把握することは重要である。このため、過熱器材であるSUS321鋼を対象として、動燃大洗工学センター内の小リーク・ナトリウム・水反応試験装置(SWAT-2)及び大リーク・ナトリウム-水反応試験装置(SWAT-1)を用いて、それぞれ小リーク及び中リーク領域でのウェステージ試験を実施した。試験パラメータは水リーク率、ノズル-ターゲット間距離、ナトリウム温度である。主な結果は以下のとおり。 1. 小リーク領域(水リーク率:0.110g/sec)でのSUS321鋼のウェステージ率は2・1/4Cr-1Mo鋼及びSUS304鋼と同様L/D(L:ノズル・ターゲット間距離、D:ノズル孔径)に依存し、L/D=2035にピークを有する。このSUS321の最大のウェステージ率は同じオーステナイト系ステンレス鋼であるSUS304の最大値の約1/2で、SUS321の方が耐ウェステージ性に優れている。2. 中リーク領域(水リーク率29及び145g/sec)のSUS321鋼のウェステージ率はL/Dに依存し、L/D=2050にピークを有する。これは2・1/4Cr-1Mo鋼の最大ウェステージ率に比べ約1/4で、耐ウェステージ性に優れている。 3. これらの結果を基に小リーク及び中リーク領域のそれぞれに適用できるウェステージ率評価実験式を導き出した。
山田 文昭; 橋本 昭彦*; 加藤 満也*; 有川 晃弘*
no journal, ,
「もんじゅ」安全評価では、発生頻度は無視し得る程極めて低いが、設計基準事故の1次冷却材漏えいの安全余裕を確認するために敢えて大口径破損評価が行われた。その後の試験データ等の蓄積を踏まえて最新評価した結果、従来評価の重大な炉心損傷に至らないことを再確認した。
石丸 恒存; 島田 耕史; 末岡 茂; 安江 健一; 丹羽 正和; 梅田 浩司
no journal, ,
高速増殖原型炉もんじゅにおいては、平成25年9月末に原子力規制委員会より更なる追加調査計画の策定の指示が出されたことを受けて、もんじゅ敷地内破砕帯等の追加調査を実施し、平成26年3月末に「全体とりまとめ報告」を原子力規制委員会に提出した。もんじゅ敷地内破砕帯については、剥ぎ取り調査範囲を拡充して調査を進め、敷地周辺の陸域及び海域については、山地/段丘境界での地形・地質調査、沿岸海域での海上音波探査等を追加で実施した。これまでに取得したデータからは、敷地内破砕帯に活動的であることを示す証拠は認められず、敷地周辺の陸域及び海域においても、既に活断層と評価されている白木-丹生断層以外に、活断層に関連する構造は認められていない。敷地内破砕帯は、最新活動面で確認された黒雲母の塑性的な変形から、地下数kmの深部環境下で形成された第四紀以前の古い時代の地質構造であると解釈される。
加藤 慎也; 加藤 優子; 北野 彰洋; 上山 正彦*; 福地 郁夫*
no journal, ,
「もんじゅ」の原子炉容器(RV)室内における空間線量率の評価のため、ガラス線量計による測定及びMCNPに基づく解析を実施した。MCNPを用いたRV室内の空間線量分布の評価及び実測値と解析評価値の比較を行った。その結果、RV室内の線量分布を得るとともに、MCNPを用いた解析手法の保守性及び妥当性を確認した。
千葉 悠介; 市川 正一; 大野 真平; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 阿部 恒*; 北野 寛*
no journal, ,
高速増殖原型炉もんじゅ(以下「もんじゅ」と記す)の原子炉格納容器全体漏えい率試験(以下「CV-LRT」と記す)に用いる塩化リチウム式露点検出器については、3ヶ月ごとのメンテナンスを必要としており、もんじゅのプラント運転工程計画上、12ヶ月以上の使用期間を有する露点検出器への採用見直しが望ましい。日本原子力研究開発機構は、各規程等で要求される仕様に対応できる代替露点検出器として、ヴァイサラ社製の静電容量式露点検出器(以下「代替露点検出器」と記す)を選定し、当該代替露点検出器の性能評価をした。CV-LRT条件下における、代替露点検出器による24時間の原子炉格納容器内露点測定を行い、既存の塩化リチウム式露点検出器との性能を比較評価した。さらに、代替露点検出器の性能確認として、大気環境下で2年間の露点測定を行い、高精度鏡面式露点検出器との性能を比較評価した。その結果、当該代替露点検出器は原子炉格納容器の漏えい率試験規定(JEAC4203-2008)の要求する計器精度を有することを確認した。
石丸 恒存; 島田 耕史; 末岡 茂; 安江 健一; 丹羽 正和; 梅田 浩司
no journal, ,
高速増殖原型炉もんじゅにおいては、原子力規制委員会からの指示を受け、剥ぎ取り調査により、もんじゅ敷地内破砕帯の活動性に関する調査を進め、敷地内破砕帯に活動的であることを示す証拠は認められないことを示した。敷地内破砕帯の活動性評価では、上載地層法が適用できない状況であったことから、破砕帯の切断関係を詳細に調べたうえで、破砕帯中の黒雲母の塑性変形(150-250C以上で形成)および破砕帯に沿う方解石脈中の変形双晶の特徴(150-300Cで形成)等の鏡下観察結果から、敷地内破砕帯は深部高温環境下で形成された古い時代の小規模な地質構造と推定した。今回の敷地内破砕帯調査は、上載地層法が適用できない花崗岩中の破砕帯においても活動性評価が可能なことを示した例と考える。
島田 耕史; 石丸 恒存; 末岡 茂; 照沢 秀司; 安江 健一; 丹羽 正和; 梅田 浩司
no journal, ,
重要構造物付近の破砕帯の露出状況は多様であり、上載地層法が適用できない場合の活動性評価手法の整備が必要である。上載地層法は交差切りの法則を用いており、この法則に基づく基盤岩中の構造の切断関係による活動性評価手法は有望である。しかしながら、露出状況による制約や破砕帯自体の特徴として、切断関係が見られない、並走する粘土脈からなる小規模な破砕帯もある。ここでは、そのような事例として、一つの破砕帯露頭を取り上げ、延長部の確認、若いながらも破砕帯を覆う上載地層の年代推定、粘土脈の変位センスの確認、類似の構造を持つ破砕帯との比較、付近の活断層との粘土粒径の比較を行った。その結果、この破砕帯は小規模であり、付近の活断層と変位センスが異なり、活断層の活動時の付随的運動はなく、特異な段差は差別侵食によるものであり、累積変位量も活断層に比べ小さいことが明らかになった。これらからこの破砕帯は起震断層の運動が直接地表に現れた活断層ではなく、活断層に付随してずれ動く弱面としても機能していないと考えられる。
島田 耕史; 末岡 茂; 石丸 恒存
no journal, ,
上載地層法に代わる破砕帯活動性評価手法が必要である。上載地層法は、交差切りの法則に基づく相対的年代測定手法の一つである。この交差切りの法則は交差した地質体や地質構造の新旧関係を決める地質学の基本法則の一つであり、断層同士や変成変形岩の組織形成順序の指標とされてきた。すなわち、上載地層法と、変形組織の交差切りの関係による形成順序決定方法とは、同じ原理による相対的年代測定手法である。ここでは、交差切りの法則に基づく変形順序の特定、変形温度を示す地質構造の確認、地質体の熱史の検討を組み合わせた手法を、上載地層法に代わる方法として提示する。調査場所は高速増殖原型炉もんじゅの敷地内破砕帯調査の剥ぎ取り調査地点である。得られたデータから、破砕帯の活動は玄武岩貫入固結直後(約19Ma)以前の高温条件下で生じており、破砕帯は古い地質構造と評価される。本検討は基本的検討の組合せが上載地層法に代わる破砕帯活動性評価手法となり得ることを示しているが、有用性向上のため、データが得にくい状況への適用も念頭に事例研究を進める必要がある。
小伊藤 優子
no journal, ,
東日本大震災に伴う東京電力福島第一原子力発電所事故は、原子力利用に対する日本国民の関心を高めることになった。こうした状況で日本政府は、原子力への依存度を低減する方針を示し、2016年12月には高速増殖原型炉もんじゅ(以下、「もんじゅ」と略記)の廃止措置を決定した。日本の高速増殖炉は、アメリカを盟主とする西側諸国と協力しつつ進められてきた。特に、財政的事情から高速炉開発の中断及び施設の閉鎖を余儀なくされたイギリスは、「もんじゅ」を、自国の技術維持と核不拡散に資するプルトニウム管理技術を確立するためのプラントとみなしていた。本報告では、「もんじゅ」開発に携わってきた国内外の技術者へのオーラル・ヒストリーをもとに、日米関係において「もんじゅ」が担っていた役割を浮かび上がらせる。
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。
佐藤 方実; 城 隆久
no journal, ,
高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置について、第1段階の作業・検討状況及び今後の各段階における実施予定の作業を紹介する。
花木 祥太朗; 眞下 隆太朗; 南里 朋洋; 林 宏一
no journal, ,
汚染の分布に関する評価は、放射線業務従事者及び周辺公衆被ばく低減、解体撤去工法・手順の策定、解体撤去工事に伴って発生する放射性廃棄物の発生量を評価することを目的に、施設内に残存する放射性物質の種類、放射能及び分布を評価するものである。「もんじゅ」の廃止措置は、化学的に活性なナトリウムを保有する炉心等に燃料体が存在している状態から開始したことから、汚染の分布に関する評価は、軽水炉の廃止措置における準備期間に相当する第1段階及び第2段階に実施し、管理区域内の本格的な解体作業を行う第3段階を開始するまでに評価を完了する計画としている。「もんじゅ」では、炉心周辺の一部構造材及び1次冷却材が放射化しており、1次系の機器・配管等の内面は、放射性物質の総量としては小さいものの、放射性物質が二次的な汚染として残留している状況である。本発表では、評価の全体概要と第1段階に実施した評価結果について報告する。
