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報告書

高速増殖原型炉もんじゅ; その軌跡と技術成果

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:19.09MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution1.pdf:42.36MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution2.pdf:33.56MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution3.pdf:38.14MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution4.pdf:48.82MB
JAEA-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。

論文

HTTRの保全管理(保全管理の特長及び実績)

島崎 洋祐; 山崎 和則; 飯垣 和彦

保全学, 18(1), p.16 - 20, 2019/04

高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)は、高温の冷却材を利用した水素製造技術の研究開発及び高温ガス炉開発のための試験研究を目的として、日本原子力研究開発機構の大洗研究所に設置されている日本初の高温ガス炉である。現在HTTRは、早期の運転再開に向けて、2013年12月18日に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準への適合性確認のための原子力規制委員会による審査に対応している。本報では、保全管理に係る項目として、HTTR原子炉施設の設備、機器類の保守管理の実施状況について紹介する。

報告書

平成27年度研究炉加速器管理部年報; JRR-3, JRR-4, NSRR, タンデム加速器及びRI製造棟の運転、利用及び技術開発

研究炉加速器管理部

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。

論文

Impact hammer test of ITER blanket remote handling system

野口 悠人; 丸山 孝仁; 上野 健一; 小舞 正文; 武田 信和; 角舘 聡

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1291 - 1295, 2016/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.72(Nuclear Science & Technology)

本論文ではITERブランケット遠隔保守機器のハンマー打撃試験について報告する。ITERではブランケット遠隔保守機器として軌道ビークル型を採用しており、円弧状の軌道を真空容器の赤道面に敷設し、数ヶ所のポートから強固に支持をとる構造となっている。ITER真空容器赤道ポートでの地震応答加速度スペクトルはピークが14Gに及ぶ過酷なものであり、ブランケット遠隔保守機器の構造健全性を示すためにはシステムの動的応答評価が不可欠である。今回、有限要素法による地震解析を検証するとともに実験的に減衰率を測定するため、ブランケット遠隔保守機器フルスケールモックアップのハンマー打撃試験による実験モーダル解析を実施した。打撃試験によりフルスケールモックアップの主要な垂直振動モードの固有周波数が7.5Hzであり減衰率が0.5%であることが得られた。大地震などの大振幅振動時にはより大きな構造減衰が予測されるものの、小振幅加振時の動的特性と有限要素法による弾性解析結果との一致を確認した。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)の内部構造を可視化成功; ミューオンを利用した非接触・非破壊検査技術

高松 邦吉

非破壊検査, 65(5), p.207 - 210, 2016/05

特願 2010-166333   開放特許情報データベース   公報

福島第一原子力発電所の事故前、宇宙線ミューオンを使って原子番号の違いを検出できないか検討した結果、散乱法を用いた宇宙線ミューオンの可視化技術は、黒鉛ブロック、原子炉圧力容器、ウラン(燃料体)、空気を識別することができた。また、福島第一原子力発電所の事故後、燃料デブリの状況を把握するため、透過法を用いた宇宙線ミューオンの可視化技術を提案した結果、原子力機構のHTTRの原子炉圧力容器(RPV)および原子炉格納容器(CV)の外側から、炉心および炉内構造物を可視化することができた。

論文

東海再処理施設における保守管理技術とその展望

芳中 一行; 阿部 定好

技術士, 27(6), p.4 - 7, 2015/06

AA2014-0901.pdf:0.46MB

再処理施設では、沸騰硝酸下の厳しい腐食環境に曝される機器があり、有機溶媒による火災防止等の安全機能も必要となる。それら機器と機能維持のため様々な点検が実施されており、高線量下での対応を要することから、経験で培った遠隔保守に保守管理の特徴がある。2014年、東海再処理施設の廃止措置の方向性が示されたが、高放射性廃液処理のため関連設備を長期に渡り使用していくことから、保守管理の重要性は変わらない。これまで培ってきた遠隔保守技術を更に発展させ、福島第一原子力発電所の廃止措置に寄与することが期待される。

論文

Seismic analysis of the ITER blanket remote handling system

野口 悠人; 丸山 孝仁; 武田 信和; 角舘 聡

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

本論文ではITERブランケット遠隔保守機器の地震解析について報告する。ITERではブランケット遠隔保守機器として軌道ビークル型を採用しており、円弧状の軌道を真空容器の赤道面に敷設し、数ヶ所のポートから強固に支持をとることで可搬重量の向上を実現している。そのため遠隔保守機器の地震に対する構造健全性を示すためには、ビークルの軌道上の位置および姿勢による系の動的応答の変化を評価する必要がある。今回、遠隔保守機器全体FEモデルを作成しビークルの位置・姿勢に関するパラメータサーベイを実施することで、遠隔保守機器の地震に対する最悪条件を特定した。全体FEモデル解析により得られた各部への荷重値を境界条件として用いて詳細な部分FEモデル解析を実施し、遠隔保守機器の主要機器の構造強度を検証した。これら二段階の解析により、ITER遠隔保守機器が安全停止地震(SSE)に対する耐震性を有することを確認した。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ技術年報; 平成25年度

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。

論文

New instrumentation using a heat resistant FBG sensor installed by laser cladding

西村 昭彦; 寺田 隆哉; 竹仲 佑介*; 古山 雄大*; 下村 拓也

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07

2007年より、原子力機構ではレーザー・光技術を用いた構造健全性の監視技術開発を実施してきた。超短パルスレーザー加工によるFBGセンサが最有力手段である。耐熱性を最も有効に活かすためにレーザー肉盛り加工により埋め込みを行った。ステンレス鋼材に溝加工を施した。熱源にはQCWレーザーを使用し、フィラーワイヤを溶接した。溶接ビードは良好なものとなった。FBGセンサはしっかりと固定されたが、反射スペクトルに劣化は認められなかった。FBGセンサは衝撃や音響振動を効果的に検出することができた。加熱により6nmの反射ピークのシフトが得られ、これは600度の温度上昇に相当する。FBGセンサを固定するための小型レーザー肉盛り装置についても紹介を行った。

論文

Consideration on blanket structure for fusion DEMO plant at JAERI

西尾 敏; 大森 順次*; 黒田 敏公*; 飛田 健次; 榎枝 幹男; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 佐藤 聡; 河村 繕範; 中村 博文; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1271 - 1276, 2006/02

 被引用回数:15 パーセンタイル:25.19(Nuclear Science & Technology)

2020年頃の運転開始を想定したトカマク型発電実証プラントのブランケットについて構造体としての側面から考察を行った。比較的近未来を想定しているため前提となる要素技術に過度に先進的と考えられる技術を導入することは避けた。特に留意した点は、高い稼働率の実現に鑑みてブランケットの保守方式にはセクター一括引き抜きのいわゆる、ホットセルメインテナンス方式を導入した。本方式を導入することによって強固な電磁力支持構造を確保しながら要求されるトリチウム増殖率を確保し、前述の高稼働率を得る見通しが得られた。

論文

発電実証プラント段階の工学課題ととりくみ

高津 英幸; 小西 哲之*

プラズマ・核融合学会誌, 81(11), p.837 - 902, 2005/11

核融合実験炉(ITER)の次の段階である発電実証プラントに向けた工学課題のうち、発電ブランケットと構造材料開発以外の工学課題に関して、その目標と研究開発の現状を解説する。具体的には、高熱負荷機器,超伝導磁石,トリチウム・システム,加熱電流駆動技術,遠隔保守技術をおもに取り上げ、それらの技術課題に関して、ITERの目標性能と比較することにより発電実証プラント段階で要求される性能を紹介し、併せて、現在実施されている研究開発の現状と今後の見通しを述べる。

報告書

核融合施設及び原子力施設で作業するロボットのシステムインテグレーションに関する研究

岡 潔

JAERI-Research 2004-009, 225 Pages, 2004/07

JAERI-Research-2004-009.pdf:47.47MB

現在のロボットは、アミューズメント,福祉,防災など、さまざまな分野への適用が要求されているが、実用的な環境条件下ではシステムとして成立しているロボットは少ない。それは、ロボットが単に要素技術の積み重ねで実現できるものではなく、ロボットを構成する各要素について吟味,調整,改善等の検討を通して、各要素間のバランスを保ちながらロボットシステム全体の中で最適化される必要があるためで、多数の要素から構成されるロボットのシステムインテグレーションは、実際に使用可能なロボットを実現するうえで最も重要な課題である。本報では、このシステムインテグレーションに関する課題を解決するために、核融合施設の保守や原子力施設の事故時の救済を行う代表的なロボットシステムについて、開発に必要不可欠となる手法や要素技術について述べる。特に、ロボットに与えられた環境条件や作業条件からの観点だけでなく、ロボットのシステムバランスからそのロボットに必要となる要素技術の再構築と最適化の観点をも考慮して、実用的なロボットシステムの実現に向けた手法を提案した。これらのシステムインテグレーションを考慮した手法の提案により、核融合装置の保守や原子力施設の事故時の救済に対して実環境下で作業が可能なロボットシステムの実用化の推進に貢献した。

論文

Shutdown dose evaluation experiment for ITER

森本 裕一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 堀 順一; 山内 通則*; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.643 - 648, 2003/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.76(Nuclear Science & Technology)

ITERでは、運転停止後にクライオスタット内で人間による直接保守作業を実現することが重要な課題であり、停止後の線量を精度よく評価する必要がある。しかしながら停止後線量評価手法の精度は実験的に確認されていなかった。原研FNS(Fusion Neutronics Source)では、線量評価手法の精度評価を目的としたベンチマーク実験を実施した。実験は、線源領域と直管ダクトでつながれたキャビティー(作業空間)を模擬した体系で実施し、14MeV中性子を合計60時間照射後、冷却期間をITERで想定されている10$$^6$$秒(11.6日)として線量を測定した。ITER JCTで開発されたモンテカルロ法に基づく線量評価手法を用いて、照射10$$^6$$秒後における1cm線量当量率を評価した結果、この手法は実験値を10%以内の精度で再現可能であることがわかった。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の動力変換系統の設計

高田 昌二; 滝塚 貴和; 國富 一彦; Yan, X.; 皆月 功*

第31回ガスタービン定期講演会論文集, p.55 - 60, 2003/06

ヘリウムガス冷却高温ガス炉ガスタービン発電プラント(GTHTR300)の設計研究を行った。再生式閉サイクルにより、850$$^{circ}$$C,7MPaのタービン入口条件で45.8%の発電効率を得た。ターボマシンは、単軸,磁気軸受支持とした。タービン及び圧縮機は、各々93%,90%のポリトロープ効率を達成した。再生熱交換器は、プレートフィン型とした。効率が高く、安全性に優れた原子力発電プラントの成立性の見込みが得られた。本報告では、GTHTR300ターボ圧縮機の空力設計,動力変換系統設計及びターボ圧縮機の保守補修方針について報告する。なお、本件は文部科学省から原研への委託により実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」の「高温発電システム」の内容に関するものである。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験運転と技術開発(1999~2001年度)

高温工学試験研究炉開発部

JAERI-Review 2003-013, 98 Pages, 2003/05

JAERI-Review-2003-013.pdf:4.98MB

日本原子力研究所(原研)のHTTR(高温工学試験研究炉)は、燃料として被覆粒子燃料,炉心構造材に黒鉛,1次冷却材にヘリウムガスを用いた原子炉熱出力30MW,原子炉入口冷却材温度395$$^{circ}C$$,原子炉出口冷却材温度850/950$$^{circ}C$$の日本初の高温ガス炉である。HTTR原子炉施設は、大洗研究所の南西部の約5万平方メートルの敷地に平成3年から建設が進められ、平成10年11月10日に初臨界を達成した。その後、平成11年9月から出力上昇試験を進め、平成13年12月に熱出力30MWを達成し、平成14年3月に使用前検査合格証を取得した。本書は、平成11年(1999年)から平成13年(2001年)までの出力上昇試験,設備の整備状況,運転保守管理,放射線管理及び技術開発の状況を紹介する。

報告書

着色酸化アルミニウム皮膜線量計の開発

小原 建治郎; 八木 敏明; 横尾 典子*; 柴沼 清

JAERI-Tech 2003-035, 107 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-035.pdf:9.45MB

高線量率(~10kGy/h)下で高照射量(~70MGy)測定が可能な色素線量計を開発した。本線量計は、アルミ合金の薄板表面に作製した酸化膜中にアゾ系の染料を含浸させたもので、丈夫で安価,測定が容易であるなどの特長を持っている。照射量は、$$gamma$$線によって退色するアゾ線量の色相あるいは明るさの変化をマンセルの色立体に基づき調整してある分光式色差計によって測定し、別に作成する校正曲線を用いて知ることができる。報告では、本線量計の特性試験(線量計や酸化膜厚,染料種依存性,温度や紫外線による影響)のほか、実用化に向けての課題について述べる。

報告書

ITER NBI保守用セシウム除去装置の概念設計

岡 潔; 柴沼 清

JAERI-Tech 2003-004, 57 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-004.pdf:2.36MB

ITERプラズマ加熱装置の1つである中性子入射装置(NBI装置)において、負イオンを安定に発生させるためにセシウムが必要となる。しかし、NBI装置を長時間運転したあと、セシウムは電極の支持部分を絶縁する部分(碍子)に付着するため、碍子の絶縁抵抗値が低下し、運転の継続が困難となる。このため、一定期間ごとに碍子部分のセシウムを除去及び清掃する必要がある。NBI装置は、プラズマからの中性子照射によって放射化されるため、遠隔操作によるセシウム除去及び清掃を実施するためのシナリオとセシウム除去装置の検討が必要である。このような背景の下、本報告では、レーザーアブレーション法をセシウム除去に適用した場合の除去手順と、遠隔によるセシウム除去装置の概念設計について、その検討結果を報告するものである。

報告書

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の主要発電系設備に対する保守・点検

小杉山 真一; 高田 昌二; 片西 昌司; Yan, X.; 滝塚 貴和; 國富 一彦

JAERI-Tech 2002-088, 70 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-088.pdf:5.21MB

GTHTR300が次世代原子力発電プラントとして相応しい信頼性,経済性を有するためには、保守・点検性に優れていることが必要である。そこで平成13年度に実施した基本設計結果をもとに、発電及びプラント性能に直接かかわるガスタービン,圧縮機,発電機,再生熱交換器,前置冷却器等の保守・点検方針の検討・提案を行った。検討の結果、各対象機器に想定される劣化・損傷事象等を考慮すると、既存の軽水炉発電プラント及び火力コンバインドサイクル発電プラントと比較して、技術的には保守・点検項目の合理化及び点検周期の延長が可能との見通しが得られた。一方で、各機器の設置状況,構造的特徴及び核分裂生成物の付着等の観点から、点検作業を現実的かつ効率的に行うために解決すべき課題を摘出した。提案された点検方針の妥当性確認及び各課題の解決については、今後のGTHTR300設計の詳細化の中で実施していく。なお、本件は文部科学省から原研への委託により実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」の「高温発電システム」の内容に関するものである。

論文

核融合実験炉配管遠隔保守用レーザ切断・溶接システムの開発

山岡 弘人*; 土屋 和之*; 阿波野 俊彦*; 岡 潔

石川島播磨技報, 42(5), p.260 - 264, 2002/09

国際熱核融合実験炉(ITER)の主要構造部材の交換保守のため、YAGレーザを用いた配管の遠隔切断・溶接システムの製作及びモックアップテストを実施した。製作したシステムはSUS316L,100A$$times$$Sch40配管を内面からアクセスして切断後、そのままの開先に対して新規交換配管を芯合わせし、自動制御にて再溶接を行うものである。本稿では(1)平板等での予備試験結果、(2)得られた加工裕度範囲をもとに設計・製作したシステムの概要、(3)テストスタンドを利用した芯合せ結果及びモックアップによる加工試験結果について報告する。平板の溶接試験によりギャップ0.8mm、目違い2mmまでは継手として許容できることがわかり、要求寸法から切断面粗度を含めてこの範囲内までに芯合わせが可能であるよう保守ツールのモータ引付け駆動力を選定した。テストスタンドを利用した芯合わせ試験にて、要求寸法制約である配管ギャップ50mm,ずれ量10mmから上記裕度範囲内に芯合わせが可能であることがわかった。最終的にモックアップ試験により配管切断・芯合せ・再溶接の一連のプロセスを遠隔にて実施し、良好な再溶接継手が得られることを確認できた。

論文

Exposure to tritiated moisture and decontamination of components for ITER remote maintenance equipment

東島 健*; 小原 建治郎; 柴沼 清; 小泉 興一; 小林 和容; 大矢 恭久; 洲 亘; 林 巧; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 41(3), p.731 - 735, 2002/05

ITER炉内は、DT燃焼運転によりトリチウム雰囲気となる。このため、運転後、炉内及びホットセル内でダイバータやブランケット等の保守交換を行う遠隔保守装置は、トリチウムに汚染される。一方、遠隔保守装置は、多様な材料,複雑な構造の機器・部品から構成させており、その汚染の状況に応じて適切な除染作業が必要となる。本試験では、遠隔保守装置の設計,除染・保守方法の検討に資するため、装置を構成する材料,機器・部品について、使用時の環境を模擬したトリチウム雰囲気に曝露し汚染特性を把握するとともに、湿潤空気等による除染試験を実施して除染特性を定量的に測定した。その結果、金属,グリース,エラストマー等の各種材料、及びサーボモータ等の複雑な構造の機器の汚染・除染特性を明らかにした。

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