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報告書

「常陽」原子炉容器内構造物の放射化量と$$gamma$$線量率分布の測定評価,2

山本 崇裕; 伊藤 主税; 前田 茂貴; 伊東 秀明; 関根 隆

JAEA-Technology 2017-036, 41 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-036.pdf:7.86MB

高速実験炉「常陽」では、復旧措置の一環として、平成26年5月に旧炉心上部機構を撤去し、キャスクに収納した。旧炉心上部機構は、「常陽」建設時より30年以上使用された機器であり、高い表面線量率を有する。炉心上部機構交換作業用設備の合理的かつ安全な設計・製作・運用に資するため、「常陽」では、原子炉容器内の線量率測定を実施し、C/E補正する手法を導入することで、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化を図った。本研究では、当該評価手法が妥当であったことを検証するため、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を用いて、旧炉心上部機構を収納したキャスクの軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布を測定し、計算値と比較した。その結果、(1)軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布は、キャスクの形状に応じたピークを有し、その位置は、計算値と測定値で一致した。(2)軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布のC/Eは、1.1$$sim$$1.7であった。なお、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化においては、原子炉容器内の線量率測定結果の反映する際に、保守性を確保したものとしている。以上より、「常陽」旧炉心上部機構の表面線量率評価に用いた手法は、十分な信頼性を有することが確認できた。

論文

高速実験炉「常陽」の原子炉容器内観察・補修技術開発; 変形した実験装置の回収

芦田 貴志; 伊東 秀明; 宮本 一幸*; 中村 俊之; 古賀 和浩*; 大原 紀和*; 猪 博一*

日本原子力学会和文論文誌, 15(4), p.210 - 222, 2016/12

高速実験炉「常陽では、照射試験を終えた温度制御型材料照射装置(MARICO-2)の試料部を原子炉容器内から取り出すための作業が行われた。しかし、保持機構と試料部が完全に分離できていない状態で回転プラグを操作したことにより、試料部が炉内燃料貯蔵ラック上から突き出た状態で変形していることが炉内観察等の調査の結果確認された。また、突き出た試料部は、回転プラグに設置された炉心上部機構(UCS)の下面と干渉する高さにあり、UCSの下面を部分的に損傷させたことも確認された。UCSと試料部の干渉を避けるため、可動範囲を制限した結果、燃料交換機能が一部阻害された状態となった。復旧措置として、損傷したUCSの交換と変形した試料部の回収が決定され、試料部については、2007年12月に回収方法の検討に着手し、治具の設計・製作、モックアップ試験等の準備を経て、2014年6月11月に回収作業を実施した。回収した試料部は「常陽」に隣接する照射後試験施設において、各種試験に向けた照射試料の取り出し等が行われている。本件は、試料部の回収を通して得られたSFR炉内の遠隔補修技術の開発成果について、装置の設計・製作及び作業の実績を踏まえて報告するものである。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 高速炉における原子炉容器内観察技術開発,3

奥田 英二; 佐々木 純; 鈴木 信弘; 高松 操; 長井 秋則

JAEA-Technology 2016-017, 20 Pages, 2016/07

JAEA-Technology-2016-017.pdf:5.75MB

供用中のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内補修作業においては、当該作業の確実な遂行のため、作業監視や観察に用いる原子炉容器内観察技術の確保が必須となる。ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内観察では、高温・高線量率・限定されたアクセスルートの制約により、一般的に、耐放射線ファイバスコープやペリスコープが観察ツールとして用いられるが、高速実験炉「常陽」では、観察画像の画質・鮮明度向上を目的とし、耐放射線カメラを用いた原子炉容器内観察を実施した。本観察を通して蓄積された経験やデータは、稀少な知見として、今後のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察技術の開発に資するものと期待される。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 炉心上部機構交換作業用循環型カバーガス微正圧制御システムの開発

宇敷 洋*; 奥田 英二; 鈴木 信弘; 高松 操; 長井 秋則

JAEA-Technology 2015-042, 37 Pages, 2016/02

JAEA-Technology-2015-042.pdf:16.51MB

ナトリウム冷却型高速炉では、冷却材であるナトリウム及びカバーガスとしてアルゴンガスを内包する。そのため、カバーガスバウンダリを開放する際には、仮設バウンダリを確保した上で、カバーガスを微正圧に制御することで、カバーガスの放散を抑制し、かつカバーガス中への不純物混入を防止することが要求される。一方、平成26年度に実施された高速実験炉 「常陽」の炉心上部機構交換作業では、仮設バウンダリであるビニルバッグの健全性維持のため、高流量のアルゴンガスブローを約2ヶ月の長期間に亘って継続する必要があり、既存の設備では対応が困難であった。この課題を克服するため、「常陽」ではカバーガス循環型微正圧制御システムを開発し、実機に適用した。当該システムは良好な圧力追従性及びリサイクル性を有し、これらの成果は、世界的にも例の少ない大規模な原子炉容器内補修作業である炉心上部機構交換作業の作業環境整備及びその安全な推進に大きく貢献した。また、ここで蓄積された経験やデータは、稀少な知見として今後のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内保守・補修技術の開発に資するものと期待される。

報告書

「常陽」交換用炉心上部機構の設計・製作

大田 克; 宇敷 洋*; 前田 茂貴; 川原 啓孝; 高松 操; 小林 哲彦; 菊池 祐樹; 飛田 茂治; 長井 秋則

JAEA-Technology 2015-026, 180 Pages, 2015/11

JAEA-Technology-2015-026.pdf:79.87MB

高速実験炉「常陽」では、平成19年(2007年)に発生した「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」に係る復旧作業の一環として、平成26年(2014年)5月から12月に、炉心上部機構の交換作業を実施した。新たに使用する炉心上部機構の設計・製作は、平成20年(2008年)に開始し、約6年の期間を必要としたが、平成26年(2014年)11月21日に、当該炉心上部機構は所定の位置に設置された。本報告書では、炉心上部機構の設計・製作に係る主な成果を示す。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 高速炉における原子炉容器内観察技術開発,2

奥田 英二; 佐々木 純; 鈴木 信弘; 高松 操; 長井 秋則

JAEA-Technology 2015-005, 36 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-005.pdf:44.42MB

高速炉における原子炉容器内観察技術は、観察装置等を高温・高放射線・ナトリウム環境といった過酷な条件で使用することから、当該技術の信頼性を担保するために、実機環境下での機能確認が重要な役割を担う。高速実験炉「常陽」では、炉心上部機構嵌合部観察治具を開発し、実機への適用性を確認した。本技術開発を通じて得られた成果を以下に示す。(1)観察画像の画質・鮮明度向上:観察ツールとしてビデオスコープを適用した炉心上部機構嵌合観察治具により、実機環境下において、最小5mmのギャップを明瞭に観察できることを実証した。(2)高線量率・高温環境下におけるビデオスコープの破損防止:耐放射線性・耐熱性に劣るビデオスコープが、高線量率・高温環境下で破損することを防止するため、カバーガスバウンダリを確保した上で、観察時のみに、ビデオスコープを冷却ガスとともに原子炉容器内に挿入する手法を開発し、実機環境下において、当該手法が適切に機能することを実証した。炉心上部機構嵌合部観察治具は、世界的にも例の少ない大規模な炉内補修作業である「炉心上部機構交換作業」において想定されたリスクの回避に資する有用な情報を提供し、当該作業の安全な推進に大きく貢献した。また、ここで蓄積された経験やデータは、稀少な知見として、今後のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察技術の開発に資するものと期待される。

口頭

ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の開発,9-5; 炉心上部機構交換作業用循環型カバーガス微正圧制御システムの開発

奥田 英二; 宇敷 洋; 鈴木 信弘; 佐々木 純; 高松 操

no journal, , 

高速実験炉「常陽」における炉心上部機構(UCS)交換作業では、原子炉容器内にナトリウムを保有した状態で既設バウンダリを開放する。「常陽」における原子炉容器内補修作業においては、これまで、カバーガスの微正圧制御を手動操作にて実施してきたが、UCS交換作業の成立には、高流量のアルゴンガスを原子炉容器内に供給した状態での長期間に渡る微正圧制御が必要不可欠であった。また、高流量のアルゴンガス供給に対して、プラントへの負荷を低減するための措置を図ることが必須であった。当該要求に対応するため、「常陽」では、循環型カバーガス微正圧制御システムを開発し、実機に適用した。本システムの導入により、長期間に渡る微正圧制御を実現し、UCS交換作業におけるカバーガスの放散や空気等の不純物混入の防止を図るとともに、高速炉の原子炉容器内観察・補修技術開発に資する稀少な経験を蓄積した。

口頭

ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の開発,9-1; 高速実験炉「常陽」の燃料交換機能復旧作業の全体概要

伊東 秀明; 前田 幸基; 吉田 昌宏; 高松 操; 関根 隆

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、平成19年に発生した炉内干渉物による燃料交換機能の一部阻害を契機とし、変形した計測線付実験装置(MARICO-2試料部)の回収及び炉心上部機構(UCS)の交換等に係る原子炉容器内観察・補修技術開発を進めてきた。これらの成果のもと、平成26年5月$$sim$$12月に、UCSの交換、MARICO-2試料部の回収等を実施し、ナトリウム冷却型高速炉の原子炉内補修技術等に係る稀少な経験を蓄積した。

口頭

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内補修技術の開発と実践;「常陽」の燃料交換機能の復旧に関する全体概要

芦田 貴志; 高松 操; 伊東 秀明; 大川 敏克; 吉原 静也

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、2007年に原子炉容器内で計測線付実験装置(MARICO-2)の試料部切り離し不良を検知できないまま回転プラグを運転したため、同試料部が燃料貯蔵ラック内で突き出た状態で折れ曲がるとともに炉心上部機構(UCS)の下部が損傷するトラブルが発生し、燃料交換機能が一部阻害された状態となった。「常陽」の燃料交換機能を復旧するためには、損傷したUCSの交換及び変形したMARICO-2試料部の回収が必要であり、2014年度にこれらの作業を行い、燃料交換機能の復旧を行っている。本件は、「常陽」燃料交換機能の復旧の全体概要を示すものであり、復旧のために開発したナトリウム冷却型高速炉特有の環境(高温、高放射線及びカバーガスバウンダリの維持)下での炉内補修技術に関して報告する。

口頭

「常陽」原子炉容器内構造物の放射化量と$$gamma$$線量率分布の測定評価について

山本 崇裕; 前田 茂貴; 伊藤 主税

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害に係る復旧措置の一環として、平成26年5月に旧炉心上部機構(UCS)を撤去し、キャスクに収納した。旧UCSは、「常陽」建設時より使用された機器であり、高い表面線量率を有する。UCS交換作業用設備の合理的かつ安全な設計・製作・運用に資するため、「常陽」では、原子炉容器内の線量率分布を旧UCS撤去前に直接測定し、C/E補正する手法を導入することで、旧UCSの表面線量率の評価を行った。旧UCS引き抜き後、当該評価手法の妥当性を検証するため、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を用いて、旧UCSを収納したキャスクの軸方向$$gamma$$線強度分布を測定し、計算値と比較した。その結果、測定値と計算値でピーク形状は一致し、C/E値は1.1$$sim$$1.7となり、「常陽」旧UCSの表面線量率評価に用いた手法は、十分な信頼性を有することが確認できた。高速炉で長期間使用した大型構造物の当該線量率評価手法を適用した前例はなく、ここで蓄積された経験は、「常陽」の復旧のみならず、稀少な知見として、有用なものと考える。

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