PCV気相漏洩位置及び漏洩量推定のための遠隔光計測技術の研究開発(委託研究); 令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 千葉大学*

JAEA-Review 2025-038, 84 Pages, 2025/12

JAEA-Review-2025-038.pdf:6.08MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和5年度に採択された研究課題のうち、「PCV気相漏洩位置及び漏洩量推定のための遠隔光計測技術の研究開発」の令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、ライダーをはじめとする遠隔光計測システムにより漏洩箇所の位置を特定するとともに、その位置における漏洩の可視化手法を開発することを目的としている。ライダーは視線方向に距離分解することができ、建屋内での壁面・配管とその周囲の気相分子(窒素N、水蒸気HOなど)及び浮遊粒子(エアロゾル)からの信号を分離して観測することができる。また、レーザー光と高感度画像センサーを組み合わせたフラッシュライダー並びに光波の干渉を利用した高感度のシアログラフィーによって、漏洩箇所の画像化・可視化を図り、漏洩量の推定を目指す。これら複数の手法の比較を通じて、漏洩箇所を特定する際の位置分解能と可視化可能な漏洩量の検出下限を明らかにする。

Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident analysis considering the thermal stratification and containment leakage

中村 勇気*; 小島 良洋*; 山下 拓哉; 下村 健太; 溝上 伸也

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NUTHOS-14) (Internet), 12 Pages, 2024/08

At the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, it has been reported that several units of containment vessel had failed, and large quantity of radionuclides had been released into the environment. However, the detailed accident progression of such a containment failure, which includes core melt, reactor vessel failure and following containment vessel behavior, has still large uncertainties. Especially for the unit 2 and 3, they had succeeded in the initial core cooling, but at last lost their cooling system and fell into severe accident to release the fission product into the environment. Nowadays, several information has been obtained by the internal inspection into the containment of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. To clarify the uncertainties in the accident scenario, considering the information and several insights already accustomed by previous research, the latest accident scenario in unit 2 and unit 3 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants accident are suggested and tested by the severe accident analysis code, MAAP in this study. It is shown that unit 2 and 3 both accident scenario would have resulted in the thermal stratification in suppression pool which encouraged the containment pressure response in the early phase of the accident. In addition, containment vessel leakage would have occurred and affected the containment depressurization.

Technical investigation on small water leakage incident occurrence in mercury target of J-PARC

羽賀 勝洋; 粉川 広行; 涌井 隆; 直江 崇; 高田 弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.160 - 168, 2018/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1384706

J-PARCの核破砕中性子源で稼働中の水銀ターゲット容器は、水冷却流路を有する保護容器で水銀容器を覆う薄肉の多重容器構造であり、ステンレス316L鋼を材料に用いている。2015年、陽子ビーム出力500kWで運転中に保護容器から冷却水が滲出する事象が発生したため、原因究明の調査を行った。目視検査、模擬体による試験や解析評価の結果から、製作過程において水銀容器と保護容器を締結するボルト頭部の溶接で生じた大きな熱応力により隣接する拡散接合に欠陥が生じ、更にビーム運転中のビームトリップ毎に付加される繰り返し熱応力による熱疲労で、シール溶接部に欠陥が生じたことが原因と考えられた。このことから、製作過程における溶接部の初期欠陥を排除し、溶接構造部の堅牢性と信頼性を確保する重要性が改めて認識された。次の水銀ターゲット容器は、ワイヤー放電加工による一体構造の部品を多用し、溶接個所を低減するとともに、初期欠陥を排除すべく試験検査を強化するなど大幅な改良を施し製作された。この水銀ターゲット容器のビーム運転は2017年10月から開始される予定である。

燃料集合体配置及び燃焼度による軽水炉炉心からの漏洩中性子束スペクトルへの影響(共同研究)

小嶋 健介; 奥村 啓介; 小迫 和明*; 鳥居 和敬*

JAEA-Research 2015-019, 90 Pages, 2016/01

JAEA-Research-2015-019.pdf:1.95MB

軽水炉の廃止措置においては、格納容器や遮蔽体等の炉外構造物の放射化量の評価が重要である。これらの放射化量を決定する放射化部位における中性子束スペクトルが、燃料集合体配置及び燃焼度といった炉心の設定の違いに起因して変化する状況が考えられる。本研究の目的は、炉心設定の違いが放射化部位における中性子束スペクトルに与える影響を評価することである。この目的を達成するために、はじめに、具体的な燃料装荷パターンと燃焼度が異なる炉心を幾つか想定し、中性子拡散計算により炉心表面での部分中性子流スペクトルを求めた。次に、得られた炉心表面での部分中性子流を基に、炉外の放射化部位での中性子束スペクトルを中性子輸送計算により求め、炉心設定による影響を評価した。この結果、炉心設定による中性子束スペクトルの概形への影響は小さいことがわかった。ただし、炉心設定の違いにより中性子束の大きさが変化すること、及び、炉外周方向位置により中性子束スペクトル(大きさ、概形とも)が変化することに注意する必要があることがわかった。

Hydrogen permeation measurement of the reduced activation ferritic steel F82H by the vacuum thermo-balance method

吉田 肇; 古作 泰雄*; 榎枝 幹男; 阿部 哲也; 秋場 真人

JAERI-Research 2005-003, 13 Pages, 2005/03

JAERI-Research-2005-003.pdf:3.33MB

核融合炉におけるトリチウム漏洩量見積りの高精度化に資するため、低放射化フェライト鋼の水素透過速度を真空熱天秤法で測定した。本測定法では、水素ガスを封入した低放射化フェライト鋼F82H製の試料カプセルを用意し、試料カプセルを真空中で等温加熱して、試料カプセルを透過しカプセル表面から脱離する水素を以下の2つの独立した方法で測定する。すなわち、試料カプセルの正味の重量減少量と、試料カプセルからの水素脱離による排気ガス分析である。このような手法で測定の信頼性を増すことが可能である。本実験条件で、正味の重量減少量から求めた水素透過速度と排気ガス分析から求めた値の比は、1/4から1/1であった。本実験を通して、真空熱天秤法がF82Hの水素透過速度を評価するために有効な手段であることが示された。

JMTR計測用配管水漏れ対策報告書

伊藤 治彦; 本間 建三; 板橋 行夫; 田畑 俊夫; 明石 一朝; 稲場 幸夫; 熊原 肇; 高橋 邦裕; 北島 敏雄; 横内 猪一郎

JAERI-Review 2003-024, 76 Pages, 2003/10

JAERI-Review-2003-024.pdf:8.35MB

JMTRでは、平成14年12月6日に原子炉一次冷却系がある部屋の漏水検知器が作動したため、ITVで漏水の観察を続けたが、12月10日になって計測用配管からの漏水を発見して原子炉を手動で停止した。本計画外停止に関しては「JMTR計測用配管水漏れ調査委員会」において、漏水発生の原因と対策のほか、漏水検知器の作動から原子炉の手動停止に至る4日間の安全管理に関する問題指摘とその対策の検討を行った。その後、委員会報告を受け、水漏れ発生箇所の修復と類似箇所への水平展開を図るとともに、原子炉施設の安全運転のために必要な設備の改善と運転手引きの改善,教育訓練,情報の共有化,品質保証活動の充実など、具体策を実施した。本報告書は、これらの対策の実施結果についてまとめたものである。

JMTR計測用配管のき裂発生原因の調査報告書; JMTRホットラボにおける圧力計導管の検査に関するデータ集

き裂発生原因の調査ワーキンググループ

JAERI-Tech 2003-060, 183 Pages, 2003/07

JAERI-Tech-2003-060.pdf:55.37MB

日本原子力研究所大洗研究所の材料試験炉(JMTR)において、平成14年12月10日に一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管に水漏れが確認された。また、水漏れ停止後に行った外観観察及び浸透探傷試験の結果、当該圧力計導管にき裂が確認された。このため、水漏れ発生の原因と対策及び安全管理への取組みについて検討するために、日本原子力研究所内外の専門家から構成する「JMTR計測用配管水漏れ調査検討委員会」が平成14年12月16日に設置された。これを受けて、当該圧力計導管におけるき裂発生の原因を調査するためのワーキンググループを材料試験炉部に設置し、圧力計導管とその溶接部分を含む試料を切り出し、ホットラボ施設において外観検査,破面観察,金属組織観察,硬さ測定等を実施した。本報告書は、これらのデータをまとめたものである。

高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発,1; 漏えい事故事例及びガス漏えい検知技術の調査(共同研究)

坂場 成昭; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 浦上 正雄*; 最首 貞典*

JAERI-Review 2002-041, 86 Pages, 2003/03

JAERI-Review-2002-041.pdf:3.21MB

高温ガス炉において、ヘリウム漏えいに対する早期検知は、安全・安定運転のために非常に重要であるが、ヘリウムは無色透明の気体であるため、微小な漏えいが万が一発生した場合の漏えい箇所及び漏えい量の特定は一般的に困難である。本研究は、高温ガス炉に適用可能な高温環境下での高温ヘリウム漏えい箇所特定システムを開発することを目的とする。本システムにより、漏えい検知時間が従来の約1週間から数時間に短縮でき、また連続配置した光ファイバの温度変化によって漏えい箇所が容易に特定できるため、漏えい箇所同定までの時間が短いなどの利点がある。開発の第一段階として、光ファイバによる高温ヘリウム漏えい検知技術の適用可能性を調べるため、国内外における漏えい事故事例及びガス漏えい検知技術を調査した。

高燃焼度フルMOX PWR炉心の核的検討,2

久語 輝彦; 大久保 努; 島田 昭一郎*

JAERI-Research 99-057, p.29 - 0, 1999/09

JAERI-Research-99-057.pdf:1.77MB

将来型軽水炉の一つのオプションとして、既存軽水炉技術を用いて、平均取り出し燃焼度100GWd/tでサイクル長3年の高燃焼度フルMOX PWRの炉心概念の検討を進めている。本報告では、燃料棒の細径化によって減速材対燃料体積比(Vm/Vf)を増加させて、核的及び熱的性能の向上を試みることを目的として、燃料ピン間隔を現行炉心と同様の12.6mmとし、燃料棒を現行の9.5mmから8.3mmに細径化することによりVm/Vfを3.0に増加させた炉心を提案し、炉心核特性を評価し、炉心成立性を確認した。また、燃料棒径を現行と同様とし、かつ燃料ピン間隔を拡張したVm/Vf=2.6の炉心核特性と比較した結果、サイクル長が約9%減少することを除けば、核分裂性プルトニウム富化度を約0.3wt%節約でき、また減速材温度係数に余裕が増加するなど、むしろ良好な炉心特性を持つことが判明した。

アコースティック・エミッション法を用いた高温工学試験研究炉の1次冷却材漏えい及び熱交換器伝熱管の流体振動の監視装置の開発

橘 幸男; 國富 一彦; 古澤 孝之; 篠崎 正幸; 佐藤 善之*; 柳橋 実*

JAERI-Tech 98-045, 36 Pages, 1998/10

JAERI-Tech-98-045.pdf:1.36MB

アコースティック・エミッション法を用いた高温工学試験研究炉(HTTR)1次冷却設備二重管の1次冷却材(ヘリウム)漏えい及び熱交換器(中間熱交換器、1次加圧水冷却器、補助冷却器)の伝熱管の流体振動監視装置について検討し、HTTRに適用した。実機への適用に先立ち、1次冷却設備二重管の外管の1/4スケールの試験体を用いた炉外漏えい試験を実施し、検出可能な漏えい量、各種パラメータ(気体、圧力、漏えい箇所の形状、漏えい箇所からの距離)の影響について検討した。その結果、約5Ncc/secの漏えいを検知できることが明らかになった。HTTRの運転開始後に、ノイズ対策を実施する必要があると考えられるが、漏えい検知に有効な方法となる見通しを得た。