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磯部 祐太; 谷垣 考則; 刀根 公平; 上坊寺 悠哉; 松井 一晃; 小幡 行史
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 8 Pages, 2024/11
日本のナトリウム冷却炉である高速増殖原型炉「もんじゅ」では、現在廃止措置が進められている。「もんじゅ」は2018年に廃止措置に移行し、2022年度に炉心及びEVST(炉心等)からの燃料体取出し作業を完了し、廃止措置第1段階を完了した。2023年度からは廃止措置第2段階に移行し、現在は炉心等からのしゃへい体等取出し作業と水・蒸気系等発電設備の解体撤去作業を行うとともに、廃止措置第3段階から本格的に開始するナトリウム設備の解体に向けた準備を行っている。「もんじゅ」には、原子炉・燃料の冷却を行う1次系ナトリウム(放射性)と、水・蒸気系に熱伝達を行う2次系ナトリウム(非放射性)が存在する。系統内に保有していたナトリウムは、原子炉容器及びEVSTを除いて既設のタンクに抜取り、固化した状態で保管している。ナトリウムの搬出は非放射性ナトリウムから実施する計画としていることから、まずは非放射性ナトリウムの抜出しの検討を先行して行っており、現在までの検討において、ISOタンクを設置するナトリウム抜出しエリア、既設のタンクからISOタンクまでナトリウムを移送するためのルート等を定めた。このために必要な配管を追設し、既設のガス系・電磁ポンプ等を利用してナトリウムの抜出しを実施する予定としている。ナトリウムの漏えい対策を適切に行い、安全を確保しながら合理的な抜出・搬出方法を引き続き検討していく。
大釜 和也; 羽様 平; 片桐 寛樹*; 竹越 淳*; 毛利 哲也
Nuclear Technology, 210(8), p.1336 - 1353, 2024/08
被引用回数：1 パーセンタイル：57.00(Nuclear Science & Technology)もんじゅ性能試験では、
Puなどの核分裂率反応率分布や
Uの捕獲反応率分布が箔放射化法により測定されている。炉心と径ブランケット領域の反応率分布測定値の最確値を算出し、再現解析値との比較により高速炉設計手法の検証データとしての適用性を評価した。集合体中心での歪を適切に補正する解析モデルを導入するなどの工夫の結果、対象としたデータはすべて信頼でき、数%の精度で検証データとして使用できることを確認した。Uの捕獲反応率については、箔の実効断面積の計算に箔自身と箔周辺の燃料の共鳴断面積を考慮する必要がある。
小林 秀治; 平子 一仁; 澤崎 浩昌; 後藤 健博
保全学, 23(2), p.27 - 33, 2024/07
2018年から開始された高速増殖原型炉もんじゅにおける廃止措置は、廃止措置第1段階の主要工程となる2次系ナトリウムの抜取り・固化及び燃料体取出し作業を完遂し、2023年度より廃止措置第2段階へ移行した。本稿では、前号(保全学vol.23 2024 No1)「もんじゅ廃止措置の動向;その1もんじゅ廃止措置第1段階の完遂」に引続き、もんじゅ廃止措置第2段階の概要を説明するとともに廃止措置の進捗に伴い変化する性能維持施設の見直しとそれに合わせた保全プログラムの構築及び本格的解体が開始される第3段階に向けての取組みについて解説する。
平子 一仁; 澤崎 浩昌; 後藤 健博
保全学, 23(1), p.9 - 13, 2024/04
2018年から開始された高速増殖原型炉もんじゅにおける廃止措置は、廃止措置第1段階の主要工程となる2次系ナトリウムの抜取り・固化及び燃料体取出し作業を完遂し、2023年度より廃止措置第2段階へ移行した。本稿は、「もんじゅ廃止措置の動向 その1」として、もんじゅ廃止措置計画及び廃止措置第1段階の概要を説明する。なお、もんじゅ廃止措置第2段階における取組については、その概要と廃止措置の進捗に伴い変化する性能維持施設の見直しとそれに合わせた保全プログラムの構築について次号にて解説する。
大釜 和也; 竹越 淳*; 片桐 寛樹; 羽様 平
Nuclear Technology, 208(10), p.1619 - 1633, 2022/10
被引用回数：4 パーセンタイル：53.26(Nuclear Science & Technology)In the prototype fast breeder reactor Monju, fuel reactivity worth was measured at six positions as the reactivity corresponding to the differences of critical control rod positions between cores with and without a dummy fuel subassembly. In this paper, the measurements are evaluated in detail, and their reliability and usefulness as the validation data for fast reactor neutronics design methodologies are investigated through a comparison with calculations by using the latest methodology developed in Japan Atomic Energy Agency. Calculated-to-experiment values (C/Es) and their uncertainties of fuel reactivity worth were 0.97 to 1.02 and 4% to 6%. Through this study, the measurements and calculations were found consistent and reliable.
矢部 孝則; 村上 牧生; 塩田 祐揮; 磯部 祐太; 塩濱 保貴; 浜野 知治; 高木 剛彦; 長沖 吉弘
JAEA-Technology 2022-002, 66 Pages, 2022/07
JAEA-Technology-2022-002.pdf:10.45MB
高速増殖原型炉もんじゅ廃止措置計画の第一段階では「燃料体取出し作業」を行う。燃料体取出し作業では、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵中の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵する「燃料体の処理」、炉心にある燃料体を模擬燃料体(以下「模擬体」という。)等と交換し炉外燃料貯蔵槽に貯蔵する「燃料体の取出し」を交互に行い、炉心にある370体と炉外燃料貯蔵槽にある160体の燃料体を全て燃料池に貯蔵する。2018年度には、「燃料体の処理」作業を実施し、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵していた86体の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵した。併せて、「燃料体の取出し」に向けて76体の模擬体を炉外燃料貯蔵槽の空ポット内に貯蔵した。2019年度の「燃料体の取出し」作業は、炉心にあった60体の炉心燃料集合体と40体のブランケット燃料集合体を炉心から取出し炉外燃料貯蔵槽に貯蔵し、炉外燃料貯蔵槽にあった模擬体を炉心へ装荷した。その間、24種類、38件の警報・不具合が発生したが、燃料体落下等の重大な事象及び移送機器の機構部分のスティック等の長期停止する可能性がある事象は発生していない。機器の動作・性能の不具合に対しては直接要因を除去し、安全を把握した上で作業を継続できた。
塩田 祐揮; 矢部 孝則; 村上 牧生; 磯部 祐太; 佐藤 方実; 浜野 知治; 高木 剛彦; 長沖 吉弘
JAEA-Technology 2022-001, 117 Pages, 2022/07
JAEA-Technology-2022-001.pdf:25.55MB
もんじゅ廃止措置計画の第一段階では「燃料体取出し作業」を行う。「燃料体取出し作業」では、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵中の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵する「燃料体の処理」、炉心にある燃料体を模擬体等と交換し炉外燃料貯蔵槽に貯蔵する「燃料体の取出し」を交互に行い、炉心にある370体と炉外燃料貯蔵槽にある160体の燃料体を全て燃料池に貯蔵する。「燃料体の処理作業」に用いる燃料取扱設備の自動化運転は約10年ぶりの作業であった。このため、2017年度から作業開始までに設備の点検を行い、作業に先立ち使用済み制御棒等を用いて総合試験、模擬訓練を行った。そのうえで、最初の「燃料体の処理作業」として、2018年度に炉外燃料貯蔵槽にあった86体の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵した。あわせて、「燃料体の取出し」に向けて76体の模擬体を炉外燃料貯蔵槽の空ポット内に貯蔵した。その間、86種類、232件の警報・不具合等が発生したが、何れも燃料体や設備の安全に直ちに影響を及ぼした事象ではなく、燃料体落下等の安全上重要な事象及び移送機器の機構部分のスティック等の長期停止可能性のある事象は発生していない。機器故障は、燃料出入機本体Bグリッパの爪開閉クラッチ破損の1件であるが補修して作業を再開できた。複数回発生したナトリウム化合物の固着や機器の連続使用が直接要因となった機器の動作・性能の状態異常は、直接要因の除去あるいは特別採用した上で作業を継続した。その他、動作のタイムアウト等の系統制御に係る不具合等も多く発生したものの、安全を確保したうえで作業を継続することができた。もんじゅの燃料取扱設備はナトリウム冷却高速炉固有の機能を持つものであり、実燃料体を対象とした連続・継続的な運転は途に就いたばかりである。このため、原理的に完全な発生防止が難しい事象、使用実績が少ないことに起因する事象、システムの最適化が十分でないことに起因する事象を「対策を施したとしても発生する事象」と想定し、その発生頻度を出来る限り抑える対策と工程影響を最小化する復旧策を施すこととした。
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。
戸澤 克弘
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 27(2), p.119 - 133, 2020/12
もんじゅは燃料体が原子炉に存在する状態で廃止措置を開始したため、第1段階では2022年度までに原子炉からの燃料体取出しを最優先に実施する計画である。それまでの燃料体の連続処理実績が十分ではなかったことなどから、2018年度の燃料体の処理作業においては232件の不具合事象が発生し、燃料体の処理体数は当初計画の100体から86体となった。発生した不具合事象は3つの主な対策、「燃料出入機本体Aグリッパトルク上昇対策」、「燃料出入機本体Bグリッパトルク上昇対策」、「ソフトウエアの不具合等の対策」により対応した。その結果、2020年の燃料体の処理作業においては不具合事象の発生件数は27件と大幅に低減し、燃料処理体数は当初計画の130体を超えて174体の処理を完了できた。
素都 益武
Journal of Energy and Power Engineering, 14(8), p.251 - 258, 2020/08
炉心支持板膨張反応度は、炉心支持板の膨張に起因して炉心が径方向に膨張することによる負の反応度であり、除熱源喪失時の炉停止失敗事象(ULOHS)の終息に重要な役割を果たす。従来、炉心支持板の膨張には、支持板の膨張のみを考慮しているが、詳細にみると原子炉容器内の温度分布によって部位ごとに膨張の度合いが異なるため、支持板膨張による炉心の径方向膨張が妨げられる可能性も否定できない。本論文では、原子炉容器の三次元モデルの熱膨張の詳細解析により、熱膨張モデルの妥当性を確認した。その結果、炉心槽の一部はその外側の上部支持構造によって膨張が妨げられるが、炉心槽の上部にある炉心支持枠では膨張は制約されない、すなわち、炉心の膨張は制約されないことを確認した。
光元 里香; 羽様 平; 高橋 慧多; 近藤 悟
JAEA-Technology 2019-020, 167 Pages, 2020/03
JAEA-Technology-2019-020.pdf:21.06MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution1.pdf:47.3MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution2.pdf:34.99MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution3.pdf:48.74MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution4.pdf:47.83MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution5.pdf:18.35MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution6.pdf:49.4MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution7.pdf:39.78MB
高速増殖原型炉もんじゅは、1968年の研究開発着手から半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの貴重な成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」, 「設計・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」の技術分野について、特徴や技術成果を取りまとめたものである。
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。
素都 益武; 羽様 平
Journal of Energy and Power Engineering, 13(11), p.393 - 403, 2019/11
除熱喪失時原子炉トリップ失敗事象(ULOHS)は設計基準を超える原子炉トリップ失敗事象(ATWS)の中でも発生頻度における寄与が大きく,炉心損傷に至るまでの時間に猶予がある。その反面、除熱喪失事象であるため、冷却材温度の上昇に伴い、溶融燃料の原子炉容器内保持を達成する上での不確かさが大きい見通しが得られている。既往研究成果では、炉心損傷に至るまでの猶予時間が持つ不確かさが評価された。その中で炉心損傷が回避されると考えられるケースがある。具体的には、ULOHS事象における炉心損傷のクライテリアとして、PHTSポンプの健全性を保つ温度、すなわちポンプ入口Na温度が静圧軸受においてキャビテーションが発生する可能性が高くなる650
C以内に収まる状態が1時間継続した場合、ULOHS事象による炉心損傷が回避されると仮定する。これを前提とし、PHTSポンプ入口Na温度が健全性を保つ範囲内に収まる入力条件を多変数の逆問題として解を探索する手法を開発することを本研究の目標とする。本稿ではまず、ULOHS事象が1時間継続した場合について、反応度係数及び動特性パラメータを設計の範囲で取り得る変数として解析し、PHTSポンプ入口Na温度が650C以下となる条件及び解析結果の分布を求めた結果について述べる。
武藤 啓太郎; 浜野 大輔; 川端 守; 莨谷 康広; 箭内 千里
E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 11(2), p.86 - 91, 2019/09
ガスサンプリング型ナトリウム微少漏えい検出器SID(Sodium Ionization Detector)は高速増殖原型炉「もんじゅ」におけるナトリウム漏洩を監視するために設置され、40%の原子炉出力試験を経て、2018年まで運用した。SIDは運用期間中にいくつかの指示値の変動事象を経験し、必要な対策が実施された。その結果、SIDシステムは、運用が終了するまで重大な誤動作なしにその機能を維持することができた。
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。
相澤 康介; 佐々木 孔英; 近澤 佳隆; 福家 賢*; 神保 昇*
Nuclear Technology, 204(1), p.74 - 82, 2018/10
被引用回数：3 パーセンタイル：25.74(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉において、不透明なナトリウム中の検査技術開発が重要である。本稿では、原子炉容器内の障害物を検知するために開発されたナトリウム中可視化装置のもんじゅにおける実証試験の結果を示す。もんじゅでは、原子炉容器内部において超音波センサに正対する位置に反射板を設置している。もんじゅのナトリウム中可視化装置は、障害物の有無による信号強度の変化により、炉心出口上端と炉心上部機構下端の間の障害物を検知する。実証試験では、様々な条件下での基準となる反射信号を蓄積し、SN比が目標値以上確保できることを確認した。また、障害物の有無により、反射信号が明確に異なることを実験的に明らかにし、本ナトリウム中可視化装置は障害物検知に有用であることを示した。
宇佐美 晋; 岸本 安史*; 谷中 裕; 前田 茂貴
JAEA-Technology 2018-003, 97 Pages, 2018/07
JAEA-Technology-2018-003.pdf:12.54MB
最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し、現実的な炉心運用方法を反映するとともに、合理的な保守性を有するように評価条件を設定して、高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について評価した。「FP崩壊熱」、「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGSにより計算し、「U-239, Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算し、各々の崩壊熱の不確かさは、不確かさ要因の積上げ、「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また、FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について、高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。
北野 彰洋; 中島 健*
Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1205 - 1210, 2018/04
フィードバック反応度は、高速炉炉心設計において考慮され、特に出力係数が負になることが重要であり、実機運転においても確認することが必須となっている。もんじゅで実施されたフィードバック反応度測定試験では、ゼロ出力臨界状態で正の反応度を投入し、フィードバック反応度により安定状態となるまでのプラントデータを採取した。得られたデータに基づきフィードバック反応度係数の評価が実施されているが、これまでの評価では、臨界点における原子炉出力及び原子炉入口温度に着目した評価手法であったため、1回の試験取得できるデータが2点に限定されていた。既存の臨界点での評価では3回の試験データを使用したため、3日間の期間が必要であった。本研究では、逆動特性を適用し、1回の試験結果でフィードバック反応度を評価する手法を考案し、実機への適用性を確認した。
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。
谷中 裕; 竹越 淳; 岸本 安史*; 毛利 哲也; 宇佐美 晋
Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.329 - 337, 2017/11
被引用回数：4 パーセンタイル：25.44(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉における出力欠損反応度は燃焼欠損反応度と並び、炉心のPu富化度と制御棒本数を決める重要な設計パラメータとなっている。そのため、1994年から1995年にかけて実施された「もんじゅ」性能試験においても、これら特性値の測定が実施され、解析されてきた。直近の「もんじゅ」性能試験における出力係数測定試験に関する解析例としては、高野の論文がある。高野論文では考慮されていない最新の知見として、炉内温度分布の考慮、結晶拘束効果の考慮、対数平均温度の考慮、炉内膨張詳細化効果、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)の使用、測定値補正の精緻化がある。本研究では、これらの項目を全て考慮して、モデルの詳細化に伴う解析結果への影響を定量的に明らかにした。また、その結果、解析は実験を4.6%過大評価することがわかった。このバイアスについて、各種誤差要因以外の要因として炉心心湾曲効果を考慮した評価を行った結果、測定値と1.1%の差で一致した。これにより、出力上昇に伴う炉心湾曲効果が出力欠損反応度のような解析においては重要な要因である可能性が示唆された。
