Download pdf - JAEA-Technology 2012-010JAEA-Technology 2012-010 - 1 - 1. はじめに HTTR（高温工学試験研究炉：High Temperature Engineering Test Reactor）は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化を目的として、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターに

JAEA

-TechnologyJAEA-Technology

2012-010

安全性実証試験に向けた炉容器冷却設備温度測定用仮設熱電対の移設作業

Relocation Work of Temporary Thermocouples for

Measuring the Vessel Cooling System in the Safety Demonstration Test

島崎洋祐　篠原正憲　小野正人　柳俊樹栃尾大輔　飯垣和彦

Yosuke SHIMAZAKI, Masanori SHINOHARA, Masato ONO, Shunki YANAGIDaisuke TOCHIO and Kazuhiko IIGAKI

大洗研究開発センター高温工学試験研究炉部

Department of HTTROarai Research and Development Center

日本原子力研究開発機構

May 2012

Japan Atomic Energy Agencyこの印刷物は再生紙を使用しています

JAEA

-Technology 2012-010



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© Japan Atomic Energy Agency, 2012

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JAEA-Technology 2012-010


日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター

高温工学試験研究炉部島崎洋祐・篠原正憲・小野正人・柳俊樹・栃尾大輔・飯垣和彦

（2012 年 3 月 1 日受理）

安全性実証試験の一つである炉心冷却喪失試験では、炉容器冷却設備（VCS：Vessel Cooling System）

を流れる冷却水の循環を停止させるため、VCS の水冷管パネルの温度が上昇するが、試験中に水冷管パネルが最高使用温度を超えないことを監視する必要がある。そこで、炉心冷却喪失試験時における

VCS の温度の監視強化を目的として、既設の仮設熱電対を原子炉圧力容器スタビライザ近傍の水冷管パネル及び炉容器冷却設備側部パネル出口リングヘッダへ移設した。炉容器冷却水循環ポンプの起動に

伴う温度変化の測定結果より、移設した仮設熱電対がVCS の温度変化を監視できることを確認した。大洗研究開発センター：〒311-1393 茨城県東茨城郡大洗町成田町 4002

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Relocation Work of Temporary Thermocouples for Measuring the Vessel Cooling System in the Safety Demonstration Test

Yosuke SHIMAZAKI, Masanori SHINOHARA, Masato ONO, Shunki YANAGI,

Daisuke TOCHIO and Kazuhiko IIGAKI

Department of HTTR Oarai Research and Development Center

Japan Atomic Energy Agency Oarai-machi, Higashiibaraki-gun, Ibaraki-ken

(Received March 1, 2012)

It is necessary to confirm that the temperature of water cooling panel of the vessel cooling

system (VCS) is controlled under the allowable working temperature during the safety demonstration test because the water cooling panel temperature rises due to stop of cooling water circulation pumps. Therefore, several temporary thermocouples are relocated to the water cooling panel near the stabilizers of RPV and the side cooling panel outlet ring header of VCS in order to observe the temperature change of VCS. The relocated thermocouples can measure the temperature change with starting of the cooling water circulation pumps of VCS. So it is confirmed that the relocated thermocouples can observe the VCS temperature change in the safety demonstration test.

Keywords : Vessel Cooling System, Vessel Cooling System Stopping Test, Thermocouple, Stabilizer

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目次

1. はじめに ··································································································· 1 2. ＨＴＴＲの設備の概要 ················································································ 2 2.1 ＨＴＴＲの冷却設備 ···································································································· 2 2.2 RPV ························································································································ 2 2.3 VCS ························································································································ 2

3. 炉心冷却喪失試験 ······················································································ 4 3.1 概要 ·························································································································· 4 3.2 挙動の事前検討 ··········································································································· 4

4. 作業前の検討 ····························································································· 5 4.1 作業計画及び想定される危険因子 ·················································································· 5 4.2 安全対策 ···················································································································· 5

5. 移設作業 ··································································································· 8 5.1 移設作業の内容 ··········································································································· 8 5.2 安全対策の結果 ··········································································································· 9

6. まとめ ····································································································· 11 謝辞 ············································································································· 11 参考文献 ······································································································· 11

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Contents

1. Introduction ···························································································· 1 2. Outline of the HTTR Facility ····································································· 2 2.1 Outline of Reactor Cooling System ············································································· 2 2.2 Reactor Pressure Vessel ······························································································ 2 2.3 Vessel Cooling System ································································································ 2

3. Vessel Cooling System Stopping Test ·························································· 4 3.1 Outline ····················································································································· 4 3.2 Pre-Investigation ······································································································· 4 4. Preparation ···························································································· 5 4.1 Work Plan and Risk Factor ························································································· 5 4.2 Safety Measures ······································································································· 5

5. Relocation Work ······················································································ 8 5.1 Details of Relocation Work ·························································································· 8 5.2 Results of Safety Measures ························································································· 9

6. Conclusion ····························································································· 11 Acknowledgement ························································································· 11 Reference ······································································································ 11


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1. はじめにＨＴＴＲ（高温工学試験研究炉：High Temperature Engineering Test Reactor）は、高温

ガス炉技術基盤の確立と高度化を目的として、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターに

建設された日本初の高温ガス炉である 1）。ＨＴＴＲでは、高温ガス炉固有の安全性を実証すること等を目的として、原子炉の異常状態を

模擬した安全性実証試験を実施している。平成 14 年度から試験を開始し、平成 18 年度までに異常な過渡状態を模擬した制御棒引抜き試験及び炉心流量低下試験を実施した。平成 22年度からは、さらに厳しい条件における試験として、炉心流量喪失試験及び炉心冷却喪失試験を開始した。

平成 24 年度からは、原子炉出力 80%（24MW）及び 100％（30MW）からの炉心流量喪失試験及び原子炉出力 30％（9MW）からの炉心冷却喪失試験（VCS2 系統停止）を実施する予定である。

炉心冷却喪失試験は、1 次ヘリウム循環機（PGC：Primary Gas Circulator）3 台を停止して強制循環機能を全喪失させるとともに、炉容器冷却設備（VCS：Vessel Cooling System）を停止させ、原子炉圧力容器（RPV：Reactor Pressure Vessel ）表面からの熱を強制的に除去する機能を部分喪失又は全喪失させる試験である。試験では VCS を流れる冷却水の循環を停止させるため、VCS の水冷管パネルの温度が上昇するが、試験中に水冷管パネルが最高使用温度を超えないことを監視する必要がある。そこで、炉心冷却喪失試験時における VCS の温度の監視強化を目的として、既設の仮設熱電対

を原子炉圧力容器スタビライザ近傍の水冷管パネル及び炉容器冷却設備側部パネル出口リング

ヘッダへ移設した。本報告書は、安全対策を含む移設作業についてまとめたものである。

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1. はじめにＨＴＴＲ（高温工学試験研究炉：High Temperature Engineering Test Reactor）は、高温

ガス炉技術基盤の確立と高度化を目的として、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターに

建設された日本初の高温ガス炉である 1）。ＨＴＴＲでは、高温ガス炉固有の安全性を実証すること等を目的として、原子炉の異常状態を

模擬した安全性実証試験を実施している。平成 14 年度から試験を開始し、平成 18 年度までに異常な過渡状態を模擬した制御棒引抜き試験及び炉心流量低下試験を実施した。平成 22年度からは、さらに厳しい条件における試験として、炉心流量喪失試験及び炉心冷却喪失試験を開始した。

平成 24 年度からは、原子炉出力 80%（24MW）及び 100％（30MW）からの炉心流量喪失試験及び原子炉出力 30％（9MW）からの炉心冷却喪失試験（VCS2 系統停止）を実施する予定である。炉心冷却喪失試験は、1 次ヘリウム循環機（PGC：Primary Gas Circulator）3 台を停止して

強制循環機能を全喪失させるとともに、炉容器冷却設備（VCS：Vessel Cooling System）を停止させ、原子炉圧力容器（RPV：Reactor Pressure Vessel ）表面からの熱を強制的に除去する機能を部分喪失又は全喪失させる試験である。試験では VCS を流れる冷却水の循環を停止させるため、VCS の水冷管パネルの温度が上昇するが、試験中に水冷管パネルが最高使用温度を超えないことを監視する必要がある。そこで、炉心冷却喪失試験時における VCS の温度の監視強化を目的として、既設の仮設熱電対

を原子炉圧力容器スタビライザ近傍の水冷管パネル及び炉容器冷却設備側部パネル出口リング

ヘッダへ移設した。本報告書は、安全対策を含む移設作業についてまとめたものである。

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2. ＨＴＴＲの設備の概要 2.1 ＨＴＴＲの冷却設備ＨＴＴＲの冷却系統を Fig.2.1 に示す。ＨＴＴＲの冷却設備は、通常運転時に原子炉を冷却する主冷却設備、原子炉の停止後に残留熱を除去する補助冷却設備、RPV の周辺に設置した水冷管パネルにより一次遮へい体を冷却するとともに、減圧事故時のような補助冷却設備による冷却が

期待できない時に原子炉の残留熱を除去する VCS により構成されている。主冷却設備には、1 次冷却設備として中間熱交換器（IHX：Intermediate Heat Exchanger）及び 1 次加圧水冷却器（PPWC：Primary Pressurized Water Cooler）の 2 種類の熱交換器が並列に配置されている。また、2 次冷却設備として 2 次加圧水冷却器（SPWC：Secondary Pressurized Water Cooler）が配置されている。原子炉内で発生した熱は、加圧水空気冷却器（ACL：Air -cooler）から大気へ放散する。ＨＴＴＲの定格熱出力は 30MW であり、冷却材にはヘリウムガスを使用している。ＨＴＴＲには、定格熱出力時の原子炉出口冷却材温度が 850℃となる定格運転及び 950℃となる高温試験運転の 2 つの原子炉出口冷却材温度運転モードがある。また、PPWC で 20MW、IHX で 10MWの除熱を行う並列運転及び PPWC のみで 30MW の除熱を行う単独運転の 2 つの系統的な運転モードがある。安全性実証試験は、「定格/単独運転モード」で実施する。 2.2 RPV

RPV は内部に炉心構成要素、炉内構造物等を収納し、燃料の核反応により発生する熱で冷却材であるヘリウムガスを加熱して高温のヘリウムガスを取り出すための容器であるとともに、原子

炉冷却材圧力バウンダリの一部を形成するものである。 RPV は上部及び下部が半球状の縦置き円筒型の容器である。RPV は圧力容器蓋及び圧力容器

胴から構成され、圧力容器蓋はスタンドパイプ等から、圧力容器胴は圧力容器円筒胴、圧力容器

スカート等から構成される。 Fig.2.2 に RPV の構造を示す。RPV は、圧力容器スカートを介して原子炉圧力容器室のコンク

リート台座に支持される。地震時の鉛直方向の荷重は圧力容器スカートで支持し、水平方向の

荷重は、スタビライザ及びスタンドパイプ上部で防振梁を介して支持する。スタビライザは、圧力容器円筒胴上部に円周上等間隔に 6 個設置されており、RPV の圧力容器

円筒胴に取り付けられたスタビライザブラケットの位置において、一次遮へい体コンクリート壁

で支持される構造になっており、架台は一次遮へい体に固定されている 2）。 2.3 VCS VCS は、強制循環による炉心の冷却が期待できない減圧事故時等において、RPV、炉内構造物、炉心構成要素等の健全性を維持し、燃料の温度が制限値を超えないようにするために、炉心から

の核分裂生成物の崩壊熱及び炉内構造物等の残留熱を RPV の外側から間接冷却で除去する。また、原子炉の通常運転時においても、RPV を取り囲む 1 次遮へい体を冷却している。 Fig.2.3 に VCS の系統の概略図を示す。VCS は、水冷管パネル、循環ポンプ、冷却器、サージ


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タンク等により構成されている。Table 2.1 に VCS の主要諸元を示す。A 系統及び B 系統の独立した2系統からなるため、熱電対の設置は、A系統及びB系統の両系統ついて実施する必要がある。 Fig.2.4 に VCS の鳥瞰図を示す。水冷管パネルは、RPV が据え付けられている原子炉圧力容器室に設置されている。水冷管パネルには、原子炉圧力容器室の天井に設置されている上部パネル、

側壁に設置されている側部パネル、原子炉下部室に設置されている下部パネルがある。循環ポンプ

により送り出された冷却水は、水冷管パネルを通り、1 次遮へい体、RPV 及び水冷管パネルを冷却した後、冷却器にて冷却され再び循環ポンプに戻る 3）。Fig.2.5 にリングヘッダを示す。側部パネルを流れる冷却水は、側部パネル入口リングヘッダから入り、下から上へ上昇する向きに

水冷管内を流れ、側部パネル出口リングヘッダに到達し冷却器へ向かう。炉心で発生した熱は主に RPV 表面からのふく射及び自然対流によって VCS に伝えられるが、スタビライザ内を通る水冷管には、主にスタビライザ構造物の熱伝導により伝えられる。今回熱電対を取付けた箇所は共にFig.2.6及びFig.2.7に示す通り断熱材が巻かれていないため、

VCS が停止した場合に温度が上昇しやすい状態にある。


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3．炉心冷却喪失試験

安全性実証試験は、ＨＴＴＲを用いて異常状態を模擬した試験を実施することにより高温ガス

炉固有の安全性を実証するとともに、試験時の原子炉挙動データを取得して活用することにより、

高温ガス炉の安全設計及び安全評価技術を高度化することを目的としている。安全性実証試験は平成 14 年度から開始し、平成 18 年度までに異常な過渡変化を模擬した試験

として、反応度投入事象を模擬した制御棒引抜き試験及び炉心除熱量の減少事象を模擬した炉心

流量低下試験を実施した。平成 22 年度からは、さらに厳しい条件下における試験として、炉心流量喪失試験及び炉心冷却

喪失試験を開始した。平成 22 年度には、原子炉出力 30％（9MW）からの炉心流量喪失試験及び原子炉出力 30％（9MW）からの炉心冷却喪失試験（VCS1 系統停止）を実施した 4)。平成 24 年度からは、原子炉出力 80％（24MW）及び 100％（30MW）からの炉心流量喪失試験及び原子炉出力 30％（9MW）からの炉心冷却喪失試験（VCS2 系統停止）を実施する予定である。 3.1 概要炉心冷却喪失試験は、制御棒の引抜及び挿入を行うことで原子炉出力を設定値に制御する原子

炉出力制御系を切り離し、単独運転時に 1 次ヘリウムガスを循環さている PGC 全 3 台を停止することにより強制循環冷却機能を全喪失させるとともに、VCS の 1 系統又は 2 系統を停止させ、RPV 表面からの熱を強制的に除去する機能を部分喪失又は全喪失させる試験であり、原子炉出力30％以下で実施する。本試験により、原子炉停止系が通常の流量設定値で作動しない場合に重ねて、VCS による冷却機能が部分喪失又は全喪失した場合においても、原子炉が安定に所定の状態に落ち着き、この間の燃料温度の変化が緩慢であることを実証する。 3.2 挙動の事前検討炉心冷却喪失試験（VCS2 系統停止）では、VCS 停止に伴う 1 次遮へい体の温度上昇が想定される。過去に実施されたコールド試験では、1 次遮へい体コンクリート温度の予測解析の精度の向上を図ることを試験実施の重要な目的として、1 次遮へい体コンクリートの複数の箇所について温度測定を実施した。測定箇所には 1 次側部遮へい体のスタビライザ部も含まれている。また、炉容器冷却水出口温度の測定では側部出口温度の上昇が最も高くなっており 5）、核加熱による

試験時にも温度が高くなると考えられる。このため、原子炉圧力容器スタビライザ近傍の水冷管

パネル及び側部パネル出口リングヘッダに仮設熱電対を設置して、試験中に水冷管パネルの最高

使用温度を超えないことを監視する必要がある。


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4．作業前の検討本章では、作業前に実施した安全確保に係る検討の内容を述べる。

4.1 作業計画及び想定される危険因子作業実施にあたり抽出した原子炉圧力容器室内特有の危険因子を以下に示す。（1）比較的高い線量当量率

原子炉圧力容器室にはRPVが設置されており、ＨＴＴＲでは比較的線量当量率が高い場所である。計画被ばく線量の評価に際しては、過去の原子炉圧力容器室内での作業記録を参考として、

室内の平均線量当量率を 50 μSv/h と設定した。これに作業日数を考慮して作業員 1 人あたり750 μSv、作業員 6 人で 4.5 mSv・人と評価した。原子炉圧力容器室の遮へい扉の開放に伴い、放射線管理第 2 課により実施された線量当量率

の測定結果は、14 μSv/h（VCS パネル表面）～240 μSv/h だった。ここで、240μSv/h となったのは、RPV のマンホール付近であり、作業時に接近する RPV 表面及び VCS パネルの最大値は 120μSv/h だった。

（2）高温多湿本作業の実施期間は 8 月～9 月であり、また、作業エリアの空調設備である格納容器再循環

冷却装置が、2011 年 3 月 11 日に発生した地震の影響により、起動に伴い発生する廃液を処理できないことにより使用できなくなると、原子炉圧力容器室内が高温多湿になる可能性があった。

（3）高所作業仮設熱電対の移設先である炉容器冷却設備側部パネル出口リングヘッダ及び原子炉圧力容器

スタビライザ近傍の水冷管パネルは、作業フロアの高所（約 2.5 m）に位置している。（4）暗所・狭い通路原子炉圧力容器室内には常設の照明が無いため暗い。また、通路は幅が狭く（約 0.6 m）、さらに、各フロアに段差や頭上に配管等が通り低くなっている箇所がある。

4.2 安全対策上記の危険因子を低減するために、①外部被ばく②内部被ばく③汚染物の付着④熱中症⑤落下

及び⑥転倒について対策を実施した。 4.2.1 外部被ばく線量低減対策作業実施に伴う外部被ばくの線量を低減するための対策として、作業時間を短縮することとし、

以下を実施した。（1）コールドでのリハーサル仮設熱電対の取外し及び熱伝セメントを使用した取付け作業について、予めコールドでリハ

ーサルを実施し、仮設熱電対の取外し作業における治具（スクレーパー）の効果的な使用方法、

取付けに適切な量及び塗り方等の熱伝セメントの取扱い、並びに仮設熱電対のパッドの浮き

上がり防止対策について確認及び技術の習熟を図った。


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（2）ミーティングミーティングを午前及び午後の作業開始前にそれぞれ 30 分～1 時間、現場の写真を使用しながら徹底して実施し、現場の現状、作業の進捗具合及び作業の実施方法について作業員同士の

認識の齟齬が生じないように努めた。また、作業におけるコツの共有も積極的に実施した。（3）シフトの工夫原子炉圧力容器室からの退出時に、サーベイを待つ作業員がグリーンハウスに入りきらず、

原子炉圧力容器室内で待機する（原子炉圧力容器室内における滞在時間が増加する）事態を

避けるため、必要最低限の人数で入室することとした。本作業における必要最低人数を、安全

管理の観点及び作業内容から 3 人と判断し、作業員 6 人を一班 3 人に振分けて A 班、B 班の 2 班体制とした。当日の作業を円滑に開始するために、班のシフトの組み方にも工夫をした。具体的には、

午前に A 班が作業を行い、午後に B 班が作業を実施した場合、翌日は午前に B 班、午後に A 班とし、作業する前日の最後の現場の状態を細かく知っている班が当日の午前の作業を実施する形にした。

4.2.2 内部被ばく防止対策 Fig.4.1 に作業時の装備を示す。内部被ばくを防止するために放射線管理第 2 課と事前に協議を行い、浮遊している塵等の吸引防止のため防護具として半面マスクを着用することとした。また、

本作業では仮設熱電対の取付け状態の調査及び取付け作業などで上を向いて作業をする機会が

多いことから、塵等が目に入ることによる内部被ばくを防止するために防塵眼鏡を着用した。 4.2.3 汚染物の付着防止対策身体への汚染物の付着を防止するために放射線管理第 2 課と事前に協議を行い、原子炉圧力容器室内での作業は防護具としてツナギを着用することとした。また、ツナギの袖と綿手袋との

隙間に塵等が付着すること及び錆が綿手袋を浸透して手に付着することを防止するために綿手袋

の上にゴム手袋を着用した。本作業では、RPV 及び VCS パネルに接近する、または、手で触れる機会が多いことから、

防護具として着用したツナギに汚染物が付着する可能性が高い。しかし、震災の影響でツナギの

洗濯が十分にできないことから繰返し使用することが不可避であったため、ツナギへの汚染物の

付着を極力避ける必要があった。このため、放射線管理第 2 課に不要であると判断されていたが、ツナギの上にタイベックスーツを着用した。 4.2.4 熱中症防止対策

Fig.4.2 にタイベックスーツの下の装備を示す。高温多湿な環境下において作業を行うことによる熱中症を防止するために、通常実施する格納容器再循環冷却装置の稼働に加えて、準備作業として

温湿度計による測定を酸素濃度の測定とともに実施した。また、作業衣についても通常使用する

年間を通して使用することを目的とした綿 100％のものではなく、熱中症を防止するために必要となる通気性及び速乾性を備えた夏用ツナギ服を新たに購入し使用した。さらに、体温の上昇を

抑えるためのクールベスト及びネッククーラーも導入した。


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4.2.5 落下防止対策 Fig.4.3 に仮設熱電対取付け時の様子を示す。仮設熱電対の取付け作業では、取付け位置が原子炉

圧力容器室の内周に位置しているため脚立で届く範囲であること及び足場を設置した場合の作業員

及び作業時間の増加に伴う外部被ばく線量の増加を考慮した結果、脚立を使用することとした。

しかし、通路が狭いため通常の脚立では安定な足場を確保することが困難であることから局内脚

立を使用した。また、移設先が作業フロアの 2 m 以上の高さ（約 2.5m）に位置していること及び

局内脚立が倒れた場合に RPV の上に落下する危険があったことから安全帯を着用した。

4.2.6 転倒防止対策段差への躓き、頭上の配管との接触及び階段の踏み外しによる転倒を防止するために、段差

及び配管等を視認するための照明として、作業者全員がヘルメットの上にヘッドライトを装着

した。さらに、壁付型 LED ライトも併用して室内を明るくし、死角の減少を図った。また、階段昇降時に他の作業員が階段を照らす、ミーティングにおいて危険な箇所について

情報を共有する、作業員同士で声掛けを行うといった対策も実施した。


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5．移設作業原子炉圧力容器室内に設置されている仮設熱電対は、各測定点に熱伝セメント等により設置さ

れており、その配線は適度な間隔で結束されて VCS パネルを這う形で、原子力圧力容器室の一番上のフロアにある貫通孔へ引き廻され、室外にある中継端子箱に接続されている。移設作業は、取付け状態の調査、配線の引き廻しルートの検討、取外し、取付け、確認の流れ

で実施した。以下にその詳細及び安全対策の結果を示す。 5.1 移設作業の内容 5.1.1 取付け状態の調査原子炉圧力容器室内に設置されている仮設熱電対について、各種記録及び中継盤等を基にして

調査を行いリストを作成した。この中から、測定をしているが取得したデータを利用していない

仮設熱電対を移設候補として選出し、絶縁抵抗の測定を行い異常がないことを確認した。移設候補の仮設熱電対について、設置位置等の調査を設置時の記録を基にして実施した。その

結果、一部については詳細な位置を確認できなかった。また、移設可否の判断材料となる、貫通

孔までの配線の引き廻しルート及び配線の長さを確認することはできなかった。そこで、原子炉圧力容器室内において、仮設熱電対の設置時の記録との整合を確認するとともに、

確認できなかったものの取付け位置及び取付け状態の調査を実施した。調査では、Fig.5.1 及びFig.5.2に示すRPV外面及び原子炉圧力容器室内のVCSパネル側を平面に展開した図を作成し、そこに取付け位置を記録するとともに撮影した仮設熱電対の写真を貼り付け、設置位置のマップ

を作成した。また、仮設熱電対の取付け状態の確認を目視及び触指で実施した。その後、配線の

引き廻しルート及び貫通孔までの配線の長さを測定した。調査した熱電対の取付け位置及び配線の長さを基にして、移設可能な仮設熱電対を炉容器冷却

設備側部パネル出口リングヘッダに移設可能なものと、原子炉圧力容器スタビライザ近傍の水冷管

パネルに移設可能なものに分別した。 5.1.2 配線の引き廻しルートの検討仮設熱電対の移設先の条件は下記の通りである。 ① 原子炉圧力容器スタビライザ近傍であること。 ② 側部パネルとリングヘッダの継ぎ目である T 部の近辺であること。 ③ 各々A 系統及び B 系統に 2 箇所ずつの計 4 箇所に設置すること。この条件に安全確保を前提として、動かす距離が短いなど作業時間を短縮できることを条件

として加えて絞り込みを行い移設する熱電対を決定した。配線の引き廻しルートは、移設後の配線の結束作業を効率的に実施するために、移設しない

仮設熱電対の引き廻しルートを基本ルートとした。ただし、リングヘッダに取り付ける内の一本

については、配線の長さにより、基本のルートから大きくそれる形となった。また、このルート

には途中に入室用の扉があったが、作業者と配線が接触する機会を減少させるために扉の上を

引廻すルートとした。


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5.1.3 取外し移設する仮設熱電対の取外し時の様子を Fig.5.3 に示す。取外し作業では、熱伝セメントの屑

が落下及び飛散するのを防止するために、熱電対の設置箇所の下部にビニール袋を貼り付け、

スクレーパーを使用して取り外した。取り外した仮設熱電対のパッドに付着していた熱伝セメントは、取付ける際の障害となるため

除去した。大部分は治具を使用せずに手でこするようにして除去し、ナイロン製不織布で仕上げ

をした。 5.1.4 取付けまず、取外した仮設熱電対の配線を移設先まで引き廻した。その際、配線に余計な負荷を与え

ないようにするために、当該熱電対の配線を固定するため貫通孔まで設置されていた約 50 箇所の結束を全て外した。移設先には酸化膜が形成されていたが、過度な研磨による鉄粉の飛散を防止するためにナイロン製

不織布を使用して除去した。仮設熱電対取付け時の様子を Fig.5.4 に示す。仮設熱電対はパッド及び配線を適宜な間隔で

φ0.85 mm の銅線により固定して、測定点に接地させてから高温用の熱伝セメントで取付けた。今回使用した熱伝セメント HT-60HA は、最高使用温度 676℃の高温用途であり、施工性も良いことから本作業に適している。 5.1.5 確認

Fig.5.5 及び Fig.5.6 に A 系統及び B 系統の炉容器冷却水循環ポンプを起動した際の、VCS の冷却水流量と移設した仮設熱電対より測定した VCS の温度を示す。

炉容器冷却水循環ポンプの起動に伴い、冷却器近傍にあった冷却水が通過することにより、

スタビライザ部近傍等の RPV に近い位置の水冷管パネルの温度が低下する。その後、循環により温度が均一化した冷却水が循環することにより温度が均一化していく。移設した仮設熱電対は上記の温度変化を測定しており、これにより、炉心冷却喪失試験に

向けて VCS の温度の監視強化を図ることができたことを確認した。 5.2 安全対策の結果 5.2.1 外部被ばく線量低減対策十分な事前検討等による作業の効率化を図ることにより、作業日数を当初計画していた 17 日

から 12 日に短縮することができた。それに伴い、被ばく線量も計画時の約 4 分の 1 にあたる 1.29 mSv・人に低減することができた。個人の被ばく線量は 190～260 μSv で、一日の個人最大被ばく量は 100 μSv であった。

ちなみに、100 μSv/日となったのは、線量当量率 120 μSv/h（PRV 表面及び VCS 表面）のフロアにおける熱電対の取付け作業時である。この取付け作業においても、事前に綿密なミーテ

ィングを実施することにより、一班の 1 日(2 時間未満の)作業で終了することができた。


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5.2.2 内部被ばく防止対策原子炉圧力容器室からの退室時のサーベイにより、呼吸器の周辺に汚染が認められる等内部

被ばくが疑われる作業員はいなかった。また、配線の取り廻し作業では、配線が各フロアにおいて

作業者の頭より高い位置に設置されており、VCS の錆が目に入るリスクがあることが現場確認後に初めて判明するなど塵等が目に入る可能性は作業計画時の想定よりが高かった。しかし、防塵

眼鏡の着用により、塵等が目に入ることを防止することができた。 5.2.3 汚染物の付着防止対策原子炉圧力容器室からの退室時のサーベイ及び管理区域からの退域時のハンドフットクロス

モニタにより、汚染物の付着が確認された作業員はいなかった。配線の引き廻し作業では、配線

を異なる高さのフロアへ通すために VCS パネルに近づく及び触れる機会があり、ゴム手袋に錆が付着したが、タイベックスーツの着用によりツナギを汚染物の付着から保護することができた。 5.2.4 熱中症防止対策格納容器再循環冷却装置が稼働していない時の原子炉圧力容器室内の湿度は、稼働時と比較

して 10％程度高くなることから、発汗量が多くなり体力を消耗した。今回の作業期間において本装置が稼働できなかったのは 2 日間であったため乗り切ることができたが、基本の対策として格納容器再循環冷却装置の使用は必要であることを確認した。高温多湿の環境に加えて、半面マスク、タイベックスーツ等の放射性物質に対する防護具の

着用をしていたが、実施した熱中症防止対策により熱中症になった者はいなかった。特に、夏用

ツナギはその速乾性により、汗が蒸発することによる体の冷却、ツナギ及び下着が体に付くこと

による疲労の軽減ができ有用だった。しかし、高温多湿の作業環境により防塵眼鏡の内側が曇ってしまい、これによる視界不良

により退室後に体調不良を訴えた作業員がいた。 5.2.5 転倒防止対策階段の踏み外し等により転倒し怪我をした者はいなかった。照明及び情報共有は移動時に転倒

する危険に対して意識を向けるとういう点、声掛けは作業に意識が向いている時に転倒の危険を

思い出すという点で有効だった。 5.2.6 落下防止対策局内脚立の使用により、狭い通路においても脚立を広げることができ、安定な足場を確保する

ことができた。仮設熱電対の取付け作業では、熱伝セメントを盛ったパレット及びヘラにより

両手が塞がる格好となったが、作業者の落下等なく安全に作業を実施することができた。


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6．まとめ安全性実証試験の一つである炉心冷却喪失試験時における VCS の温度監視を強化するために、既設の仮設熱電対の移設を実施した。そのまとめを以下に示す。（1）移設した仮設熱電対の機能は、炉容器冷却水循環ポンプの起動に伴う温度変化を測定する

ことで確認し、炉心冷却喪失試験にむけて VCS の温度の監視強化を図れるようにした。（2）原子炉圧力容器室内での作業において、比較的高い線量当量率、高温多湿等の危険因子を

抽出し、適切な安全対策を施した。その対策の有効性を、実作業での被ばくが計画被ばく

線量の約 4 分の 1 となり、かつ無災害で作業を完遂することで明らかにした。（3）今回の作業経験から、次回は曇り止めレンズの防塵眼鏡の使用に加えて、レンズの内側に

曇り止めを使用する必要があること、また、レンズの曇りによる視界不良が体調不良につな

がることを認識して作業を計画及び実施することが重要であることが分かった。

謝辞本作業、本報告書作成にあたり、新見素二高温工学試験研究炉部長、伊与久達夫同部次長

に御指導、御助言を頂き、作業の実施にあたりＨＴＴＲ運転管理課各位に格納容器再循環冷却装置

の稼働及び炉室出入口扉の開放作業のご協力を頂きました。ここに深く感謝いたします。

参考文献 (1) S.Saito et al ： JAERI-1332, “Design of High Temperature Engineering Test

Reactor(HTTR)” (1994). (2) 寺戸昇輝他：JAERI-Tech 96-034, “HTTR 原子炉圧力容器の設計・製作” (1996). (3) 濱本真平他：JAERI-Tech 2005-035, “炉容器冷却設備冷却器の伝熱性能の変化とその回復

作業について” (2005). (4) （編）高温工学試験研究炉部：JAEA-Review 2011-036, “HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・

運転と技術開発（2010 年度）” (2011). (5) 篠原正憲他：JAEA-Technology 2011-029, “高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験

–炉心冷却喪失試験-“ (2011).


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Table 2.1 VCS の主要目

系統主要目系統数独立 2 系統（A 系統及び B 系統）最高使用圧力 0.98 MPa 最高使用温度 90 ℃ 最低使用温度 10 ℃ 水冷管パネル構成上部パネル A 系統、B 系統各 1 式側部パネル A 系統、B 系統各 1 式下部パネル A 系統、B 系統各 1 式炉室出入口パネル A 系統、B 系統各 1 式除熱量調節パネル A 系統、B 系統各 2 式*1 冷却水流量炉容器冷却水 86 t/h 循環ポンプ台数 A 系統、B 系統各 2 台*2

＊1 現在、使用（通水）していない。＊2 各系統の 2 台のうち 1 台は予備。


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IHX ：中間熱交換器 PPWC ：1 次加圧水冷却器 PGC ：1 次ヘリウム循環機 SPWC ：2 次加圧水冷却器 SGC ：2 次ヘリウム循環機 AHX ：補助冷却器 AGC ：補助ヘリウム循環機 VCS ：炉容器冷却設備

Fig.2.1 HTTR の冷却系統


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IHX ：中間熱交換器 PPWC ：1 次加圧水冷却器 PGC ：1 次ヘリウム循環機 SPWC ：2 次加圧水冷却器 SGC ：2 次ヘリウム循環機 AHX ：補助冷却器 AGC ：補助ヘリウム循環機 VCS ：炉容器冷却設備

Fig.2.1 HTTR の冷却系統


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Fig.2.2 RPV の構造図


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Fig.2.3 VCS の系統概略図


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Fig.2.4 VCS の鳥瞰図


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Fig.2.5 リングヘッダ


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Fig.2.6 スタビライザ近傍の水冷管パネル

Fig.2.7 炉容器冷却設備側部パネル出口リングヘッダ


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Fig.4.1 原子炉圧力容器室内における作業時の装備

Fig.4.2 タイベックスーツの下の装備


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Fig.4.3 仮設熱電対取付作業


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Fig.5.1 RPV 外面の平面図


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Fig.5.2 原子炉圧力容器室内の VCS パネル側の平面図


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Fig.5.3 仮設熱電対の取外し

Fi.5.4 仮設熱電対の取付け


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Fig.5.3 仮設熱電対の取外し

Fi.5.4 仮設熱電対の取付け


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Fig.5.5 VCS の冷却水流量及び移設した仮設熱電対により測定した VCS の温度（A 系統）

Fig.5.6 VCS の冷却水流量及び移設した仮設熱電対により測定した VCS の温度（B 系統）


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　国際単位系（SI）

乗数　接頭語記号乗数　接頭語記号

1024 ヨタＹ 10-1 デシ d1021 ゼタＺ 10-2 センチ c1018 エクサＥ 10-3 ミリ m1015 ペタＰ 10-6 マイクロ µ1012 テラＴ 10-9 ナノ n109 ギガＧ 10-12 ピコ p106 メガＭ 10-15 フェムト f103 キロｋ 10-18 アト a102 ヘクトｈ 10-21 ゼプト z101 デカ da 10-24 ヨクト y

表５．SI 接頭語

名称記号 SI 単位による値分 min 1 min=60s時 h 1h =60 min=3600 s日 d 1 d=24 h=86 400 s度 ° 1°=(π/180) rad分 ’ 1’=(1/60)°=(π/10800) rad秒 ” 1”=(1/60)’=(π/648000) rad

ヘクタール ha 1ha=1hm2=104m2

リットル L，l 1L=11=1dm3=103cm3=10-3m3

トン t 1t=103 kg

表６．SIに属さないが、SIと併用される単位

名称記号 SI 単位で表される数値電子ボルト eV 1eV=1.602 176 53(14)×10-19Jダルトン Da 1Da=1.660 538 86(28)×10-27kg統一原子質量単位 u 1u=1 Da天文単位 ua 1ua=1.495 978 706 91(6)×1011m

表７．SIに属さないが、SIと併用される単位で、SI単位で表される数値が実験的に得られるもの

名称記号 SI 単位で表される数値キュリー Ci 1 Ci=3.7×1010Bqレントゲン R 1 R = 2.58×10-4C/kgラド rad 1 rad=1cGy=10-2Gyレム rem 1 rem=1 cSv=10-2Svガンマ γ 1γ=1 nT=10-9Tフェルミ 1フェルミ=1 fm=10-15mメートル系カラット 1メートル系カラット = 200 mg = 2×10-4kgトル Torr 1 Torr = (101 325/760) Pa標準大気圧 atm 1 atm = 101 325 Pa

1cal=4.1858J（｢15℃｣カロリー），4.1868J（｢IT｣カロリー）4.184J（｢熱化学｣カロリー）

ミクロン µ 1 µ =1µm=10-6m

表10．SIに属さないその他の単位の例

カロリー cal

(a)SI接頭語は固有の名称と記号を持つ組立単位と組み合わせても使用できる。しかし接頭語を付した単位はもはやコヒーレントではない。

(b)ラジアンとステラジアンは数字の１に対する単位の特別な名称で、量についての情報をつたえるために使われる。実際には、使用する時には記号rad及びsrが用いられるが、習慣として組立単位としての記号である数字の１は明示されない。

(c)測光学ではステラジアンという名称と記号srを単位の表し方の中に、そのまま維持している。(d)ヘルツは周期現象についてのみ、ベクレルは放射性核種の統計的過程についてのみ使用される。(e)セルシウス度はケルビンの特別な名称で、セルシウス温度を表すために使用される。セルシウス度とケルビンの

単位の大きさは同一である。したがって、温度差や温度間隔を表す数値はどちらの単位で表しても同じである。

(f)放射性核種の放射能（activity referred to a radionuclide）は、しばしば誤った用語で”radioactivity”と記される。(g)単位シーベルト（PV,2002,70,205）についてはCIPM勧告2（CI-2002）を参照。

（c）３元系のCGS単位系とSIでは直接比較できないため、等号「」は対応関係を示すものである。

（a）量濃度（amount concentration）は臨床化学の分野では物質濃度（substance concentration）ともよばれる。

（b）これらは無次元量あるいは次元１をもつ量であるが、そのことを表す単位記号である数字の１は通常は表記しない。

名称記号SI 基本単位による

表し方

粘度パスカル秒 Pa s m-1 kg s-1力のモーメントニュートンメートル N m m2 kg s-2表面張力ニュートン毎メートル N/m kg s-2角速度ラジアン毎秒 rad/s m m-1 s-1=s-1角加速度ラジアン毎秒毎秒 rad/s2 m m-1 s-2=s-2熱流密度 , 放射照度ワット毎平方メートル W/m2 kg s-3熱容量 , エントロピージュール毎ケルビン J/K m2 kg s-2 K-1比熱容量，比エントロピージュール毎キログラム毎ケルビン J/(kg K) m2 s-2 K-1比エネルギージュール毎キログラム J/kg m2 s-2熱伝導率ワット毎メートル毎ケルビン W/(m K) m kg s-3 K-1体積エネルギージュール毎立方メートル J/m3 m-1 kg s-2電界の強さボルト毎メートル V/m m kg s-3 A-1電荷密度クーロン毎立方メートル C/m3 m-3 sA表面電荷クーロン毎平方メートル C/m2 m-2 sA電束密度，電気変位クーロン毎平方メートル C/m2 m-2 sA誘電率ファラド毎メートル F/m m-3 kg-1 s4 A2透磁率ヘンリー毎メートル H/m m kg s-2 A-2モルエネルギージュール毎モル J/mol m2 kg s-2 mol-1モルエントロピー, モル熱容量ジュール毎モル毎ケルビン J/(mol K) m2 kg s-2 K-1 mol-1照射線量（Ｘ線及びγ線）クーロン毎キログラム C/kg kg-1 sA吸収線量率グレイ毎秒 Gy/s m2 s-3放射強度ワット毎ステラジアン W/sr m4 m-2 kg s-3=m2 kg s-3放射輝度ワット毎平方メートル毎ステラジアン W/(m2 sr) m2 m-2 kg s-3=kg s-3酵素活性濃度カタール毎立方メートル kat/m3 m-3 s-1 mol

表４．単位の中に固有の名称と記号を含むSI組立単位の例

組立量

SI 組立単位

名称記号面積平方メートル m2体積立法メートル m3速さ，速度メートル毎秒 m/s加速度メートル毎秒毎秒 m/s2波数毎メートル m-1密度，質量密度キログラム毎立方メートル kg/m3

面積密度キログラム毎平方メートル kg/m2

比体積立方メートル毎キログラム m3/kg電流密度アンペア毎平方メートル A/m2磁界の強さアンペア毎メートル A/m量濃度 (a) ，濃度モル毎立方メートル mol/m3質量濃度キログラム毎立法メートル kg/m3輝度カンデラ毎平方メートル cd/m2屈折率 (b) （数字の）　１ 1比透磁率 (b) （数字の）　１ 1

組立量SI 基本単位

表２．基本単位を用いて表されるSI組立単位の例

名称記号他のSI単位による

表し方SI基本単位による

表し方平面角ラジアン(ｂ) rad 1（ｂ） m/m立体角ステラジアン(ｂ) sr(c) 1（ｂ） m2/m2周波数ヘルツ

（ｄ） Hz s-1力ニュートン N m kg s-2圧力 , 応力パスカル Pa N/m2 m-1 kg s-2エネルギー , 仕事 , 熱量ジュール J N m m2 kg s-2仕事率，工率，放射束ワット W J/s m2 kg s-3電荷 , 電気量クーロン A sC電位差（電圧） , 起電力ボルト V W/A m2 kg s-3 A-1静電容量ファラド F C/V m-2 kg-1 s4 A2電気抵抗オーム Ω V/A m2 kg s-3 A-2コンダクタンスジーメンス S A/V m-2 kg-1 s3 A2磁束ウエーバ Wb Vs m2 kg s-2 A-1磁束密度テスラ T Wb/m2 kg s-2 A-1インダクタンスヘンリー H Wb/A m2 kg s-2 A-2セルシウス温度セルシウス度(

ｅ) ℃ Kンメール束光 lm cd sr(c) cd

スクル度照 lx lm/m2 m-2 cd放射性核種の放射能

（ｆ）ベクレル

（ｄ） Bq s-1吸収線量, 比エネルギー分与,カーマ

グレイ Gy J/kg m2 s-2

線量当量, 周辺線量当量, 方向性線量当量, 個人線量当量シーベルト

（ｇ） Sv J/kg m2 s-2

酸素活性カタール kat s-1 mol

表３．固有の名称と記号で表されるSI組立単位SI 組立単位

組立量

名称記号 SI 単位で表される数値バール bar １bar=0.1MPa=100kPa=105Pa水銀柱ミリメートル mmHg 1mmHg=133.322Paオングストローム Å １Å=0.1nm=100pm=10-10m海里Ｍ１M=1852mバーン b １b=100fm2=(10-12cm)2=10-28m2

ノット kn １kn=(1852/3600)m/sネーパ NpベルＢデジベル dB

表８．SIに属さないが、SIと併用されるその他の単位

SI単位との数値的な関係は、　　　　対数量の定義に依存。

名称記号

長さメートル m質量キログラム kg時間秒 s電流アンペア A熱力学温度ケルビン K物質量モル mol光度カンデラ cd

基本量SI 基本単位

表１．SI 基本単位

名称記号 SI 単位で表される数値エルグ erg 1 erg=10-7 Jダイン dyn 1 dyn=10-5Nポアズ P 1 P=1 dyn s cm-2=0.1Pa sストークス St 1 St =1cm2 s-1=10-4m2 s-1

スチルブ sb 1 sb =1cd cm-2=104cd m-2

フォト ph 1 ph=1cd sr cm-2 104lxガル Gal 1 Gal =1cm s-2=10-2ms-2

マクスウｪル Mx 1 Mx = 1G cm2=10-8Wbガウス G 1 G =1Mx cm-2 =10-4Tエルステッド

（ｃ） Oe 1 Oe　 (103/4π)A m-1

表９．固有の名称をもつCGS組立単位

（第8版，2006年改訂）







リットル L，l 1L=11=1dm3=103cm3=10-3m3

トン t 1t=103 kg








カロリー cal










表し方



組立量

SI 組立単位



















組立量





名称記号








（ｃ） Oe 1 Oe　 (103/4π)A m-1


（第8版，2006年改訂）







リットル L，l 1L=11=1dm3=103cm3=10-3m3

トン t 1t=103 kg








カロリー cal










表し方



組立量

SI 組立単位



















組立量





名称記号








（ｃ） Oe 1 Oe　 (103/4π)A m-1


（第8版，2006年改訂）

JAEA

-Review

JAEA-Review2011-047

「もんじゅ」非常用ディーゼル発電機シリンダライナーのひび割れに係る材料強度の低下並びに超音波速度測定によるシリンダライナー健全性確認について

Cracking Investigation of Monju Emergency Generator C Unit Cylinder Liner

- Cylinder Liner Soundness Confirmation by a Fall Cause of the Materials Strength of

the Cylinder Liner and the Supersonic Wave Speed -

小林孝典　佐近三四治　高田修　羽鳥雅一坂本勉　佐藤俊行　風間明仁　石沢義宏井川久　中江秀雄

Takanori KOBAYASHI, Miyoji SAKON, Osamu TAKADA, Masakazu HATORI Tsutomu SAKAMOTO, Toshiyuki SATO, Akihito KAZAMA, Yoshihiro ISHIZAWAKatsuhisa IGAWA and Hideo NAKAE

敦賀本部高速増殖炉研究開発センター

プラント保全部

Plant Maintenance Engineering DepartmentFast Breeder Reactor Research and Development Center

Tsuruga Head Office


February 2012

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