資料No.１
福井県原⼦⼒安全専⾨委員会

もんじゅ廃⽌措置の実施状況について

2019年11⽉27⽇
⽇本原⼦⼒研究開発機構（JAEA）

⽬次

１．「もんじゅ」の廃⽌措置（第1段階）実施状況
２．「もんじゅ」の廃⽌措置（第1段階）今後の対応
３．2018年度の燃料体の処理時の不具合対策等の実施状況
４．次回の燃料体の処理に向けた準備（燃料の⽸詰処理）
５．廃⽌措置計画の変更認可申請 模擬燃料体の部分装荷
６．まとめ

1

1. 「もんじゅ」の廃⽌措置（第1段階）実施状況（1/2）
燃料の取出し経路
炉外燃料貯蔵槽

燃料交換装置

燃料出⼊機

燃料移送機

回転プラグ

燃料池
燃料⽸詰設備

Na

⽔中台⾞

Na
燃料洗浄設備

原⼦炉容器

⽔中燃料貯蔵設備

炉内中継装置凡例
︓ 燃料体の取出し
︓ 燃料体の処理●原⼦炉容器から炉外燃料貯蔵槽への燃料体の取出しについて、10⽉の開始に向けて点検作業等を進めた結果、予備⽇を使うことなく順調に進んだため、9⽉17⽇
から開始した。
●５班による直体制等により取出し作業を実施した結果、10⽉11⽇、計画していた100体の取出しを完了した。

廃⽌措置開始以降の燃料体の装荷及び貯蔵状況
廃⽌措置
開始時

2018年8⽉30⽇〜2019年1⽉28⽇

2019年9⽉17⽇〜10⽉11⽇

2022年度
取出し完了

炉⼼

370

370

270

0

炉外燃料貯蔵槽

160

74

174

0

0

86

86

530

燃料池

※燃料池には上記表のほか、過去に取出した2体を貯蔵している。

2

1. 「もんじゅ」の廃⽌措置（第1段階）実施状況（2/2）
今年度の燃料体の取出し実績
8⽉

9⽉

10⽉

11⽉

総合機能試験*事業者⾃主検査（施設定期検査）
模擬訓練*

100体
⽇勤体制

燃料体の取出しドリップパン（DP）交換

▲
9/17

▲

2直体制
▲
DP交換

▲
10/11

機器取外し、洗浄等*総合機能試験*模擬訓練

 総合機能試験として、中性⼦しゃへい体を⽤いた⼀連の燃料体の取出しの⾃動化運
転を⾏い、正常に動作することを確認。
 模擬訓練として通常の⾃動化運転操作に加え、トラブル対応訓練として「新燃料挿⼊異常」事象の対応訓練を実施

作業体制

 操作チーム5名×5班、設備チーム4名×4班（メーカ含む※）体制を構築※設備チームメーカ︓各班に燃料交換設備担当 2名、燃料処理設備担当 1名

 取り出し開始後、⽇勤体制で操作習熟を図った後、5班/2交替体制で実施

3

2. 「もんじゅ」の廃⽌措置（第1段階）今後の対応
年度
第１段階における燃料体の取出し

燃料体の処理（530体）
炉外燃料貯蔵槽→燃料池

2018年度

2019年度

2021年度

2022年度

2021.9

燃料体取出し作業完了
2022.122022.62019.112018.8100体→86体

（済み）

② ③

2019.1

現時点

燃料体の取出し（370体）

2019.9原⼦炉容器→炉外燃料貯蔵槽

100体
(済み)

設備点検

2020年度
2020.62021.3140体

130体

2021.1①174体

2022.4

130体

140体

②

今後の作業⼯程①「燃料体の取出し」作業として、原⼦炉上部に据え付けた燃料交換装置等の機器の⽚付け作業（取り外しや洗浄等）を10⽉15⽇に開始し、11⽉14⽇に終了②11⽉15⽇から、「燃料体の処理」作業として、まず、燃料出⼊機の分解・⼿⼊れや昨年度の不具合をふまえた機器の改良、事業者⾃主検査（施設定期検査）等を実施中③これらの作業終了後、炉外燃料貯蔵槽から燃料池への移送作業を実施する予定4

3. 2018年度の燃料体の処理時の不具合対策等の実施状況
 2018年度の燃料体の処理で発⽣した不具合への対策等については、予定どおり進捗
主な不具合

対策

完了時期

備考

燃料出⼊機本体AグリッパのNa化合物による
トルク上昇

【対策Ａ】
1)燃料洗浄槽の除湿対策
2)⾃動化運転プログラムの修正（テープ調整場所及びガス置換回数の変更）

1⽉

摺動部品交換済(6⽉)
現地試験で確認予定（12⽉）

燃料出⼊機本体Ｂグリッパの昇降トルク上昇【対策Ｂ】
可動シール等トルク増⼤対策

1⽉

摺動部品交換済(6⽉)
シール耐久性調査を予定

⾃動化運転における対象物⼊⼒不可（燃取系計算機プログラムの不具合）

完了

⾃動化運転リセット後のCRT表⽰不具合（過去状態の残存）完了

燃料出⼊機本体Aグリッパのクラッチ動作遅延

⾃動化運転プログラムの修正

完了

燃料出⼊機本体Aドアバルブのナトリウム付着（Na滴下防⽌対策）

1⽉

燃料洗浄設備の脱塩⽔洗浄時の電気伝導度低下未了（燃料洗浄追加⼿動操作の⾃動化）

1⽉

燃料処理設備の制御盤間の伝送異常等の起動条件不成⽴（伝送ノイズ対策）

燃料処理設備の制御盤間の伝送
ノイズ対策

ガス置換排気時間超過による連動運転渋滞
燃料洗浄設備配管予熱温度異常

⾃動化運転の円滑な運⽤に資するための対策

総合機能試験で実機確認済（8⽉）

現地試験で確認予定
（12⽉）

1⽉
完了

実動作試験で確認済（7⽉）

1⽉【対策A】燃料洗浄槽の除湿対策と合わせて現地試験で確認予定
（12⽉）

5

3. 2018年度の燃料体の処理時の不具合対策等の実施状況【対策A】 燃料出⼊機本体Aグリッパの対策（1/3）
【発⽣状況】 本体Ａグリッパのトルク上昇は以下の２つの状況において発⽣①燃料体の処理開始前に炉外燃料貯蔵槽において本体Ａグリッ
パとアダプタを接続し、⽖開閉を⾏った際、「本体Ａグリッパつか
み・はなし異常」警報が発報（2018年7⽉4⽇）

上⽖使⽤時
の不具合

②燃料体の処理作業中、本体Aグリッパが地下台⾞の模擬燃料をつかむ際、「本体Ａグリッパつかみ・はなし異常」警報が発報（2018年9⽉19⽇他）

下⽖使⽤時
の不具合

•

当初、⽖を閉じる操作は可能であったことから、ナトリウムによる固着の可能性が⾼いと判断し、炉外燃料貯蔵槽（約200℃）へ浸漬したが、トルクは低下せず【外観確認と洗浄の結果から推定した要因】
 グリッパ洗浄を実施した結果、トルクが低下
 洗浄前後で、燃料検査槽において本体Aグリッパの表⾯状態を観察した結果、グリッパの付着物が除去されており、ナトリウム化合物が⽣成していたものと推定想定される化合物の物性
⽔酸化ナトリウム︓ 融点318℃
酸化ナトリウム︓
融点1132℃（いずれも⽔溶性）

6

3. 2018年度の燃料体の処理時の不具合対策等の実施状況【対策A】 燃料出⼊機本体Aグリッパの対策（2/3）

1)本体Aグリッパの上⽖のトルク上昇要因と対策
トルク上昇の要因（推定）

実施済対策と効果（前回委員会にて報告済み）

次回の燃料体処理開始までの追加対策• Na付着状態での⻑期 • ⻑期保持の前にはグリッパ洗浄を実施
保持時に機器表⾯で • 燃料出⼊機本体A内の環境改善のため、グリッパ洗浄後のガス置換の回数
微量の酸素が化合物を増加 1→2セットのブリッジ*を⽣成☆効果︓酸素濃度は約16ppm ⇒ 約6ppｍに低減• 保持時間の⻑期化（1週間以上）に伴い化合物表⾯のブリッジが強固になる• 毎⽇の燃料処理終了後に炉外燃料貯蔵槽（EVST）で上⽖の開閉動作（テープ調整）を⼿動操作で追加で実施☆効果︓上⽖のブリッジ切断によるトルク低減（20Nm前後と低位安定で維持）• 既実施のEVSTでのテープ調整（⼿動）に効果が認められることから、上⽖の開閉動作（テープ調整）の実施場所を、グリッパの温度が低下する燃料洗浄槽及び地下台⾞から、⾼温Na環境のEVSTに変更するように⾃動化運転プログラ
ムを修正＊ブリッジ︓可動部を固着させるNa化合物の塊

変更後のテープ調整場所

Na

要因分析を補完する追加データ取得• 低酸素雰囲気で⻑期間⾦属ナトリウムを保持することによる化合物⽣成量の変化データ⇒ 例）0.1mg/mm2の重量増加に相当するNa化合物の⽣成には、酸素濃度600ppm
では1週間、0.5ppmでは3ヶ⽉間以上Na

炉外燃料貯蔵槽（EVST）

凡例

燃料洗浄設備現状のテープ調整場所

地下台⾞

︓ 燃料体の処理
︓ 燃料体の取出し
︓ 模擬燃料体の準備

7

3. 2018年度の燃料体の処理時の不具合対策等の実施状況【対策A】 燃料出⼊機本体Aグリッパの対策（3/3）2)本体Aグリッパの下⽖のトルク上昇要因と対策
トルク上昇の要因（推定）

実施済対策と効果（前回委員会にて報告済み）• EVSTで付着したNaが、露点の⾼ • 燃料洗浄槽内の残留湿分低下（露点低下）に向けた環境
い燃料洗浄槽で⽔酸化物に変化改善のために、燃料体受⼊前のガス置換（真空引き+Arガス• 次にグリッパをEVSTに充填）の回数を増加
浸漬した際に吸湿した⽔酸化物表 1回（初期）
⾯に、さらにNaが付着→2回（昨年11/3より実施）• グリッパの⽖側⾯に付着したNa化
3回（昨年11/21より実施）
合物がアクチュエータの昇降に伴い⽖の隙間の⼩さい部分に堆積、ま ☆効果
たは脱落して噛みこみ、トルク上昇
燃料洗浄槽内の露点温度＊︓ガス置換1回で約-9℃⇒ 3回で約-48℃まで低下（回数を繰り返す毎に上昇）

次回の燃料体処理開始までの追加対策
1)燃料洗浄槽の除湿対策
ヒータ等の設置による残留湿分の低減を実施⇒ 燃料洗浄槽及び配管の温度分布測定に基づきヒータ追加設置
2)⾃動化運転プログラムの修正
燃料洗浄槽への燃料受⼊前にガス置換を3回実施するように⾃動化運転プログラムを変更

本体Aグリッパトルク︓
昨年12⽉初めの燃料洗浄槽での⻑時間保持に伴うトルク上
昇時以外は⽐較的安定したトルク値を維持。

要因分析を補完する追加データ取得• グリッパ洗浄に伴う⾦属表⾯状態変化と⾦属ナトリウム付着量への影響データ⇒ 表⾯粗さの変化がナトリウム付着量に影響ないことを確認済• 雰囲気湿度とNa化合物付着量の関係データ⇒ 露点を-50℃程度まで低下すればNa化合物の付着を防⽌可能であることを確認＊露点温度︓⽔蒸気を含む空気を冷却したとき、凝結が始まる温度。
露点温度の低下は、湿分の低下を表す。

8

3. 2018年度の燃料体の処理時の不具合対策等の実施状況【対策B】 燃料出⼊機本体Bグリッパの対策（1/2）
【発⽣状況】• 2018年12⽉4⽇、燃料出⼊機本体Bにより空の⽸詰⽸を⽸詰設備に移送し、⽸詰⽸をはなした際、「本体Bグリッパつかみ・はな
し異常」警報が発報した。
【外観と昇降トルク確認の結果から推定した要因】•

グリッパ本体とグリッパ駆動装置の外観点検および動作確認を⾏った結果、設備に異常はなかった。

•

グリッパの昇降トルクの推移を確認した結果、上昇トルクは増加、下降トルクは減少しており、同⽇の昇降時のトルク変動は同様の傾向を⽰すことを確認した。

•

上記の結果から、駆動装置内の軸受のシール部やスクレーパ部で⽣じる摩擦抵抗（摺動抵抗）の増⼤によるものと推定した。

•

今後、分解点検を⾏い摺動部を確認した上で、対応を検討する。

本体Bグリッパ 昇降トルクの推移

可動シール部の摺動抵抗

スクレーパ部の摺動抵抗

9

3. 2018年度の燃料体の処理時の不具合対策等の実施状況【対策B】 燃料出⼊機本体Bグリッパの対策（2/2）

本体Bグリッパのトルク上昇要因と対策
トルク上昇の要因（推定）

実施済対策と効果• 摺動抵抗トルク【原因調査】（可動シール部ま• 本体Aの可動シール部についても調査を実施した結果、常温単体ではトルクの上昇を確認したため、メカニカルシール
たはスクレーパ部）の使⽤に伴うトルク上昇が発⽣していると推定が増⼤して、⽖開• メカニカルシールの接触⾯を洗浄することで摩擦係数は低下することを確認
閉トルクが上昇• 使⽤温度を変化させて動作試験を⾏った結果、温度が低い状態では、トルクが上昇する傾向があることを確認【対策】• これまで交換実績がないことから、今後は定期的な⼿⼊れ、交換を⾏うこととし、メカニカルシール等の交換を実施☆摺動部品交換後の作動試験によりトルク値が正常に復旧したことを確認• 本体Ａについては、使⽤温度が⾼いため、トルク上昇は発⽣しにくいと推定されるが、燃料体取出し前に交換を実施⇒次回の燃料体の処理では、トルクを監視しつつ、処理期間途中（約80〜90体の処理後）に、状況に応じて中間的な⼿⼊れを実施する予定。また、可動シール部の交換部品を確保済み。
【摺動部のデータ拡充】
本体Ｂについては、過去の作動実績から、今回の燃料体の処理中に想定される作動回数ではトルク上昇しないと考えられるが、新品シールのトルク上昇特性を確認する動作試験を実施予定＜本体A,Bの温度条件及び昇降作動回数＞
部位

温度条件

通算昇降
回数

2018年度
昇降回数

2019年度昇降
回数⾒通し

本体B

室温

1000回以上

約600回

約300回

本体A

約180℃

2800回以上

約400回

約1000回・メカニカルシール耐久性調査条件
 回転速度︓実機相当（約５rpm）
 動作︓上昇、下降を模擬して間⽋回転
 作動回数︓300回以上
 温度条件︓温度15℃程度に制御 測定項⽬︓作動時トルク、温度10

4. 次回の燃料体の処理に向けた準備（燃料の⽸詰処理）
燃料体の処理︓昨年度と今年度の違い → 今年度からは燃料を⽸詰⽸に収納せず、洗浄後は直接、燃料池に移送し、保管する。
【⽸詰⽸採⽤の経緯】
現設計︓⽔封⼊⽸詰⽅式⇒ 設計当時は、⻑期⽔中貯蔵期間中の被覆管健全性維持に係るデータが不⾜していたため、⽸詰⽸を⽤いた貯蔵を⾏うこととした。

「常陽」の⻑期⽔中貯蔵したMK-I及びMK-II燃料集合体の照射後試験の結果から、燃料破損や腐⾷の進展が⽣じていないことを確認【常陽の⻑期⽔中貯蔵燃料の照射後試験】〇照射後試験に⽤いた
燃料仕様

燃料仕様
被覆管材質
被覆管最⾼温度
燃焼度
⽔中貯蔵期間MK-Ⅰ

MK-Ⅱ

SUS316CW

SUS316相当鋼（もんじゅと同材）

約546℃

約600℃

約20GWd/t

約60GWd/t

約14年

約17年

〇試験概要
⽸内⽔分析、燃料ピン重量及び外形⼨法測定、パンクチャ試験、⾦相試験等〇試験結果

⽸内⽔の分析結果、燃料ピン重量測定や燃料ピン⼨法測定、パンクチャ試験の結果から、燃料ピンは⻑期保管時も健全であることが明らかになった。
⾦相試験の結果から、被覆管内外⾯において、顕著な腐⾷が⾒られなかった。

燃料の健全性に問題がないことを確認

11

4. 次回の燃料体の処理に向けた準備（燃料の⽸詰処理）
廃⽌措置計画の審査において確認された事項
燃料取扱設備への影響

燃料池貯蔵ラックの貯蔵容量〇 燃料池での燃料体の取扱い（貯蔵ラックへの挿⼊／取出し）

貯蔵ラックエリア

貯蔵対象

貯蔵可能容量（設置許可）

 遮へい体⽤の貯蔵ラックは、⽸詰⽸なしで貯蔵する設計

⽸詰⽸A⽤ラック

燃料体

1,412体 燃料体及び遮へい体のハンドリングヘッド、ラッパ
管、エントランスノズル下端の外径がほぼ同じであるため、遮へい体⽤ラックへの貯蔵が可能

遮へい体⽤ラック

遮へい体（⽸詰⽸なし）

432体

予備ラック

遮へい体
（⽸詰⽸なし）

24体

燃料移送機
燃料移送機

φ165

グリッパ

φ140
Φ約127

貯蔵ラック

⽸詰⽸なし貯蔵

⽸詰⽸貯蔵

⽸詰⽸A⽤

燃料池の貯蔵イメージ

φ165

φ140

φ153

φ約72

φ165

φ82
遮へい体⽤

各貯蔵ラックの形状

予備ラック

単位︓mm
12

4. 次回の燃料体の処理に向けた準備（燃料の⽸詰処理）
廃⽌措置計画の審査において確認された事項

安全性評価への影響
新規制基準で新たに要求された項⽬（重⼤事故対応）も含めて評価を⾏い、廃⽌措置計
画では以下の事が確認されている。
 燃料取扱事故⇒ ⽸詰⽸を使⽤しない条件で、燃料池における燃料破損を仮定しても、敷地境界での実効線量は⽬安となる5mSvを⼗分下回り※1、周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないことを確認※1︓評価例）希ガスのガンマ線による実効線量 約1.2×10-6mSv

 燃料池⽔が喪失した場合の燃料健全性⇒ もんじゅで保有する燃料体全数を遮へい体⽤ラックに装荷した場合でも、被覆管制限
温度（675℃）以下であることを確認（評価値︓約186℃）
 燃料池⽔が喪失した場合の未臨界性の評価⇒ Pu量が最も多い燃料体を遮へい体⽤のすべてのラックに貯蔵した場合でも、 設計上の制限値(k＜0.95)を満⾜することを確認（評価値︓0.93）
ガイドチューブ

地震時の影響燃料体

 地震時の構造健全性の評価⇒ ⽸詰処理をしない燃料体を貯蔵ラックに装荷した状態において、振動挙動解析モデルを⽤いて燃料体に作⽤する衝突荷重を評価し、近隣の軽⽔炉の基準地震動を参考に策定した地震動(⽔平最⼤995gal)においても、発⽣応⼒は評価基準値を下回っており、地震により発⽣する荷重に対して⼗分な強度を有している※2ことを確認※2︓評価例）ラッパ管 裕度（評価基準値 /発⽣応⼒ ）＝2.0〜4.3

遮へい体⽤ラック13

4. 次回の燃料体の処理に向けた準備（燃料の⽸詰処理）
燃料体の処理の流れ ⽸詰処理の有無の⽐較【⽸詰処理 あり】
新燃料移送機（⽸詰⽸ラックより移動開始）

新燃料貯蔵ラックより移動開始（移動・待機）

移動・予熱

地下台⾞
燃料出⼊機

EVSTより移動開始 （移動）EVSTへ装荷 （移動）

移動

洗浄

燃料洗浄槽

除湿等
（⽸詰・待機）（空⽸受⼊）

燃料⽸詰装置移動

⽔中台⾞

燃料池へ装荷燃料移送機【⽸詰処理 なし】
新燃料移送機

燃料出⼊機の動作等を、⽸詰処理を⾏わないプログラムに変更

移動・予熱

地下台⾞
燃料出⼊機
燃料洗浄槽
⽔中台⾞

︓模擬燃料体︓空⽸詰
︓燃料体

新燃料貯蔵ラックより移動開始

EVSTより移動開始

⽔中台⾞へ移動EVSTへ装荷

洗浄

除湿等
移動
燃料池へ装荷燃料移送機
14

5. 廃⽌措置計画の変更認可申請 模擬燃料体の部分装荷（1/5）
【⽬的】 炉⼼から燃料体を取り出した後に装荷する模擬燃料体については全数装荷せず、部分的な装荷とし、
 廃棄物発⽣量の低減
 模擬燃料体の装荷プロセスの簡素化によって不具合等が発⽣する可能性を低減することにより、より安全かつ確実に燃料体取出し作業を進める
模擬燃料体の装荷位置 （中性⼦しゃへい体の記載は省略）
現在の炉⼼状態

模擬燃料体等の装荷終了時

燃料体取出し完了時：燃料体：制御棒集合体及び中性子源集合体：模擬燃料体：空き箇所（124体分）

部分装荷実施時期
模擬燃料体等の装荷終了（246体）以降
は、燃料体の取出しのみを実施し、模擬燃料
体等を装荷しない

燃料体取出し⼯程年度
炉⼼からの燃料体の取出し

2019年
2019.9100

2020年
2021.1
2019.11

2021年
130

2022年
2022.42021.31402022.615

5. 廃⽌措置計画の変更認可申請 模擬燃料体の部分装荷（2/5）
もんじゅの炉⼼構造の特徴と部分装荷時の課題
炉内構造及び炉⼼

上部パッド

中間パッド

ｴﾝﾄﾗﾝｽﾉｽﾞﾙ••

燃料体は、炉⼼⽀持板連結管に差し込まれており⾃⽴する。
地震時は、燃料体同⼠がパット部で接触（最外周は炉⼼⽀持枠と接触）し、お互いを⽀え合う構造となっている。

•

模擬燃料体を部分的に装荷しない場合、燃料体が傾いた時の⽔平⽅向の移動可能範囲が増えるため
影響評価を実施した。

③

③
①

接触部拡⼤
②

②

①

④

④
部分装荷時に発⽣する空間の影響

16

5. 廃⽌措置計画の変更認可申請 模擬燃料体の部分装荷（3/5）
１．燃料取出し機能への影響評価
燃料体の最⼤傾き評価

頂部の移動量1.9mm

FHMグリッパ

上部パッド
炉⼼燃料
ﾊﾝﾄﾞﾘﾝｸﾞﾍｯﾄﾞ部

中間パッド
4200mm

テーパー
構造

20mm
7.4+3.8=11.2mm
ｴﾝﾄﾗﾝｽﾉｽﾞﾙ

連結管の中の移動量
0.2mm

450

mm

連結管

保守的に、総合機能試験時の7.4㎜は燃料集合体がグリッパ側に1.9 ㎜傾いていた状態であったとして、燃料集合体がグリッパから離れる⽅向に倒れた場合、部分装荷によるズレは7.4 ㎜ ＋(1.9 ㎜ ×2)＝11.2 ㎜となる。
炉⼼ｱﾄﾞﾚｽからの最⼤のずれ嵌合（かんごう）部
内径/外径の差: 0.2㎜（構造上の傾き）• 連結管に差し込まれるエントランスノズル嵌合部の外径と連結管の内径との隙間は0.2㎜であり、燃料体がどちらかに傾くと、頂部は⾃⽴中⼼位置から1.9㎜移動（燃料交換装置の仕様）• 炉⼼燃料体の取扱いに⽀障が出ないための判定基準
として、FHMグリッパ中⼼と炉⼼燃料頂部中⼼とのずれ
許容値（炉⼼燃料が掴める偏芯量）はテーパ―構造等の偏芯追従機構により20㎜以内（過去の総合機能試験の結果）• 過去の総合機能試験で計測されたグリッパの炉⼼アド
レスからの最⼤のずれ（7.4㎜）

部分装荷なし
部分装荷

7.4 ㎜

傾きによる
最⼤のずれ

想定するずれ
合計の最⼤

1.4 ㎜程度

8.8 ㎜

3.8 ㎜

許容値
11.2 ㎜ ＜ 20mm

部分装荷によって空いた空間に燃料体が倒れこみ、炉⼼からの燃料体の取出しができないといった事態には⾄らない

17

5. 廃⽌措置計画の変更認可申請 模擬燃料体の部分装荷（4/5）
地震時の炉⼼体系維持機能への影響評価
上部スペーサパッド部
・・・・

炉⼼槽

１．地震時の炉⼼燃料体の挙動• 燃料体は⽔平⽅向に揺れるだけでなく、上下⽅向の⼒により、連結管に差し込まれた燃料体が跳び上がる場合も発⽣。
• 炉⼼に装荷された燃料体を含む炉⼼構成要素は、揺れや衝突により燃料体群としての挙動を⽰す。
２．評価⽅法• 基準地震動Ss-D（760Gal）を⽤い、建物の地震応答解析を実施し、原⼦炉建物基礎の床応答を計算

エントランスノズル部• 原⼦炉容器の耐震解析モデルに床応答を⼊⼒し、炉⼼⽀持板の⽔平⽅向及び上下⽅向の応答を求め、解析コードREVIAN-3D※を⽤いて地震時の燃料体の振動挙動(⽔平⽅向、上下⽅向の挙動)を評価

炉⼼⽀持板
連結管
揺れ

※REVIAN-3D︓今後の⾼速炉を⾒据えて近年開発された、燃料体の3次元の群振動挙動を評価する解析コード

地震時の炉⼼の挙動（模式図）• この結果から、燃料体パッド部に作⽤する荷重、エントランスノズル部の曲げ応⼒を算定。

3．評価結果部位

発⽣値

評価基準値※

上部パッド衝突荷重[kN]

112.8

564

中間パッド衝突荷重[kN]

5.3

28

エントランスノズル
付け根部曲げ応⼒[MPa]

141.1

440

地震時に燃料体が⼤きく変形し、炉⼼からの燃料体の取出しができないといった事態には⾄らない※評価基準値は原設計（供⽤状態Dにおいて、延性破壊/塑性崩壊に⾄る変形が⽣じない）における応⼒評価を基に設定。

18

5. 廃⽌措置計画の変更認可申請 模擬燃料体の部分装荷（5/5）
3次元炉⼼群振動解析コード REVIAN-3Dの概要
地震時における⾼速炉の炉⼼、炉⼼構成要素、
炉⼼⽀持構造物等の炉⼼群振動挙動の把握を⽬的とし、群体系における衝突・摩擦、及び流体構造連成を考慮した耐震解析コード
考慮する荷重①⾃重、②炉⼼⽀持板の振動、③パッド間における衝突荷重及び摩擦⼒、④エントランスノ
ズル-連結管における衝突荷重及び摩擦⼒、⑤球⾯座-連結管における衝突荷重

b.パッド部のモデル化
ｷﾞｬｯﾌﾟ

衝突剛性

d.流体⼒のモデル化
ﾊﾟｯﾄﾞ

減衰

流体と構造物との相互作⽤による流体⼒
冷却材
(Na)

回転

a.炉⼼構成要素のモデル化

⽔平上下

1次〜3次の弾性
変形を考慮
XYZ3⽅向変位及び重⼼点回りの
回転２⽅向(XY)を考慮考慮する流体⼒⑥浮⼒、⑦流体と構造物の相互作⽤による流体⼒、⑧流体排除質量による流体慣性⼒

炉⼼槽
炉⼼槽と炉⼼構成
要素間の流体⼒

炉⼼構成
要素
流路網による
流体⼒

c.エントランスノズル部のモデル化

衝突部

衝突
衝突減衰:c
衝突剛性:k反発係数に合わせて衝突剛性・衝突減衰を設定

19

6. まとめ 原⼦炉からの燃料体の取出しについては、10⽉の開始に向けて点検作業等を進めた結果、予備⽇を使うことなく順調に進んだため、9⽉17⽇から開始した。その後も作業は順調に進み、10⽉11⽇、計画していた100体の取出しを完了した。
 このため、現在実施している炉外燃料貯蔵槽から燃料池への燃料体移送に向けた燃料出⼊機の分解・⼿⼊れや昨年度の不具合を踏まえた機器の改良等に、計画よりも早めに着⼿できている。
 今後も引き続き、安全最優先で準備を進め、事業者⾃主検査（施設定期検査）等を実施し、炉外燃料貯蔵槽から燃料池への燃料
体移送に万全を期す。

20

参考

21

不具合対策等の実施状況【対策A】 燃料出⼊機本体Aグリッパの対策

参考

燃料出⼊機本体Aグリッパ上⽖ ＜要因分析結果を補完する実験データ取得 1/2＞
低酸素雰囲気で⻑期間⾦属ナトリウムを保持することによる化合物の⽣成0.05

室温 18〜26℃
Ar雰囲気
540〜620ppm O2-34〜-38℃dp

0.04

0.03

重量増加量 mg/mm2

重量増加量 mg/mm2

 実験⽬的:低酸素雰囲気に⻑期間ナトリウムが曝されることにより形成される化合物量（厚み）を調査
 実験⼿法:ナトリウムに浸漬した⾦属試験⽚を試験雰囲気に曝露した後、電⼦天秤にて秤量し、重量変化量を計測
 実験結果︓同⼀の重量増加までの時間は、⼤気雰囲気に⽐べ、酸素濃度600ppmで2桁、0.5ppmで3桁⻑くなり、0.1ｍｇ/mm2程度の重量増加まで酸素濃度600ppmでは1週間、0.5ppmでは3ヶ⽉間以
上

⼤気雰囲気
21%O2
0.8〜4.6℃dp

0.02
Ar雰囲気
0.1〜0.5ppm O2-53〜-64℃dp

0.01

0
1.E+0

0.20

←1週間

←1ヶ⽉間

←2ヶ⽉間
3ヶ⽉間→

Ar雰囲気
540〜620ppm O2-34〜-38℃dp

0.15

0.10

Ar雰囲気
0.1〜0.5ppm O2-53〜-64℃dp

0.05

0.00

1.E+1

1.E+2

1.E+3

1.E+4

1.E+5

曝露時間 sec.

1.E+6

1.E+7

1.E+8

0

2000000

4000000

曝露時間 sec.

6000000

800000022

不具合対策等の実施状況【対策A】 燃料出⼊機本体Aグリッパの対策

参考

燃料出⼊機本体Aグリッパ上⽖ ＜要因分析結果を補完する実験データ取得 2/2＞
低酸素雰囲気で⻑期間⾦属ナトリウムを保持することによる化合物の⽣成
 表⾯に⽣成したナトリウム化合物のＸ線回析法分析による結晶格⼦の同定検出されたピークは、⽔酸化ナトリウムであり、酸化ナトリウムが雰囲気中の微量⽔分と反応して⽔酸化ナトリウムとなっていることが⽰された

23

不具合対策等の実施状況【対策A】 燃料出⼊機本体Aグリッパの対策

参考

燃料出⼊機本体Aグリッパ下⽖＜要因分析を補完する実験データ取得 1/2＞
 雰囲気湿度とNa化合物付着量の関係データ

⾼湿度雰囲気曝露

実験⼿順

低湿度雰囲気曝露

7.5

12.6

Run‐7
‐4〜‐6.3℃dp
18.5h×1cycle

1.5

2

1.5

重量変化量 mg/cm2

重量変化量 mg/cm2（A,B,C=試験⽚No.）Run‐3‐2.8〜‐3.8℃dp
30min×1cycle1

Run‐1、Run‐5‐2.8〜‐3.8℃dp
2min×1cycle

1

Run‐2
Run‐6‐1
Run‐6‐2‐47〜‐49.1℃dp
2min×1cycle

Run‐4

0.5

‐47.3℃dp
30min×1cycle

0
A

B

C

A

B

C

A

B

C

A

B

C

0.5
‐0.5

0

‐1
A

B

C

A

B

C

A

B

C

A

B

・再付着ナトリウム量：⾼湿度雰囲気曝露＞低湿度環境曝露
・曝露時間：⾼湿度雰囲気→曝露時間に⽐例し再付着ナトリウム量が増⼤する傾向
低湿度雰囲気→曝露時間の影響はみられない※低湿度環境に曝露した供試材表層のナトリウム化合物は、ナトリウム再浸漬の際に剥離する挙動を観察

24

不具合対策等の実施状況【対策A】 燃料出⼊機本体Aグリッパの対策
燃料出⼊機本体Aグリッパ下⽖参考＜要因分析を補完する実験データ取得 2/2＞

 雰囲気湿度とNa化合物付着量の関係データ（ナトリウム浸漬+湿度環境曝露の繰り返しの影響）
⾼湿度雰囲気曝露

1.5

Run‐5 ‐3.8℃dp×2min

0.75

1.25

供試材：B

供試材：C

Run‐6‐1

Run‐6‐2‐48.2℃dp×2min‐47℃dp×2min

供試材：A

重量変化量 mg/cm2

重量変化量 mg/cm2

供試材：A

低湿度雰囲気曝露

1

1

0.75

0.5

供試材：B

供試材：C

供試材：A

供試材：B

供試材：C

供試材：A

供試材：B

供試材：C

0.5

0.25

0
1

2

3

4

5

6

7

8

9 10 11 12 13 14 15

2 1

2

31

‐0.25

0.25

0

‐0.5

1

1

2 2 3 3 1 4 2 5 36 17 28
雰囲気曝露‐Na浸漬繰り返し数

39

1

2 1

2 1

2

3 1

2

3

雰囲気曝露‐Na浸漬繰り返し数

ナトリウム再付着量
・⾼湿度曝露環境：ナトリウム浸漬繰り返し数に⽐例し増⼤・低湿度曝露環境：ナトリウム浸漬繰り返し数の影響は⾒られない⇒ 低湿度雰囲気（露点‐50℃程度）であればナトリウム化合物の蓄積が発⽣しないことから除湿対策で燃料洗浄槽の露点を‐50℃程度に低下することが⽬標

25

不具合対策等の実施状況【対策B】 燃料出⼊機本体Bグリッパの対策

参考 メカニカルシール単体の分析① 外観、⼨法検査
取り外したメカニカルシールの外観、⼨法を確認② トルクの簡易測定
メカニカルシール単体を治具に設置し、常温でトルクレンチを⽤いて簡易トルク測定を実施、トルク値は摩擦係数に換算して評価 分析結果

① 外観、⼨法検査
偏摩耗等はなく外観、⼨法とも異常なし

治具を⽤いたトルクレンチによる簡易トルク測定状況② トルク簡易測定
 本体Ｂ取り外しシール（各1軸分）
・可動シール部Ｂ側︓摩擦係数0.25とメーカデータより低く問題なし
・可動シール部Ａ側︓摩擦係数0.91と正常範囲の約2倍
・同上（表⾯洗浄後）:摩擦係数0.26と正常範囲に戻った・未使⽤品︓摩擦係数0.22〜0.43と正常範囲内⇒ シール表⾯洗浄または新品交換によりトルクは正常に戻った
メカニカルシールはこれまで交換しておらず、本体Bで通算1000回以上の昇降動作後にトルク上昇、2019年度の昇降回数が約300回の⾒通しである
ことから、新品交換によりトルク上昇に⾄る可能性は低い
 本体A取り外しシール（各1軸分）
・可動シール部Ｂ側︓摩擦係数0.46と正常範囲内
・可動シール部Ａ側︓摩擦係数0.91と正常範囲の約2倍となっている
・運転中は全くトルク上昇が⾒られなかったが、常温単体では本体Bのメカニカルシールと同様にトルク上昇
・本体Aは、運転中、ナトリウム固着防⽌のために180℃に予熱されていたことによって、トルクが上昇しなかった可能性を確認＜簡易トルク測定結果＞
部位
本体B

本体A

対象シール

摩擦係数*

可動シール部Ｂ側

0.25

可動シール部Ａ側

0.91

同上(表⾯洗浄後)

0.26

未使⽤品

0.22〜0.43

可動シール部Ｂ側

0.46

可動シール部Ａ側

0.91*︓メーカ技術データに基づく摩擦係数0.3〜0.5＜本体A,Bの昇降作動回数＞

部位

通算昇降
回数

2018年
昇降回数

2019年度昇降回数⾒通し本体B

1000回以上

約500回

約300回

本体A

2800回以上

約400回

約1000回26

不具合対策等の実施状況【対策B】 燃料出⼊機本体Bグリッパの対策

参考 メカニカルシールの温度－トルク特性計測⽅法
 治具を横置きに変更して実機と同⼀の横置き体系で計測
 メカニカルシール温度は放射温度計により計測

 メカニカルシールの温度－トルク特性計測結果
 トルクの状態に係わらず、メカニカルシール温度が⾼くなると摩擦係数は低下
 表⾯温度が50℃以上の摩擦係数は全て0.2未満に低下
 表⾯を洗浄することで摩擦係数は低下
 加熱後温度低下するとトルクは再度上昇⇒ 本体Aのトルク上昇は発⽣しない⾒通し治具を横置きとしたトルクレンチによる簡易トルク測定状況

0.8＜トルクと温度の関係測定結果＞

0.7

部位

対象シール

温度℃

摩擦係数

本体B
表⾯未洗浄

低トルクシール

29.2

0.31

55.2

0.19

29.8

0.68

53

0.16

29.5

0.22

0.2

55.2

0.10

0.1

30.2

0.26

0

61.3

0.11

本体Ｂ
表⾯洗浄

低トルクシール
⾼トルクシール

摩擦係数

⾼トルクシール

未洗浄⾼トルクシール

0.6
0.5

▽メーカ技術データに基づく摩擦係数上限

0.4

未洗浄低トルクシール

0.3

洗浄後⾼トルクシール

洗浄後低トルクシール
0

10

20

30

40

メカニカルシール温度℃

50

60

70

27

不具合対策等の実施状況【対策B】 燃料出⼊機本体Bグリッパの対策

参考 点検（メカニカルシール交換）後の本体Ｂ、本体Aの作動試験データ
・本体Ｂ︓⽖開閉トルクは、34Nmから約12Nm低下して22Nmとなり、2018年の処理開始前よりも⼩さい
昇降トルク差も、109Nmから約50Nm低下して59Nmとなり、2018年の処理開始前よりも⼩さくなり、
正常に復旧
・本体Ａ︓⽖開閉トルクは、20Nm程度と点検前及び2018年の処理開始前よりも⼩さい
昇降トルク差も、2018年の処理開始前と同等で正常（参考）
トルク値（Nm）

部位

対象トルク

本体B

①⾼速上昇トルク最⼤

169

200

189

②⾼速下降トルク最⼩

110

91

108

昇降トルク差(①－②)

59

109

81

⽖開閉トルクはなし動作時最⼤

22

34

33

①⾼速上昇トルク最⼤

264

262

264

②⾼速下降トルク最⼩

211

224

215

（参考） 昇降トルク差(①－②)

53

38

49

20

28

25

本体A

⽖開閉トルクはなし動作時最⼤

点検後

点検前

2018年の処理開始前**︓2018年7⽉から8⽉上旬の値

28

模擬燃料体の部分装荷による影響評価

参考

燃料体⽔平⽅向の移動可能範囲が増えることによる影響
１．燃料取出し機能への影響
燃料体頂部の移動可能距離が増えることから、燃料体の倒れ込み量が増える。この影響を評価し、炉⼼からの燃料体取出しができない事態に⾄らないことを確認する。
２．地震時の炉⼼体系維持機能への影響
燃料体同⼠の移動可能範囲が増えることから地震時の炉⼼燃料体の震動状況が変わる。この影響を評価し、燃料体が⼤きく変形(過⼤な変形)せず、炉⼼から燃料体取出しができない状況に⾄らないことを確認する。

燃料取出設備の動作概要①回転プラグの回転及び燃料交換装置ﾎｰﾙﾄﾞﾀﾞｳﾝｱｰﾑの旋回によりグリッパを⽬標位置へ移動②グリッパを下降、燃料体頂部と接続し、燃料体を炉⼼から引抜き③回転プラグの回転及びFHMﾎｰﾙﾄﾞﾀﾞｳﾝｱｰﾑの旋回により、燃料体を炉内中継装置燃料移送ポット上部へ移動④燃料体を下降し燃料移送ポット内へ収納、グリッパを切離し⑤炉内中継装置回転ラックを回転⑥燃料出⼊機のグリッパを下降、燃料体頂部と接続し燃料体を取出し設計想定を超える燃料体頂部の位置ずれや、燃料体の過⼤な変形は、炉⼼からの燃料体取出しに影響を与える。
原⼦炉容器廻りの燃料取扱設備29

燃料体の地震時の構造健全性【参考】燃料体の跳び上がり量

参考

ハンドリングヘッド【参考】部分装荷時の跳び上がり量

上部スペーサパッド部

45

 運転時には、炉⼼の地震時健全性及び地震時の炉停⽌機能確保の観点から、地震時の制御棒挿⼊性評価が必要
 耐震バックチェック時の跳び上がり評価は判定基準45mm ＊に対し、
38mm

ラッパ管

＊炉⼼構成要素の跳び上がりが⽣じても炉⼼構成要素の⽔平⽅向⽀持が維持されること（上部スペーサパッド部の幅45mmを超える跳び上がりが発⽣し、⽔平⽅向⽀持はずれが⽣じないこと）
404200

 ⼀⽅、廃⽌措置段階のもんじゅにおいては、既に制御棒は全数挿⼊され、制御棒挿⼊性評価は不要⇒燃料体の跳び上がり評価は不要

中間部スペーサパッド部

エントランスノズル球面座

 なお、部分装荷における最⼤跳び上がり量は、中性⼦しゃへい体領域までを含む全炉⼼において20mmを超えない程度
60

上部嵌合部
エントランスノズル

55

連結管

下部嵌合部

燃料体及び連結管の概要図

30

参考

冷却系の系統構成とナトリウムの凍結防⽌
平⾯図

冷却系 系統図
原⼦炉
格納容器

２次主冷却系
循環ポンプ
１次主冷却系
中間熱交換器

空気冷却器

タービン

空気
冷却器

原⼦炉容器

Aループ

1次主冷却系
蒸
発
器

過
熱 復⽔器
器

原⼦炉
容器

２次主冷却系
Bループ

メンテナンス冷却系
中間熱交換器

１次主冷却系
循環ポンプ

ﾒﾝﾃﾅﾝｽ冷却系 １次主冷却（Naを充填し（Naを抜き取り
運転停⽌中） 1系統循環）

1次ﾒﾝﾃﾅﾝｽ
冷却系

⽔・蒸気系

２次主冷却系（Naを全て抜き取り、貯蔵タンク内にて固化）

Cループ
2次ﾒﾝﾃﾅﾝｽ
冷却系

もんじゅの冷却系統は、主冷却系３系統＋メンテナンス冷却系１系統の計４系統から構成され、炉⼼冷却機能に冗⻑性を有した設計。
ナトリウム系統は予熱設備を有しており、1次主冷却系、1次メンテナス冷却系を循環することで原⼦炉容器への⼊熱が可能。４系統の⼊熱源があり、原⼦炉容器内のナトリウムの凍結防⽌に対しても冗⻑性を有す。更に、原⼦炉容器も予熱ヒータを有している。
以上のとおり、原⼦炉容器内のナトリウムは容易に凍結しない。

31