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宇野 裕基; 大内 靖弘; 大内 諭; 馬場 亮太; 菊地 将宣; 川又 諭
JAEA-Technology 2021-046, 39 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-046.pdf:3.76MB
JRR-3(Japan Research Reactor No.3)は、最大熱出力20MWの低濃縮ウラン軽水減速軽水冷却プール型研究用原子炉である。平成2年11月から改造後の供用運転を開始し、各種照射設備及び中性子ビーム実験装置を装備した原子炉施設として高い中性子束を利用者に提供している。現在は、平成23年3月11日の東日本大震災の影響により延長していた施設定期自主検査期間を経て、新規制基準の適合性に対応し、約10年ぶりとなる運転の再開を果たしている。早期運転再開を目指す施設定期自主検査期間中の平成29年度には、保全計画に基づく1次冷却材熱交換器No.1及びNo.2の開放点検を実施した。本報告書は1次冷却材熱交換器の開放点検について、点検記録及び点検実績を纏めるとともに今後の点検保守に資するためのものである。
大内 諭; 車田 修; 上石 瑛伍; 佐藤 正幸; 池亀 吉則; 和田 茂
JAEA-Technology 2016-015, 42 Pages, 2016/06
JAEA-Technology-2016-015.pdf:3.53MB
JRR-3制御棒駆動装置100%位置検出器は、原子炉の停止状態を確認するための方法のひとつとして制御棒が完全に挿入されたことを確認するための位置検出器である。100%位置検出器は、定期的な保守等により機能維持し、使用しているが、使用開始から25年以上が経過しているため、経年化が進み、検出機能が低下する事象が多くみられた。また、JRR-3で使用していた検出器は既に製造が終了しており、同機後継機種においても、JRR-3の制御棒駆動装置に適合しないことが確認されたことから、JRR-3の制御棒駆動装置に適合する検出器を選定することが必要であった。そのため、JRR-3の制御棒駆動装置の着座部を模擬した試験治具を製作し、それを用いてJRR-3の制御棒駆動装置に適合する100%位置検出器を詮索、選定し、試験を行った。試験時においては、想定外の事象発生にみまわれたが、改善策を考案し、対策を施すことでJRR-3の制御棒駆動装置に適合する検出器として更新することができた。本報告は、制御棒駆動装置100%位置検出器の選定から更新にかかる交換作業などについてまとめたものである。
車田 修; 池亀 吉則; 大内 諭; 佐藤 正幸; 上石 瑛伍; 和田 茂
JAEA-Technology 2015-056, 35 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2015-056.pdf:29.49MB
制御棒駆動装置コイル電源制御盤は、JRR-3の改造に合わせ設計製作され、設置から25年が経過している。本制御盤は、磁力を発生させ制御棒を保持する電磁コイルに必要な、安定した直流大電流源としてシリーズレギュレータ方式を採用してきたが、高経年化対策に合わせ本方式の特徴である高発熱を解消するために、スイッチングレギュレータ方式を採用して行った更新を報告する。
車田 修; 大内 諭; 佐藤 正幸; 上石 瑛伍; 池亀 吉則
UTNL-R-0489, p.8_1 - 8_8, 2015/03
JRR-3の制御棒駆動装置コイル電源制御盤は、制御棒を案内管を介して電磁力で保持するため、直流電源として大電流を供給し、制御するものである。この電源は設置以来25年が経過し、部品供給が困難となったため更新することとした。更新においてはこれまで用いてきたシリーズ方式の電流制御からスイッチング方式に変更することにより、高効率化し発熱の少ない電源とすることができた。今回は、この更新にあたり実施した、設計、試作、実機製作及び更新作業について報告する。
諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 大内 諭; 後藤 真悟; 池亀 吉則; 寺門 義文
JAEA-Technology 2011-041, 35 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2011-041.pdf:7.11MB
JRR-3プロセス制御計算機システムは、冷却材の流量,温度,圧力等のプロセス量の監視・制御及び冷却ポンプ等の原子炉機器の操作に用いられている。JRR-3改造(平成2年)から使用され続けており、高経年化が進むとともに、予備部品の入手が十分にできなくなっていることから、更新が必要になった。更新にあたっては、費用を最小限におさえ及び、更新作業を3段階に分割して継続的に行うように計画された。本報告書は、更新計画及び当該計算機システムの主要部である操作端末,制御盤の制御部の更新作業についてまとめたものである。
大内 諭; 諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 池亀 吉則; 寺門 義文
JAEA-Testing 2011-006, 43 Pages, 2012/02
JAEA-Testing-2011-006.pdf:2.9MB
JRR-3は、平成2年3月に初臨界に達して以来、各種照射設備及び中性子ビーム実験装置を装備した高性能研究用原子炉として、機構内外の利用に供している。JRR-3の運転に関する機器の操作,制御,監視及びプロセスデータ(温度,流量,電圧,圧力等)の計測,収集は、複数の計算機及びアプリケーションソフトを用いている。複数の計算機及びアプリケーションソフトによりデータの集計,演算処理を行っていることから、複雑で多くの維持管理が必要であった。また、複数の計算機を介することからデータ授受時にデータの取り違えなどもあり、データ管理に影響を及ぼしていた。そのため、データ通信を簡便に行える通信方式に変更し、すべての計算機間のデータが同期する計算機システムを開発し、問題を解消するデータ処理計算機システムを開発した。本報告は、平成19年度に実施したデータ処理計算機システムの開発についてまとめたものである。
井坂 浩二; 照沼 憲明; 大内 諭; 大木 恵一; 諏訪 昌幸
日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.279 - 282, 2009/08
計測制御装置はJRR-3改造時の設置より18年以上が経過し、原子炉の安全安定運転を確保するために機器の更新を含めた保全活動が必要不可欠である。今回、JRR-3において行われている計測制御装置の保全内容及び今後の保全活動について述べる。
大内 靖弘; 伊藤 匡聡; 大場 敏充; 川又 諭; 石崎 勝彦
JAEA-Technology 2009-038, 38 Pages, 2009/07
JAEA-Technology-2009-038.pdf:2.87MB
JRR-3の主要な冷却設備である1次冷却系設備では、4基の1次冷却材ポンプにより冷却材を循環して炉心で生じた熱を除熱している。原子炉の安全安定運転を行うためには1次冷却材ポンプの性能を維持することが必要であり、そのため原子炉の供用運転を開始して以来、定期的な点検保守を実施してきた。本報告書は、1次冷却材ポンプの点検保守項目及び記録についてまとめるとともに、1次冷却材ポンプの経年変化を明らかにし、今後の保守管理に資するものである。
諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 大内 諭; 照沼 憲明
UTNL-R-0471, p.12_1_1 - 12_1_8, 2009/03
JRR-3プロセス制御計算機は、原子炉本体施設全般のプロセス量の監視・制御を行う設備である、設置以来15年以上が経過しているためJRR-3管理課では原子炉の安全安定運転を確保するために、最新システムに3段階に分けて更新を行っている。この研究会において、更新計画及び1段階目の更新について報告をしているので、今回は、2段階目の更新について報告を行う。本報告については、前年度行ったフィールドコントロールステーション制御部とバスラインなどの更新について報告する。
池亀 吉則; 大内 諭; 諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 後藤 真悟; 村山 洋二
JAEA-Technology 2007-052, 47 Pages, 2007/08
JAEA-Technology-2007-052.pdf:11.94MB
原子炉の安全安定運転を維持するためには、プロセス計装設備により、冷却材などの状態量を正確に計測・指示させる必要がある。そのため、保守・整備及び設備の更新において、計装系の総合精度から、適正な基準を定め、プロセス計装設備の計器校正を行っている。本報告書は、JRR-3プロセス計装設備のうち、安全保護系を校正する機器の精度及び計装系のループ精度を整理し、取りまとめたものである。これにより、JRR-3のプロセス計装設備の保守管理がより一層効率的で客観性を有するものとなる。
大内 仁; 宮本 陽一; 池田 諭志; 緒方 義徳; 武田 啓二; 横山 紘一郎
動燃技報, (100), p.215 - 233, 1996/12
事業団では,我が国の方針に基づき,使用済燃料の再処理により発生する高レベル放射性廃液の固化処理技術開発として,1970年代から液体供給式直接通電型,セラミックメルタ(LFCM)の開発を行い,これらの成果に基づき,ガラス固化技術開発施設(TVF)を建設した。現在,TVFにおいて開発運転を実施中である。また,使用済燃料の再処理およびMOX燃料構造により発生する種との低レベル放射性廃棄物に対しては,放射性クリプトンの回収,貯蔵技術,廃液媒の処理技術,焼却・圧縮・溶融等による,雑固体廃棄物の減溶技術および核燃料サイクル施設の廃止措置のための解体・除染技術等の開発を行っている。
仁尾 大資; 池亀 吉則; 諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 大内 諭; 峯島 博美; 本橋 純; 鳥居 義也; 木名瀬 政美; 村山 洋二
no journal, ,
研究炉JRR-3冷却系等のプロセス系の計測及び制御はプロセス計算機により行われている。しかし、コンピューター界の技術進歩は目ざましく、旧製品のサポートは早期に打ち切られる傾向が年々強くなっている。そのような状況の中、JRR-3で使用しているプロセス制御計算機(CENTUM-V)は製造中止後10年以上が経過し、保守用部品の生産及び供給が終了し始めている。よって、今後も安定した機能維持を図るには更新する必要がある。新旧システムの混在をさける点で、単年度で全体を更新することが最善ではあるが、定期点検の期間や予算が限られていることから、部分的に順次更新していく予定である。新旧システムには情報通信の互換性が無いため、両システムの間で情報変換を行う機器を更新完了まで導入し更新を進める。今年度は部分更新のほかに、新旧システムの接続確認,新システムの動作検査などを行った。今後はプロセス制御計算機と他のシステムとの接続に関する技術的問題等に対処しつつ、全体の更新を完了させる予定である。本発表ではJRR-3における更新計画だけでなく、本件及び他の事例から得られた経験や情報を元に、効率的な計算機更新についての提言を行う。
諏訪 昌幸; 照沼 憲明; 井坂 浩二; 大内 諭; 池亀 吉則
no journal, ,
JRR-3は、2009年4月に改造後の積算熱出力が約59,000MWDに達した。運転開始から20年目を迎え、設備の高経年化が進んでおり、JRR-3では各種の高経年化対策を行ってきた。近年、実施した高経年化対策を示すとともに、代表例としてJRR-3プロセス制御計算機システムの更新について述べる。
大内 靖弘; 川又 諭; 田口 祐司; 上石 瑛伍; 国府田 信之
no journal, ,
JRR-3では、原子炉等で発生する熱を除去するため、冷却系統設備に熱交換器が設置されている。熱交換器はJRR-3原子炉施設保全計画に基づく開放点検、原子炉施設保安規定及びJRR-3運転手引に基づき点検・保守を計画的に実施している。今回、熱交換器の保守の計画・実績とともに開放点検について発表する。
