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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。
福島 学; 大和田 稔; 太田 和則; 竹内 真樹; 後藤 真悟; 今橋 正樹; 寺門 義文
JAEA-Technology 2010-028, 24 Pages, 2010/09
JAEA-Technology-2010-028.pdf:1.01MB
研究用原子炉JRR-3の2次冷却系設備の一つに冷却塔がある。冷却塔は、炉心等で発生した熱を2次冷却設備を介して、大気に放散する設備である。JRR-3の共用運転を開始して以来、冷却塔の点検保守を定期的に実施し原子炉の安全安定運転を行ってきた。これまで、2次冷却材温度の制御方式として、送風機の運転台数を増減する方式としてきたが、運転台数が増減した直後は、一時的に2次冷却材温度が変動し、その結果熱出力も変動する事象が生じていた。これに対し、送風機の回転数を連続的に調整するように改良することで、外気温の変動が原子炉熱出力の安定性に与える影響を緩和することができた。本報告書は、これまで実施してきた冷却塔の保守管理及び送風機回転数の制御方式の改良について具体的に記述するとともに、点検記録をまとめ、今後の保守管理に活用できるようにしたものである。
大場 敏充; 福島 学; 竹内 真樹; 宇野 裕基; 大和田 稔; 寺門 義文
JAEA-Technology 2010-020, 31 Pages, 2010/07
JAEA-Technology-2010-020.pdf:1.33MB
研究用原子炉JRR-3では、炉心で発生する中性子を効率よく熱化するため、炉心部の周りに重水反射体が設けている。また、原子炉運転中に発生する
線による発熱によって重水反射体の温度が上昇するが、これを冷却するために重水冷却設備が設置されている。重水冷却設備は重水系設備及びヘリウム系設備で構成しており、ヘリウム系設備は重水のカバーガスであるヘリウムガスを循環している系統である。また、ヘリウム系は重水タンク内で発生した重水の放射線分解ガスである重水素と酸素を再結合させる役割を持つ。ヘリウム圧縮機は使用開始後、定期的な分解点検の実施及び消耗部品の交換を行いながら使用してきた。しかしながら、近年においては、シールオイルの漏えいによりヘリウム圧縮機が自動停止する事象が多発した。不具合の解消のためには更新が必要であると判断し、平成19年に更新を行った。本報告書は更新に至るまでの経緯と更新時の改良点について述べ、今後の保守管理に資するものである。
市村 俊幸; 諏訪 昌幸; 福島 学; 大場 敏充; 根本 吉則; 寺門 義文
Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2009/10
The JRR-3 (Japan Research Reactor No. 3) was constructed as the first domestic reactor in 1962. The large-scale modification such as removal and re-installation of the core was carried out from 1985 to 1990. It reached integrated output of 59.9 GWd in July, 2009. JRR-3 has continued the stable operation with several maintenance. Three topics are picked up as major maintenances; modification of fuel elements from aluminide to silicide, replacement of a process control computer system, replacement of a helium compressor of the helium gas system which is part of the heavy water cooling system.
村尾 裕之; 谷内 茂康; 太田 和則; 村松 靖之; 中村 武彦; 寺門 義文
UTNL-R-0435, p.15_1 - 15_9, 2004/03
NSRRで台形パルス運転及び合成パルス運転を行う場合は、あらかじめオフラインシミュレーション及びオンラインシミュレーションを行い、目的とする運転パターンの安全性や妥当性を確認する必要がある。これらのシミュレータを用いることによって実際のNSRR炉出力をほぼ模擬することができるが、初期出力上昇時や出力制御運転時において、シミュレーション結果と実運転結果との間に若干の不一致が認められている。このため制御棒の反応度価値及び燃料温度フィードバック係数を再評価し、シミュレータに反映した。その結果、シミュレーション精度を向上させることができ、NSRR台形パルス運転及び合成パルス運転の自由度を向上することができた。
村尾 裕之; 谷内 茂康; 太田 和則; 村松 靖之; 中村 武彦; 寺門 義文
JAERI-Tech 2003-094, 41 Pages, 2004/01
JAERI-Tech-2003-094.pdf:2.26MB
NSRRで台形パルス運転及び合成パルス運転を行う場合は、あらかじめオフラインシミュレーション及びオンラインシミュレーションを行い、目的とする運転パターンの安全性や、妥当性を確認する必要がある。これらのシミュレータを用いることによって実際のNSRR炉出力をほぼ模擬することができるが、初期出力上昇時や出力制御運転時において、シミュレーション結果と実運転結果との間に若干の不一致が認められている。このため、制御棒の反応度価値及び燃料温度フィードバック係数を再評価しシミュレータに反映した。その結果、シミュレーション精度を向上させることができ、NSRRの台形パルス運転及び合成パルス運転の自由度を向上することができた。
中村 武彦; 片西 昌司; 加島 洋一; 谷内 茂康; 吉永 真希夫; 寺門 義文
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(3), p.264 - 272, 2002/03
被引用回数：8 パーセンタイル：47.9(Nuclear Science & Technology)原研NSRRでは制御系を改造し、異常過渡時の燃料挙動を調べるための高出力過渡運転(台形パルス運転)を実現した。この運転により、数ミリ秒間で最高出力23GWに達する単一パルス運転に加え、最高出力10MWの高出力運転を数秒間程度続ける運転が可能となった。この運転のために開発した1点動特性モデルによるシミュレータを用いた計算と運転試験により、台形パルス運転でのNSRRの特性を評価した。本報では、台形パルス運転でのNSRRの能力,運転限界,制御棒価値やフィードバック反応度等の特性について議論する。また、この台形パルス運転によりBWRの出力振動を模擬した運転が可能となった。
稲辺 輝雄; 寺門 義文; 丹沢 貞光; 片桐 浩; 小林 秀雄
JAERI-M 88-218, 124 Pages, 1988/11
NSRRにおける今後の改良型パルス運転の実施及び照射済燃料実験の実施に備えて、計算制御系統施設及び実験設備の改造を中心とする原子炉施設変更のための基本設計が進められていたが、基本設計の妥当性を確認するためには、原子炉施設に異常な状態をもたらす事象を想定し、安全性を評価する必要がある。この安全評価に当っては、原子炉運転方法の基本的な変更を行うことに鑑み、最新の安全評価に関連した指針等を参考とし、全ての運転形態及び実験条件を考慮し、総合的に原子炉施設全般の安全性を評価した。
植頭 康裕; 大内 剛司; 白井 謙二; 寺門 義文
no journal, ,
独立行政法人日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)では、労働災害の発生状況を定量的に評価するために、中央労働災害防止協会(以下、中災防)で定める度数率及び強度率を算出するとともに、請負作業等も含めた原子力機構全体の労働災害を求めた。
細谷 俊明; 山口 淳史; 加藤 友章; 寺門 義文
no journal, ,
現在、NTD(Neutron Transmutation Doping:中性子核変換ドーピング)の技術開発において低コスト化及び量産化を図るために、JRR-3の重水タンクを改造して、大口径(12インチ)Si半導体照射設備を設置することを検討している。大口径照射筒は、他の利用設備への影響を考慮して2か所に配置する。重水タンクの改造は核特性に影響を及ぼすため、現状の原子炉設置変更許可申請に記載されている核的制限値等を満足する設計が不可欠となる。本発表では汎用核計算コードSRAC2006を用いて過剰反応度,炉停止余裕、及び出力ピーキングファクタ等の核特性解析を行い、制限値及び管理値を十分満足するものであることを確認した。
仁尾 大資; 八木 理公; 平根 伸彦; 堀口 洋徳; 寺門 義文
no journal, ,
JRR-3における経年変化事象として、排気塔コンクリートのアルカリ骨材反応と中性化が考えられる。前者はコンクリート内に残存した微量の水分が特定骨材と反応及び膨張することにより、コンクリートに亀裂を生じさせるものである。中性化は圧縮強度に影響を与えないが、もし中性化が鉄筋まで進行すれば鉄筋が腐食し、引張強度に影響を与える。調査の結果、アルカリ骨材反応に関してはエポキシ塗装が有効に働いており、反応が生じていないことがわかった。コンクリートの中性化は生じているものの程度は浅く、問題がないことがわかった。JRR-4において2007年12月に黒鉛反射体要素の溶接部に亀裂が生じていることが観測された。調査の結果、反射体要素内の黒鉛が200
C以下の温度場における中性子照射により膨張し容器に亀裂を生じさせたことが判明した。
