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市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*
JAEA-Research 2016-021, 32 Pages, 2017/02
JAEA-Research-2016-021.pdf:5.0MB
日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件: 空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度: 
2.04
C)を長期間にわたり有することを確認した。
大井 元貴; 明午 伸一郎; 圷 敦*; 川崎 智之; 西川 雅章*; 福田 真平
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerators (AccApp '15), p.89 - 96, 2016/00
J-PARCでは、3GeV, 1MWの陽子ビームを3GeV陽子ビーム輸送施設(3NBT)を経由して核破砕中性子源施設に輸送する。J-PARCのような大出力の加速器施設では、僅かなビームロスであっても、重大な故障に発展する可能性があるため、小さな異常の段階で迅速に検知するためのシステムが必要であり、EPICSとCSS(Control System Studio)を用いた監視制御システムを開発した。これにより、モニタデータを複合的に評価する環境を構築した。また、ビーム調整を効率よく行うためにSADコードを用いた制御システムを開発し、数ショットのビームで容易にビーム診断および調整を可能にし、ビーム電流密度の平坦化を目的として導入された8極電磁石に起因する非線形ビーム光学への対応も行った。これらのビーム輸送系の制御改良により、ビーム調整の手順が簡略化し数クリックで軌道調整が可能になり、また、習熟度の低いオペレータでも容易に軌道調整が可能になった。
大井 元貴; 酒井 健二; 渡辺 聡彦; 圷 敦; 明午 伸一郎; 高田 弘
JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.036007_1 - 036007_5, 2015/09
J-PARC物質生命科学実験施設(MLF)では、PLC,操作端末(OPI),インターロックシステム,サーバー等で構成されるMLF統括制御システム(MLF-GCS)によって、MLFを構成する様々な機器を統括制御しているが、OPIに使用しているSCADAソフト(iFiX)のOS依存性やバージョン互換性に欠点があった。そこで、これらの問題を解決するため、EPICSをベースに使用したシステムへ更新した。OPIにはControl System Studioを採用し、データベースにPostgreSQLを採用した。新システムは2014年1月から既存のMLF統括制御システムに接続し運用を開始した。7月まで施設運転に供しながら不具合の修正を行い、特に問題なく動作することを確認した。本件では、約7000点のデータと130画面を有する新システムおよびその性能について報告する。
宇佐美 潤紀; 高橋 博樹; 小向 聡*
Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.760 - 763, 2015/09
IFMIF/EVEDA加速器(LIPAc)制御系の開発は、EUと原子力機構(JAEA)が共同で進めているが、全体監視などを行う中央制御システム(CCS)についてはJAEAが主体となって行っている。また、EUが開発した機器制御系とCCS間はEPICSを介してデータ授受が行われる。JAEAでは、CCSにおける開発要素の1つとしてPostgreSQLを用いたLIPAcの全EPICSデータの保管と参照を行うシステム(データ収集系)の開発を進めている。一方、欧州では機器単体試験においてBEAUTY (Best Ever Archive Toolset, yet)を用いてデータ収集を行うため、CCSのデータ収集系においては、「BEAUTYとのデータの互換性確保」、「複数のサーバ機による収集データを一括で画面参照」、「データ収集とバックアップ作業の平行化」を考慮する必要があり、現在は前者2つについて対応を進めている。そして、入射器のコミッショニングにおいて、開発したデータ収集系の実証試験を行っている。データ収集系は、入射器,放射線モニタ等のデータを収集しており、CSS(Control System Studio)を用いたGUIによるデータ参照も可能である。本件では、入射器のコミッショニングにおける実証試験の結果をもとに、データ収集系開発の現状について報告する。
篠津 和夫; 井川 博雅; 安藤 弘栄; 数土 幸夫; 大西 信秋
JAERI-M 84-238, 69 Pages, 1985/01
本報告は、研究用原子炉の熱水力解析をするために開発されたCOOLODコードを用いて行ったJRR-3改造炉の炉心定常熱水力計算、およびその熱水力特性の評価結果について述べたものである。本稿では、定常熱水力計算について沸騰開始温度およびDNBRを検討し、これらの熱水力設計値が沸騰開始条件に対し十分な余裕があること、およびDNB開始条件に対して十分な余裕があることを示した。さらに、フォロワ型燃料要素においても同様な検討を行い、標準型燃料要素に比べてさらに安全余裕があることを示した。また、流路閉塞時の熱水力についても考察し、DNB条件に対してパラメータ計算を行いDNBRが1.5を下回る条件を明確にした。
鈴木 光弘
JAERI-M 7944, 146 Pages, 1978/11
本報は一連のROSA-IIデータ報告書の1つであり、低温側配管破断におけるECCS注入の有無、循環ポンプ回転維持、および初期炉心温度差が実炉並みに大きいことがブローダウン過程にどの様な影響を及ぼすかについて、実験結果とともに検討結果を紹介するものである。得られた主な結論は以下の通りである。(1)注入したACC水は一時的に大きな凝縮減圧作用を及ぼし、炉心などの流れを変化させる。ACC側低温配管注入の場合、上部プレナム残存水を炉心に引きこむので、上部プレナム残存水が多いほど炉心冷却に効く。(2)炉心の再冠水はLPCI水によって行なわれた。(3)破断後も循環ポンプを回転させると炉心の下向流を妨げ一次的に流れを停滞させるため炉心の熱伝達は悪化した。しかしポンプ回転の結果、ACC注入時に上部プレナム残存水が多かったため、比較的その後の炉心冷却は改善された。(4)初期炉心温度差が大きいと、破断後の流出流量は増加し、残存水は早く減少する。
