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報告書

HTTRヘリウムサンプリング設備の保守管理

関田 健司; 江森 恒一; 黒羽 操; 君島 悟; 若林 宏

JAEA-Testing 2006-001, 49 Pages, 2006/06

JAEA-Testing-2006-001.pdf:6.24MB

高温工学試験研究炉(以下、HTTR)では、炉内構造物に耐熱性に優れた黒鉛構造物を用いているが、黒鉛構造物は、酸化による材料強度の劣化を招く恐れがあるため、冷却材であるヘリウムガス中の不純物濃度を厳しく管理している。この不純物濃度を高精度で測定するためにヘリウムサンプリング設備が設置されている。本設備で使用しているガスクロマトグラフ質量分析計は、使用状態が長期に及ぶ場合、分解能を維持するために、装置を停止して再調整する必要がある。この作業には数日間を要し、この間は不純物濃度の測定を中断せざるを得ない。そこで、ガスクロマトグラフ質量分析計をもう1台設置し、測定系を改善することで、不純物濃度の測定が安定して行えるようになった。また、高精度の微量水分計は、測定範囲を大きく超える水分濃度を計測した場合、その後の計測に長期間に渡り影響がでる。そこで、サンプリング系統内に高い水分濃度の残留が予想される場合のパージ操作手順及び微量水分計の起動手順を確立し、水分濃度の測定が安定して行えるようになった。本報は、ヘリウムサンプリング設備の維持管理を目的に実施してきた保守項目,改善等についてまとめたものである。

報告書

HTTR原子炉格納容器の全体漏えい率試験

近藤 雅明; 関田 健司; 江森 恒一; 坂場 成昭; 君島 悟; 黒羽 操; 野地 喜吉; 青野 哲也; 早川 雅人

JAEA-Testing 2006-002, 55 Pages, 2006/07

JAEA-Testing-2006-002.pdf:6.36MB

原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉格納容器(CV)バウンダリの気密性の確認を目的として、JEAC4203-2004「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に準拠し、CV全体漏えい率試験(A種試験)を実施している。A種試験は、一般に、原子炉冷却材圧力バウンダリをCV内雰囲気に開放して実施する。しかしヘリウムガスを原子炉冷却材とするHTTRでは、圧力バウンダリを開放できないため、これを閉鎖したままA種試験を実施するという方法を確立し、採用している。また、HTTRでは、CV漏えい率試験データ収録処理装置を開発したが、近年、より高精度,高信頼度の計測$$cdot$$処理能力をもたせ、試験状態の監視機能の強化を図るなどの改良を加えて、本試験をより確実に実施できるようにした。この他、平成16年にJEAC4203が改定されたことを受けて、試験時に適用するCVバウンダリ構成の見直しを行い、さらには、CV内温度測定用検出器の校正方法を改善するなど、試験方法の改善に努めている。本報では、HTTRのCV全体漏えい率試験について、漏えい率の評価方法,試験の実施体系及び実施手順等を中心に記述するとともに、これまでの試験経験を踏まえて、今後、さらに効率的に試験を実施していくうえで有効と考えられる課題についてまとめている。

報告書

燃料破損検出装置の保守管理

野地 喜吉; 亀山 恭彦; 江森 恒一; 青野 哲也

JAEA-Testing 2006-003, 47 Pages, 2006/06

JAEA-Testing-2006-003.pdf:7.43MB

原子炉通常運転時、燃料の健全性を監視するための設備として、HTTRには燃料破損検出装置(Fuel Failure Detection(FFD) System)が設置されている。本装置は、7領域に分割した原子炉の高温プレナム部から1次冷却材をサンプリングし、それぞれの領域の短半減期核分裂生成物希ガスを検出することにより、燃料破損が発生した際に、その領域を特定できるようになっている。設計では、本装置における1次冷却材サンプリング流量は運転中変更する必要がないと考えていた。しかしながら、原子炉の運転状況により変化する1次冷却材圧力の影響でサンプリング流量が変動し、測定値が不安定になることが明らかとなった。また、サンプリング流量の変更は、運転中立入が制限されるサービスエリア内に設置された手動弁で行わなければならないため、運転中の流量調整が困難であった。そこで、サービスエリア外からサンプリング流量の制御ができるように流量制御系を改善した結果、安定した計測が可能となった。また、計測時のノイズの低減化,ガス圧縮機のオイルレベル計の改善等を実施したことにより、現在は良好な運転状態を維持している。本報は、FFDを運用するうえでの検出器(プレシピテータ)による検出性能の維持,設備の維持管理を目的に実施してきた保守項目,改善等についてまとめたものである。

報告書

HTTR非常用空気浄化設備の保守管理

青野 哲也; 近藤 雅明; 関田 健司; 江森 恒一; 黒羽 操; 大内 弘

JAEA-Testing 2006-004, 39 Pages, 2006/06

JAEA-Testing-2006-004.pdf:9.88MB

高温工学試験研究炉(HTTR)には、事故時にサービスエリア内の負圧を維持して放射性物質の拡散を防止するとともに、サービスエリアの空気を浄化して排気管より環境に放出することにより、公衆の被ばくの低減をはかる、非常用空気浄化設備が設置されている。本設備は、サービスエリア内の放射能濃度が上昇するおそれがある場合、あるいは放射能濃度が実際に上昇した場合に、自動起動するように設計されている工学的安全施設である。本設備は、HTTRで想定される最も厳しい条件においても、被ばく上の解析条件が満足されることを、系統機能試験により確認することが求められている。そこで、想定した事象ごとに試験を実施し、一連の試験を通して機能を確認する手順を確立した結果、効率的で確実な試験の実施が可能となった。また、排気フィルタユニットの漏えい検査方法の改善等を実施したことにより、設備の安定した運用が可能となった。本報は、非常用空気浄化設備の維持管理を目的に実施してきた保守項目,改善等についてまとめたものである。

報告書

放射線標準施設棟加速器マニュアル

藤井 克年; 川崎 克也; 古渡 意彦; 谷村 嘉彦; 梶本 与一; 清水 滋

JAEA-Testing 2006-005, 146 Pages, 2006/08

JAEA-Testing-2006-005.pdf:19.71MB

日本原子力研究所(現在、日本原子力研究開発機構)は、平成12年6月に最大4MVでイオンを加速できるファン・デ・グラーフ型加速装置を放射線標準施設棟に設置し、単色中性子及び高エネルギー$$gamma$$線の照射設備の整備を開始した。その後、本設備を利用して中性子及び高エネルギー$$gamma$$線の計測技術や線量評価法に関する研究・技術開発を推進するとともに、放射線測定器の性能試験及び校正を行っている。本マニュアルは、この加速器の使用方法,運転手順,メンテナンス作業及び周辺機器の操作等を収録したものである。本マニュアルの内容を作業者が履行することで、加速器の誤操作の防止及び性能の維持を図り、さらに放射線障害の防止及び作業の安全管理の徹底が図られると考える。本マニュアルは、加速器の運転操作及びメンテナンス作業を初めて行う者を利用対象者とするために、経験が浅い者にも理解しやすい内容とした。

報告書

DETRASシステムユーザーガイド,1; 原子力研修センターシミュレータ室における原子炉シミュレータ運転操作環境の構築と使用

山口 勇吉*

JAEA-Testing 2006-006, 21 Pages, 2006/12

JAEA-Testing-2006-006.pdf:3.16MB

DETRASシステムは原子炉シミュレータを使って加圧水型原子炉の運転操作を訓練するための実習ツールであり、本システムの特徴は、インターネットを介してシミュレータ用計算機設置サイトから遠隔の地においても運転操作ができる機能を備えている点である。本報告書はDETRASシステムのユーザーガイド3部作のうちの第1番目であり、原子力研修センターに設置した計算機システムなど機器構成ネットワークの設定について説明し、これらの機器の起動停止手順について解説している。

報告書

DETRASシステムユーザーガイド,2; DETRASシステムの設定と起動

山口 勇吉*

JAEA-Testing 2006-007, 42 Pages, 2007/01

JAEA-Testing-2006-007.pdf:10.17MB

DETRASシステムは原子炉シミュレータを使って加圧水型原子炉の運転操作を訓練するための実習ツールであり、本システムの特徴は、インターネットを介してシミュレータ用計算機設置サイトから遠隔の地においても運転操作ができる機能を備えている点である。本報告書はDETRASシステムのユーザーガイド3部作のうちの第2番目であり、シミュレータエリア(原子炉シミュレータを設置しているネットワークエリア)におけるDETRASシステムの起動方法を説明し、次にシミュレータエリア外からのシステムの起動・停止方法について説明している。

報告書

DETRASシステムユーザーガイド,3; シミュレータ上で模擬する原子炉プラントの説明

山口 勇吉*

JAEA-Testing 2006-008, 130 Pages, 2006/12

JAEA-Testing-2006-008.pdf:22.2MB

DETRASシステムは原子炉シミュレータを使って加圧水型原子炉の運転操作を訓練するための実習ツールであり、本システムの特徴は、インターネットを介してシミュレータ用計算機設置サイトから遠隔の地においても運転操作ができる機能を備えている点である。本報告書はDETRASシステムのユーザーガイド3部作のうちの第3番目であり、まず模擬原子炉システムの概要を説明するとともに、本プラントの運転操作をするためのユーザインターフェースの説明をする。最後に停止状態からの原子炉の起動及び定格運転状態からの停止までの一連の運転手順を示す。

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