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飛田 和則; 片桐 裕実; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 大内 博
PNC TN8520 94-003, 303 Pages, 1994/01
東海事業所における海洋環境監視業務は、再処理施設保安規定第7編環境監視及び茨城県環境放射線監視計画に基づいて実施されている。本マニュアルにおいては、海洋環境監視業務として、海洋試料(海水・海底土等)の採取作業及び海洋データ処理作業等を中心にとりまとめたものである。又、海洋環境監視作業に使用するモニタリング船「せいかい」の機関及び操船方法についてとりまとめたものである。尚、今後とも海洋環境監視計画の見直し、船舶設備の更新(船舶安全法等による)等、随時必要に応じて追加・改訂される予定である。
桜井 直行; 飛田 和則; 鈴木 猛; 渡辺 均; 清水 武彦; 住谷 秀一; 森澤 正人; 吉田 美香; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; et al.
PNC TN8440 93-027, 85 Pages, 1993/08
再処理施設の処理済み廃液の海洋放出に伴う東海地先海域における放射能水準の変動を詳細に把握するため、放出口を中心とした一定海域について、海水中の放射性物質濃度の調査を実施した。動燃再処理排水環境影響詳細調査は、海中放射能監視確認調査(再処理ホット試験期間実施)の後を受け、また、再処理施設の本格運転に伴う茨城県の要請に基づき、1978年(昭和53年7月)から実施している。1991年10月に再処理施設海中放出管の移設が行われ、放出口は従来の沖合1.8kmから沖合3.7kmに移設になり、それに伴い採取地点も変更となった。環境影響詳細調査の開始から1988年9月までの測定結果のまとめは、既報(PNC SN8420 89-009)のとおりである。今回第2報として、1988年10月から1991年9月の放出管移設前までの測定結果について整理を行ったので報告する。また、本報告では、1978年以降13年間にわたる沖合1.8kmに設置された移設前放出口からの放出に係わる環境影響詳細調査について検討を行った。その結果、再処理施設排水による海域全体の放射能濃度レベルの上昇変動等は見られなかった。
倉林 美積; 飛田 和則; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 晴山 央一
PNC TN8450 93-004, 144 Pages, 1993/06
一般に、一つの海域に水温、塩分、密度等の異なった二つの水塊が存在した場合、その水塊は必ずしも混合せず、特異な境界面を形成することが知られている。この境界面の形成の有無については、水温・塩分等を観測することにより推定することが可能である。東海環境安全課では、海洋環境モニタリングとして、東海沿岸海域の海水・海底土・海産生物の放射能レベルの調査はもちろんのこと、流動調査並びに水温・塩分等の水平分布観測及び鉛直分布観測等の海洋観測を実施している。本報告書は、東海環境安全課の実施してきた種々の海洋観測のうち、1990年及び1991年の水温、塩分等の鉛直分布観測結果をまとめたものである。
磯崎 和則*; 沢田 誠*
PNC TN9410 90-194, 67 Pages, 1990/12
「常陽」では,MK-III計画の一環とし,二重管SGを用いた2次系削除システム(中間系合理化システム)の検討を進めている。2次系削除システムを実現化させるためには,許認可上安全ロジックの構築が必要不可欠である。この安全ロジックの構築においては,「リーク検出系の条件」が重要な課題となる。本作業では,安全ロジックを構築する上で重要となるリーク検出系の要求条件を摘出するため,リーク検出系の仕様検討を行い,これらを基にリーク検出系応答解析を行った。この結果,伝熱管破損をDBE(貫通リークなし),BDBE(微小リーク)と想定した条件下でのリーク検出系の構成,検出性能等が「常陽」の体系で以下のように定められた。1)リーク検出系の要求条件1内管リーク検出計:Ne中湿分検出計0.01mm径相当のリークを検出目標時間3時間以内に検出できるパラメータ範囲は,a) 検出設定値 : 
100Vppm b) Neプレナム体積: 2=c) Ne循環流量 : 5
100N=/h2 外管リーク検出計: Na中Ne検出計0.01mm径相当のリークを検出目標時間3時間以内に検出できるパラメータ範囲は,a) 検出設定値 : 10Vppm b) サンプリングNa流量: 
201/min c) スパージャ率: 0.4d)キャリアガス容積: 0.02mm33貫通小リーク検出計: Na中水素計水リーク率1g/sec以下のリークを破損伝播なしに検出できるパラメータ範囲は,a) 検出設定値:30ppbb) 検出時間 :30sec4貫通中リーク検出計:音響計水リーク率0.1g/sec1Kg/sec(破損孔0.1mm10mm)の中リーク以上を1本ギロチン破断相当のリーク量75kg以下に抑えることができるパラメータ範囲は,あ)検出感度: 10g/sec b) 検出遅れ時間: 15sec 今後,リーク検出系に対する検討は,上記の「常陽」2次系削除システム・リーク検出系要求仕様条件を基に開発されるリーク検出計の仕様,性能及び特性を基に,リーク検出系応答解析モデルの詳細化等を行う必要がある。また,安全ロジックを構築する上で必要なもう一つの課題であるナトリウム-水反応生生物挙動解析コードの開発も必要と考えられる。
沢田 誠*; 大平 満*; 飛田 公一*; 磯崎 和則*
PNC TN9440 89-008, 228 Pages, 1989/05
「常陽」使用済燃料貯蔵施設の貯蔵能力の拡大を目的とした設置変更許可申請(昭和63年9月20日付け)は、平成元年3月27日付けをもって内閣総理大臣の許可を受けた。本許可は、耐震Asクラス施設の第四紀地盤立地として初めての審査であるという点を考慮して、「原子力発電所の地質・地盤に関する安全審査の手引き」等の基本的考えを基に、敷地地盤の支持力、沈下、すべり及び液状化に対する詳細な解析評価を行い、これらの結果により、現行の「耐震設計審査指針」が意図する「岩着をもって安全性を担保する」という基本的な考え型に対し、同等の安全性を有することを立証した。これは、第四紀地盤立地の一般化に向けた歴史的な第一歩として重要な意義を有している。本資料では、地盤調査、地盤安定性評価、設計用基準地振動、及び耐震設計評価の各項目についてまとめた。また、参考として、顧問会及び原子炉安全専門委員会(第57部会)に係るQ&A集を添付した。
甲高 義則; 小林 三郎*; 星野 勝明*; 繩手 政伸*; 寺門 嗣夫; 佐藤 聡*; 磯崎 和則*
PNC TN9410 87-201, 405 Pages, 1987/08
本報告書は、高速実験炉「常陽」第5回定期点検期間中の昭和60年5月21日から6月4日にかけて実施した電源設備定期点検時のプラントの操作、経験及び今後の点検時に反映すべき項目についてまとめたものである。今回の電源設備点検は、受諾設備(常陽変電所)、一般系電源設備A系、非常系電源設備C系、無停電電源設備の整流装置・インバータ及び補助電源設備について行った。電源設備の点検は、これまでの点検時と異なり、1次・2次主冷却系にナトリウムを充填したまま、炉心崩壊熱を主冷却系で除熱する状態で実施した。点検前後のプラント操作及び電源操作は運転直が行い、電源操作については、運転管理グループ及び点検担当者が立会う体制で実施した。1次・2次主冷却系を運転した状態で定期点検を行った結果、前回の点検に比べ、機器の停止・起動の頻度は増えたが、ナトリウムの重点・ドレン操作を行わないことにより工程が短縮された。今回の電源設備定期点検のプラント操作を通して、2次主循環ポンプのトリップ、1次純化系電磁ポンプの起動不良、電源設備のモータ駆動NFBの動作不良等を経験した。しかしプラントへ影響を及ぼすような大きなトラブルもなく予定通りに無事終了した。
昭和61年9月)黒沢 龍一*; 竹内 徹*; 永山 哲也*; 磯崎 和則*; 村上 幸義*; 藤枝 清*; 光延 秀夫*
PNC TN9410 87-001, 22 Pages, 1987/01
高速実験炉「常陽」の補助冷却系統について、昭和57年1月から昭和61年9月までの運転実績を報告する。主な運転実績は次のとおりである。(1)1次補助冷却系統は大きな故障もなく、順調に運転された。1次補助冷却系の運転時間は約3400時間であり、主に運転は定期点検期間中における炉心崩壊熱除去の目的で行われた。1次補助循環ポンプが自動起動したのは65回であり、全ての起動停止は計画的な各種試験によるものであった。1次補助冷却系統へ冷却材ナトリウムを初充填した以後の系統運転時間は約3900時間となった。(2)2次補助冷却系統は100%流量で約34000時間運転された。その間、2次補助循環ポンプのトリップは11回発生した。トリップの内訳は外部電源喪失及び試験によるのが10回、補助循環ポンプコイル温度高によるものが1回であった。補助循環ポンプコイル温度高によるトリップは、原子炉停止中の昭和57年5月に発生した。原因は補助循環ポンプ冷却フィルターが目詰りしたため、コイルへの冷却風量が低下し、ポンプトリップへ至ったものである。プラントへの影響はなかった。この期間の2次補助冷却系の運転はほぼ順調であった。2次補助冷却系統へ冷却材ナトリウムを初充填した以後の系統運転時間は約73000時間となった。
伊藤 秀明*; 磯崎 和則*
PNC TN9410 86-041, 73 Pages, 1986/04
高速実験炉「常陽」の1次主循環ポンプは昭和51年の初起動以来昭和61年2月までに約62,000時間の運転実績を達成した。本ポンプの速度制御は静止セルビウス方式を採用しているため、その特殊性から外部電圧の変動による影響を受け易く安定な運転性を確立するために多くの時間と労力を要した。これらの運転経験に基づいて、昭和53年4月に制御装置の信号を集めて必要な時に自動的に記録するセルビウス現象記録装置を設置した。その後本装置によって多くの貴重なデータが得られ、ポンプの信頼性確保上の有用性が認められていたが、装置にエンドレステープレコーダを用いていたためにデータ処理上の問題とともに、その機能維持に多くの労力を必要とする等の問題を有していた。このため昭和59年8月に本装置をディジタル化しデータの蓄積と解析を容易なものとした。これによって各制御信号、保護信号及びプロセス信号の詳細な解析が可能となり、従来より部分的に動作状態が不明確であった速度制御装置の動作が解明可能となった。そして昭和60年2月に発生した交流過電流によるセルビウス重故障ポンプトリップにおいては、一早くその原因究明の手がかりを与え装置強化の有意性を示した。また、本装置によるデータの解析及び従来からのデータの積み重ねにより、1次主ポンプ速度制御装置の機能は十分に信頼性があるとの結論を得た。
磯崎 和則*; 永山 哲也*; 伊東 秀明*; 星野 勝明*; 原 邦夫*; 黒沢 瀧一*; 村上 幸義*
PNC TN941 85-164, 73 Pages, 1985/11
高速実験炉「常陽」の補機冷却系は「補機系」,「空調系」,「ディーゼル系」の3つの系統から構成されている。各系統はプラント補機全般の熱除去,格納容器床下雰囲気を含む空調関係の冷却,非常用ディーゼル発電機の冷却を行っており,いずれも地味ではあるがプラントの運転・保全上欠かせない重要な系統である。▲補機冷却系統設備は,昭和51年1月の総合機能試験から昭和60年3月の100MWt第7サイクル運転終了までに約79000時間の運転実績を得た。この間,水質の一時的な悪化による冷却系統機器の腐食の進行,補機系揚水ポンプと空調系循環ポンプの外部電源喪失後の自動起動失敗,ディーゼル系冷却塔ストレーナーの目詰りによる一時的なディーゼル発電機冷却水断(一般系電源設備の点検のためディーゼル発電機を長時間運転中)等の不具合が発生したが,いずれも運転操作管理上の適切な対応によってプラント全体に影響を及ぼす事態は回避された。▲上記の不具合に対する設備上の対応として,水質の問題については,薬品注入設備や水ろ過設備の設置,ポンプ類の自動起動の信頼性については自動起動回路の改造を実施しており,運転管理上の対応とあいまって最近は安定した運転が継続されている。▲さらに,60年度は冷却塔の交換工事を行うことによって,冷却水温度の安定制御が可能となる他,ストレーナーの目詰りの問題も解決して,冷却水の安定供給の面でも,一層の信頼性の向上が計れた。▲
田村 政昭; 磯崎 和則*; 遠藤 順一; 宮口 公秀
日本原子力学会誌, 27(10), p.939 - 952, 1985/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ループ型高速炉における格納容器全体漏洩率試験は従来の軽水炉などにおけるそれとは異なり、高温の冷却材Naを循環運転し、それに伴い必要となる一次アルゴンガス系及び格納容器雰囲気調整系を運転した状態で実施せざるを得ず、このような試験条件下でいかにして必要な測定精度を得るかという固有の問題を有している。しかしながら、これらの問題点は「常陽」においてこれまで実施した3回の試験の結果から基本的に解釈され、測 定精度についても軽水炉などにおけるそれと同等のものを得ることができ、「常陽」に代表されるループ型高速炉における格納容器全体漏洩率試験方法と測定率の妥当性を実証することができた。
伊東 秀明*; 鈴木 伸也; 永山 哲也*; 原 邦夫*; 磯崎 和則*; 星野 勝明*; 黒沢 龍一*
PNC TN941 85-27, 206 Pages, 1985/02
「常陽」の1次オーバフロー系統の運転は,昭和51年2月のナトリウム中総合機能試験に始まり,昭和58年8月の100MWt第4サイクル終了までに,約55,000時間の運転実績を得ている。この期間におけるオーバフロー系統の機能は十分に仕様を満足するものであった。一方,オーバフロー系統の戻り配管部への熱衝撃については,これを避けるための運転手法をこれまでに得た種々の知見に基づいて改良し,熱衝撃を完全に避けることができた。しかし,本運転手法は商用電源喪失で原子炉が停止した場合、その再起動に1016時間を要するため,効率的なプラント運用を考慮すれば,短時間で再起動し得る系統設備の改造が必要となろう。▲
原 邦夫*; 判治 裕尚*; 伊東 秀明*; 磯崎 和則*; 星野 勝明*; 永山 哲也*; 小澤 健二*
PNC TN941 84-117, 81 Pages, 1984/07
高速実験炉「常陽」の2次主冷却系統設備は,昭和51年1月のナトリウム初充填から,昭和56年12月の原子炉熱出力75MW第6サイクル運転終了まで約52,000時間の運転実績を得た。原子炉運転時間は約12,800時間となり,2次主循環ポンプは,約40,000時間,主送風機は,約10,000時間もの運転実績を得ることができた。この間,2次主循環ポンプ・モータブラシの損耗,主冷却器の経年変化など,貴重な運転経験となった。それ以外は特に大きな問題も無く運転する事ができた。本報告書は,2次主冷却系統設備の運転実績および2次主循環ポンプの運転実績,保修履歴,主送風機の運転実績,主中間熱交換器の2次側温度差などについてまとめた。
冨田 直樹; 磯崎 和則*; 田村 政昭; 宮口 公秀; 遠藤 順一
PNC TN941 83-124, 172 Pages, 1983/08
高速実験炉「常陽」では,冷却材バウンダリーである1次主冷却系配管内管の4ケ所について,2重管外管に設けられた検査孔より,供用前検査(Pre-ServiceInspection‥PSI)に引続き,定期検査期間を利用して2回の供用期間中検査(In-ServiceInspection‥ISI)を実施して来た。検査は,1次主冷却系配管内管のうち,強度計算上最も応力の高いエルボ横面に対して,1)超音波探傷試験(体積検査)、2)直接肉眼検査及び遠隔肉眼検査(肉眼検査)、3)液体浸透探傷試験(表面検査)を行った。2回のISIの結果はPSIと比較して,有害な欠陥や進展性の欠陥及び減肉等の異常は認められず,1次主冷却系配管の極めて限られた部分であるが,冷却材バウンダリーの健全性を確認することができた。
