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報告書

第9回高速増殖炉研究開発成果報告会発表資料; もんじゅ試運転の成果と今後の計画

村松 精; 坂井 茂; 西田 優顕

PNC TN2410 93-017, 107 Pages, 1993/05

PNC-TN2410-93-017.pdf:12.88MB

本報告書は、平成5年2月24日経団連ホールにおいて行われた第9回高速増殖炉研究開発成果報告会にもんじゅ建設所から報告した3件のスライドとオーラルペーパーをまとめたものである。発表テーマ(1)「もんじゅ」試運転の現状と今後の計画(2)総合機能試験の成果(3)性能試験計画

報告書

高速実験炉「常陽」運転経験報告書; 平成2年度系統設備機器台帳総括(1次Na純化系、1次Naサンプリング設備、1次系ガスクロマトグラフ、1次Arガスサンプリング設備、1次Na充填・ドレン系、1次Arガス系圧縮空気供給系)

寺門 嗣夫; 住野 公造; 安 哲徳; 川原 誠二; 伊藤 芳雄; 郡司 泰明; 照沼 誠一

PNC TN9410 91-376, 79 Pages, 1991/11

PNC-TN9410-91-376.pdf:1.9MB

機器台帳は,運転サイドの観点から系統設備に関する運転・保守履歴,運転経験及び研究開発成果について記録,整理及びめお蓄積を行い,設備保全,プラントの安全・安定運転の確保に役立てる事を目的としている。機器台帳の整備は,さらに「常陽」運転保守経験報告書(JOMEC)を初めとする各種技術資料の作成や系統担当者の交替時における引継の面において必要不可欠なものである。本報告書は,原子炉台1種運転台2グループの担当統計である1次Na純化系,1次Nsサンプリング設備,1次系ガスクロマトグラフ,1次AArガスサンプリング設備,1次Na充填・ドレン系,1次Naガス系,圧縮空気供給に関する平成2年度の機器台帳を総括したものである。主な特記事項は次の通りである。1・電気品不良による簡単な故障は数回発生したが,特記すべき不具合を無く順調な運転を継続した。2・炉容器V/TラインNaドレン,1次CTバイパス運転中におけるCT余熱予熱保持等において貴重な運転データを習得した。又,1次系ガスクロマトグラフの保守基準を確立した。3・1次CTバイパス運転によるNa系内への不純物混入量評価,偏析特殊サンプラの閉発等研究の面においても数多くの成果が得られた。

論文

Study on regeneration of activated carbon by means of electron radiation (in Chinese)

G.Zhu*; 新井 英彦; 細野 雅一

J. Radiat. Res. Radiat. Process., 9(1), p.54 - 58, 1991/02

廃水の吸着処理に用いた活性炭を電子線照射により再生する方法の検討を行った。資料には、モデル廃水(ウラリル硫酸ソーダ水溶液)を吸着処理した粒状活性炭を用いた。酸素、チッ素、水蒸気の各気流中で2MeVの電子線照射を行い、照射済炭の吸着性能を、よう素吸着性能から評価した。その結果、チッ素気流中照射が、吸着性能の回復に最も効果的であり、また、重量損失もほとんど起きないことが判明した。吸着性能の回復は、資料温度が高い程効果的であり、約210$$^{circ}$$Cに予熱した場合、約0.8MGyで、元の値の90%以上に吸着性能が回復することがわかった。

報告書

「もんじゅ」模擬過熱器ウォーミング試験結果 管板部における温度変動の原因調査と抑制効果の検証

大滝 明

PNC TN9410 90-062, 145 Pages, 1990/04

PNC-TN9410-90-062.pdf:3.21MB

分離貫流型蒸気発生器を構成する過熱器(以後,SHと略す)はオーステナイト系ステンレス鋼で製作されているため,その運転においては応力腐食割れの発生に留意した運転操作が肝要である。50MW蒸気発生試験施設の運転経験では,通常操作の一つである。SHウォーミング時に湿分流入が原因と考えられる急激な温度変動がSH入口蒸気管板部(以後、管板と略す)に発生し易いことが判っている。同様な事象は「もんじゅ」用蒸気発生器でも発生する可能性を秘めているため,「もんじゅ」模擬SHウォーミングを実施して湿分の発生流入に関する調査を行った。その結果、ウォーミング蒸気が低温の主蒸気管内で冷却されて飽和化し,その後SH入口ナトリウム温度相当に昇温されている管板に流入して過渡的な温度変動をもたらすことが判明した。また,湿分流入防止策としてSH入口蒸気配管予熱用トレースラインを使用した湿分流入防止効果評価試験を行い,同トレースラインの湿分抑制効果や管板に生じる温度変動の緩和効果を実験的に確認した。この試験では,トレースラインによりウォーミング蒸気供給前の主蒸気配管は飽和温度を超える260$$^{circ}C$$まで昇温可能であり,管板部の温度変動を大幅に抑制できることが確認できた。

口頭

「もんじゅ」におけるメンテナンス冷却系を活用したロバスト性向上方策,2; 予熱ヒータを対象とした地震応答解析

松井 一晃; 芋生 和道*; 光元 里香; 安藤 勝訓; 二神 敏

no journal, , 

「もんじゅ」の重大事故等発生時にメンテナンス冷却系(メ冷系)を活用する際、ナトリウム(Na)汲上げ等による原子炉容器(R/V)液位の確保及びメ冷系の運転がNa凍結によって阻害されないよう、凍結防止に必要な予熱ヒータの耐震性評価に資するため、地震応答解析を実施し、凍結リスクが相対的に高い小口径配管について予熱ヒータで想定すべき地震加速度(加速度)を明らかにした。

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