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槇 彰; 佐本 寛孝; 田口 克也; 佐藤 武彦; 清水 亮; 庄司 賢二; 中山 治郎
JNC TN8410 2001-012, 185 Pages, 2001/04
JNC-TN8410-2001-012.pdf:9.61MB
本資料は、平成13年3月14日に日本原燃(株)六ヶ所事務所にて開催した「第三回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。東海再処理施設技術報告会は、これまでに2回開催されており、第一回は「東海再処理施設の現状、今後の計画」について、第二回は「東海再処理施設の安全性確認作業」について、東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等を紹介してきた。今回第三回は、「東海再処理施設の腐食・ISIに関する実績と今後の計画」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。
竹内 正行; 永井 崇之; 石橋 祐三; 武田 誠一郎; 根本 健志*; 藤咲 和彦*; 大橋 和夫*
PNC TN8410 98-116, 147 Pages, 1998/08
(1)目的熱間圧延法、HIP法,爆接法により製作した管継手を酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備へ装着し、長期信頼性の評価を行う。(2)方法酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備のプロセス系(硝酸凝縮液、濃縮液、供給液ライン)とユーティリティ系(計装用圧空、加熱用蒸気、冷却水ライン)に、管継手試験体を装着し耐久性試験を行い、中間検査として、耐圧試験、染色浸透探傷試験、外観観察、破壊検査を行った。(3)結果【1】熱間圧延管継手については、プロセス系の濃縮液および供給液ライン、ユーティリティ系の計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ラインに装着した試験体は、約21,000時間の耐久性試験を行っても健全な状態を維持していた。しかし、プロセス系の硝酸凝縮ラインに装着した試験体は、耐圧試験において漏れが認められた。【2】HIP管継手については、プロセス系の濃縮液および供給液ライン、ユーティリティ系の計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ラインに装着した試験体は、約18,000時間の耐久性試験を行っても健全な状態を維持していた。しかし、プロセス系の硝酸凝縮液ラインに装着した試験体は、耐圧試験中に破断が認められた。【3】爆接管継手については、すべての装着位置において漏れおよび破断等は認められなかった。しかし、プロセス系の硝酸凝縮液ラインに装着した試験体は、ステンレス鋼側に肌荒れが認められた。以上、中間検査の結果から、再処理プロセスへ適用する場合、ユーティリティ系(計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ライン)は、十分適用が可能と考えられる。プロセス系では、硝酸凝縮液のようにステンレス鋼にとって厳しい試験環境では、適用が困難と考えられる。しかし、濃縮液および供給液の温度の低い環境であれば、適用可能と考えられる。
福田 敬則*; 大嶋 巌*; 大田 裕之; 村山 志郎*; 中村 武則*; 伊藤 健司
PNC TJ2164 97-004, 38 Pages, 1997/10
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PNC TN1410 97-031, 638 Pages, 1997/08
本書は、新型転換炉(ATR)の安全評価技術について、評価基準の考え方、評価の方針、解析・評価手法およびその妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATRの安全評価技術は、設計基準事象を評価するための「運転時の異常な過渡変化解析コードシステム」および「事故解析コードシステム」として体系化されており、前者は反応度投入事象解析コードおよびプラント過渡事象解析コードから、また後者は、大破断事故解析コード、中小破断事故解析コードおよび原子炉格納容器圧力解析コード等から構成している。これらの解析コード群には、動力炉・核燃料開発事業団(以下「動燃」)大洗工学センターに設置された重水臨界実験装置(DCA)、伝熱流動試験装置(HTL)、部品機器試験装置(CTL)及び安全性試験装置(SEL)等の実規模試験で得られた試験データに基づいて開発した各種相関式やモデルを組み込んでいる。また、これらの解析コードは「ふげん」における起動試験や前述の実規模試験による解析、国際的なベンチマーク解析等を通じて、その妥当性を確認している。さらに、ATRの潜在的リスクや安全余裕度に関する理解を深めると共に、設計基準事象を超える事象が発生した場合のアクシデントマネジメント手法を研究するために、シビアアクシデント研究および確率的安全評価手法に関する研究を実施しており、本書ではこれらについても研究の成果を集大成している。なお、本書のATR実証炉に係わる解析コードの試験による検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いている。
武田 宏*; 澤井 定*; 石上 ひとし*
PNC TJ1409 97-012, 25 Pages, 1997/03
1開発成果・設計・運転経験の反映開発成果、設計・運転経験など、プロジェクトで得られた全ての知見は、主として下記に反映される。1)現在のプラント運転の安全性・信頼性の向上2)現在のプラントの改良設計3)次のプラントの設計2"設計/研究開発/プラント特性データベース"構築の考え方"設計/研究開発/プラント特性データベース"は、上記の目的に活用できるように構築する。(1)設計と研究開発を融合したデータベースプロジェクトの研究開発は、設計技術根拠、即ち、建設方針、設計基準、許容設計限界値、設計の検証などの確立が主体であることを考慮して研究開発と設計の各データベースを融合したデータベースを構築する。(2)プラント特性の組み入れプラント設計は安全裕度を入れて行うが、プラントはその固有の実力性能、即ち、安全率なしで稼働する。従って、下記の発展が効果的にできるよう、プラント特性(とくに初期特性)をデータベースに組み入れた。1)設計と実力性能を比較評価して、適切な安全裕度を設定2)定期検査データとカップルした劣化度評価3)燃料の燃焼・組成変化に伴う特性変化の解明4)実際のプラント特性に基づく技術と設計の高度化3"設計/研究開発/プラント特性データベース"の構成以上の評価を基に、本データベースを下記の構成にした。1)設計基本事項2)設計関連技術情報(設計技術根拠)3)プラント特性
本永 哲二*; 中山 忠和*; 竹内 純*; 照沼 英彦*; 保坂 忠晴*
PNC TJ9124 93-010, 186 Pages, 1993/03
「常陽」ナトリウム冷却系におけるトリチウム濃度測定結果等の評価に基づき、FBRにおけるトリチウム挙動解析コードTTT88の解析モデルを改良整備し、TTT92を作成した。今回の研究で得られた成果は、次に示す通りである。(1)トリチウムのコールドトラップ捕獲モデルに、炉外試験等で確認されて来ている水素との共沈捕獲機構を付加した。 (2)トリチウムのカバーガス系移行モデルに、「常陽」測定データ評価結果に基づき、水素効果の導入を図った。(3)トリチウムの蒸気発生器伝熱管透過評価式について、より精密なモデルに改良した。(4) トリチウムの雰囲気移行モデルに、「常陽」配管透過試験結果に基づき、保温構造物の効果を考慮した。(5)トリチウムの挙動に係わる物性値及びモデルパラメータを見直し整備した。(6)「常陽」MK-IIにおけるトリチウム濃度実測値とTTT92コードによる評価値を比較検討し、TTT92コードの妥当性に関する達成レベルを把握した。
大戸 敏弘; 鈴木 惣十
PNC TN9420 92-005, 83 Pages, 1992/04
本報告書は、高速実験炉「常陽」の核計装設備および実験炉部で実施している広範な研究開発のうち、放射線計測が主要な測定技術となっている代表的な研究開発の内容を紹介するものでる。 核計装設備の紹介では、原子炉プラント設備としての核計装の機能と位置付け、使用している中性子検出器の仕様と特性、システム構成と機器配置等について記述した。各種照射試験やサーベイランス試験に対する中性子照射量を実測ベースで評価するための原子炉ドシメトリーでは、実験炉部が採用している多重放射化法とその測定解析評価法および目下開発中のHAFM(ヘリウム蓄積モニタ法)について概説した。また、放射線計測技術がキーとなる破損燃料検出技術の開発では、「常陽」の燃料破損検出設備と各種実験装置の説明に加え、現在までに実施した。一連の燃料破損模擬実験の主な成果を紹介した。 さらに、放射線計測を基礎技術として用いている研究開発として ・使用済燃料の燃焼度測定 ・被爆源(放射性腐食生成物)分布の測定と評価 について、その概略内容を記述した。
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
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。
玉山 清志*; 岡町 正雄*; 土屋 毎雄*
PNC TN941 81-52, 296 Pages, 1981/02
近年,原子力発電プラントの安全性確立,嫁動率向しを目的に運転監視システム開発の必要性が高まってきているが,当50MW蒸気発生器(SG)試験施設においても,高速増殖原型炉"もんじゅ"への適用を目的として,運転監視システムの開発を進めている。本報告はその一報として主に計算機による運転員への情報の表示および各種の異常診断技術についてまとめたものである。プラントの運転状況に関する情報はCRT(CathodeRayTube)表示装置によるディジタル及び図形表示,ラインプリンタ印字,タイプライタ出力及び異常診断の結果としてのアナンシェータ螢報として刻々運転員に与えられる。またプラントの異常診断万法として多重計測系のクロスチェック法,ナトリウム水反応小リーク自動判定法,微分笞報と到達時間予測警報および蒸発器出口蒸気温度過熱度表示法等について50MWSG試験施設の運転に適用し試験データによる検討を行なった。その結果これらの運転監視手法の有効性が実証されこれらのシステムが現状の"もんじゅ"設計にほとんど変更なしに適用可能であることが示された。今後も新規項目の開発検討を行うと同時にマンマシンシステムを考慮し今回開発した運転監視システムの一層の改良を図って行く予定である。