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報告書

内圧が上昇した核燃料物質貯蔵容器の開封点検用チャンバーの設計

丸藤 崇人; 佐藤 匠; 伊東 秀明; 鈴木 尚; 藤島 雅継; 中野 朋之

JAEA-Technology 2019-006, 22 Pages, 2019/05

JAEA-Technology-2019-006.pdf:2.84MB

2017年6月6日に日本原子力研究開発機構大洗研究所燃料研究棟において発生した核燃料物質による汚染事故では、点検のためにフード内で核燃料物質を収納したプルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の蓋を開封した際に、内部の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂して核燃料物質の一部が実験室内に飛散した。事故の主原因は、核燃料物質と混在していたエポキシ樹脂の放射線分解によってガスが発生したことによる貯蔵容器の内圧上昇であった。燃料研究棟には他にも核燃料物質を収納している貯蔵容器が約70個存在するため、今後これらの貯蔵容器を開封点検し、内容物の状態確認及び有機物を含む試料等の安定化処理を実施する計画である。グローブボックス内において内圧の上昇した貯蔵容器の開封点検を安全・確実に実施するためには、気密環境下で貯蔵容器の蓋を開放して内部を点検できる耐圧チャンバー(開封チャンバー)の開発が必要となる。本報告書は、この開封チャンバーの設計に関する課題、その対策及び設計結果についてまとめたものである。

報告書

「常陽」原子炉容器内構造物の放射化量とガンマ線量率分布の測定評価,2

山本 崇裕; 伊藤 主税; 前田 茂貴; 伊東 秀明; 関根 隆

JAEA-Technology 2017-036, 41 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-036.pdf:7.86MB

高速実験炉「常陽」では、復旧措置の一環として、平成26年5月に旧炉心上部機構を撤去し、キャスクに収納した。旧炉心上部機構は、「常陽」建設時より30年以上使用された機器であり、高い表面線量率を有する。炉心上部機構交換作業用設備の合理的かつ安全な設計・製作・運用に資するため、「常陽」では、原子炉容器内の線量率測定を実施し、C/E補正する手法を導入することで、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化を図った。本研究では、当該評価手法が妥当であったことを検証するため、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を用いて、旧炉心上部機構を収納したキャスクの軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布を測定し、計算値と比較した。その結果、(1)軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布は、キャスクの形状に応じたピークを有し、その位置は、計算値と測定値で一致した。(2)軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布のC/Eは、1.1$$sim$$1.7であった。なお、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化においては、原子炉容器内の線量率測定結果の反映する際に、保守性を確保したものとしている。以上より、「常陽」旧炉心上部機構の表面線量率評価に用いた手法は、十分な信頼性を有することが確認できた。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 変形したMARICO-2試料部の回収装置の開発と原子炉容器内からの試料部回収作業

芦田 貴志; 中村 俊之*; 伊東 秀明

JAEA-Technology 2017-024, 198 Pages, 2017/11

JAEA-Technology-2017-024.pdf:55.8MB
JAEA-Technology-2017-024-appendix(CD-ROM)-1.zip:298.09MB
JAEA-Technology-2017-024-appendix(CD-ROM)-2.zip:210.77MB

高速実験炉「常陽」では、2007年5月に照射試験を終えた計測線付実験装置(MARICO-2)の試料部を原子炉容器内での切り離しに失敗した状態で回転プラグを回転し、MARICO-2の試料部を損傷・変形させ、変形した試料部との干渉により炉心上部機構を損傷させる結果となった。「常陽」の復旧に向けて損傷した炉心上部機構を交換し、MARICO-2試料部を回収することとしたが、MARICO-2試料部については、変形しているうえにハンドリングヘッドが欠損していることから、通常の取扱い手順・経路で回収することができないことが炉内観察により判明した。このため、専用の装置類を新たに設計・製作してMARICO-2試料部を回収することとした。MARICO-2試料部を回収するための装置は、試料部の変形形状に対応した把持機構、回収軌道を調整するためのパンタグラフ機構や落下防止機構を装備したガイド管、収納キャスクとなる試料部回収装置等で構成される。これらの装置の設計については、原子炉容器外での部分的な要素試験及び装置全体のモックアップ試験を実施するとともに原子炉容器内における機能確認等で妥当性の確認を実施した。MARICO-2試料部は2014年9月に回収装置等を用いて、原子炉容器内から成功裏に取り出され、照射後試験のためのホットセル施設に搬送された。これらの装置は、回収作業においてナトリウム冷却型高速炉の実際の環境条件の下で期待される種々の性能をすべて実証することができた。

論文

高速実験炉「常陽」の原子炉容器内観察・補修技術開発; 変形した実験装置の回収

芦田 貴志; 伊東 秀明; 宮本 一幸*; 中村 俊之; 古賀 和浩*; 大原 紀和*; 猪 博一*

日本原子力学会和文論文誌, 15(4), p.210 - 222, 2016/12

高速実験炉「常陽では、照射試験を終えた温度制御型材料照射装置(MARICO-2)の試料部を原子炉容器内から取り出すための作業が行われた。しかし、保持機構と試料部が完全に分離できていない状態で回転プラグを操作したことにより、試料部が炉内燃料貯蔵ラック上から突き出た状態で変形していることが炉内観察等の調査の結果確認された。また、突き出た試料部は、回転プラグに設置された炉心上部機構(UCS)の下面と干渉する高さにあり、UCSの下面を部分的に損傷させたことも確認された。UCSと試料部の干渉を避けるため、可動範囲を制限した結果、燃料交換機能が一部阻害された状態となった。復旧措置として、損傷したUCSの交換と変形した試料部の回収が決定され、試料部については、2007年12月に回収方法の検討に着手し、治具の設計・製作、モックアップ試験等の準備を経て、2014年6月11月に回収作業を実施した。回収した試料部は「常陽」に隣接する照射後試験施設において、各種試験に向けた照射試料の取り出し等が行われている。本件は、試料部の回収を通して得られたSFR炉内の遠隔補修技術の開発成果について、装置の設計・製作及び作業の実績を踏まえて報告するものである。

論文

高速実験炉「常陽」MARICO-2試料部の回収

古賀 和浩*; 大原 紀和*; 猪 博一*; 近藤 勝美*; 伊東 秀明; 芦田 貴志; 中村 俊之

FAPIG, (190), p.3 - 8, 2015/07

高速実験炉「常陽」では、2007年6月に計測線付きの照射装置の試料部の切離しなどが不能となり、原子炉容器内において試料部が折れ曲がった状態で留まってしまう事象が発生した。富士電機は、試料部回収のための装置を設計、製作し、現地の回収作業では、事業者の日本原子力研究開発機構と協同して作業にあたり、試料部の回収に成功した。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 変形したMARICO-2試料部の回収に向けた調査と機器設計

芦田 貴志; 宮本 一幸; 岡崎 義広*; 伊東 秀明

JAEA-Technology 2012-047, 106 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2012-047.pdf:11.09MB
JAEA-Technology-2012-047-appendix(CD-ROM).zip:15.46MB

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の2号機(以下、「MARICO-2」という。)の保持部と試料部の切り離し不能によって、同試料部が変形して原子炉容器内の炉内燃料貯蔵ラックから突き出て曲がっており、炉心上部の機器がこの付近に近接した際に同試料部と干渉する領域が生じるため、回転プラグの運転範囲が制限されている。「常陽」を復旧するには、MARICO-2試料部の回収と損傷した炉心上部機構を交換することが必須となっており、同試料部の回収については、損傷した機器を原子炉容器内で安全、確実に取扱うことが必要であることから、高度な保守・補修技術に立脚した装置の設計と性能保証が求められる。本報告書は原子炉容器外の模擬試験及び原子炉容器内での調査結果並びにその結果を反映して最適化したMARICO-2試料部の回収装置等の設計をまとめたものである。

論文

Restoration work for obstacle and upper core structure in reactor vessel of experimental fast reactor "Joyo", 2

高松 操; 芦田 貴志; 小林 哲彦; 川原 啓孝; 伊東 秀明; 長井 秋則

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置であるMARICO-2試料部が炉内燃料貯蔵ラック上で屈曲し、燃料交換機能を阻害するとともに、炉心上部機構を損傷させたことが確認されている。「常陽」の復旧作業にあたっては、(1)旧炉心上部機構のジャッキアップ、(2)旧炉心上部機構の引抜・収納、(3)MARICO-2試料部の回収、(4)新炉心上部機構の装荷のステップで進められる。炉心上部機構の交換やMARICO-2試料部の回収は、あらかじめ想定したものではなく、高温・高線量等の高速炉特有の作業環境を考慮した治具類を設計・製作する必要がある。現在、2014年に計画されている復旧作業に向け、治具類の設計・製作を進めているところであり、本作業の完遂及び蓄積された経験は、「常陽」の復旧のみならず、稀少な知見として、ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内保守・補修技術開発に大きく資することができるものと考えている。

論文

「常陽」における燃料交換機能の復旧作業状況

伊東 秀明; 芦田 貴志; 高松 操

UTNL-R-0483, p.6_1 - 6_10, 2013/03

高速実験炉「常陽」では、平成19年5月に照射試験を終えた計測線付実験装置(MARICO-2)の試料部を取り出すため、原子炉容器内の燃料貯蔵ラックへ移動後に切り離し操作を行った。この際、切り離し機構の設計不備により、MARICO-2の試料部と保持機構が完全に分離できていない状態で回転プラグを操作したことから、試料部が燃料貯蔵ラック内の移送用ポットから突き出た状態で変形し、炉心上部機構の下面の整流板等も試料部との接触により変形していることがわかっている。「常陽」の燃料交換機能を復旧するため、炉心上部機構の交換、MARICO-2の試料部の回収を平成25,26年度に実施することを計画しており、この状況について報告する。

報告書

高速実験炉「常陽」における放射性腐食生成物(CP)付着状況の測定; MK-III改造によるCP付着分布の変化

伊藤 主税; 伊東 秀明; 石田 公一; 青山 卓史

JAEA-Technology 2011-007, 56 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-007.pdf:9.2MB

高速実験炉「常陽」1次冷却系機器・配管内の放射性腐食生成物(CP)の付着状況とその推移を把握するため、MK-III炉心への移行に伴う冷却系改造工事後のMK-III炉心第2サイクル運転終了後に、1次冷却系機器・配管表面の$$gamma$$線量率分布及び$$gamma$$線スペクトルを測定した。その結果、全体的なCP付着傾向はこれまでと大きく異なることはなく、運転時の温度が低下したコールドレグのうち主中間熱交換器から主循環ポンプまでの領域において若干付着しやすくなっている傾向が見られた。

報告書

「常陽」原子炉容器内構造物の放射化量とガンマ線量率分布の測定評価

伊東 秀明; 前田 茂貴; 内藤 裕之; 秋山 陽一; 宮本 一幸; 芦田 貴志; 野口 好一; 伊藤 主税; 青山 卓史

JAEA-Technology 2010-049, 129 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-049.pdf:6.99MB

「常陽」では、計測線付実験装置の試料部が変形して原子炉容器内の炉内燃料貯蔵ラックから突き出て炉心上部の機器等と干渉しており、「常陽」を再起動するためには、炉心上部機構(UCS)を交換することが不可欠である。そのためには、30余年の使用期間中に放射化し、線量率が数百Gy/hに達するUCSを炉容器内から取り出すための大型キャスクの製作が必要である。炉心から約1.5m上方のUCSの中性子照射量の計算精度を考慮して約1桁の設計裕度を見込むと、キャスクの総重量が取扱いクレーンの最大荷重100トンを超過する約160トンとなり、設備改造や復旧経費の増加が予想された。このため、海外でも実施例の少ない炉容器内の$$gamma$$線量率を実測して計算誤差にかかわる設計余裕を低減することによりキャスク遮へい厚さを削減することとした。実機で想定される広域の線量率をカバーし、約200$$^{circ}$$Cの高温環境に耐える$$gamma$$線量率測定装置を製作し、$$^{60}$$Co校正照射施設で$$gamma$$線検出器の校正曲線及び温度特性を確認した。炉容器内の他の構造物や集合体の放射線の混成場を考慮して評価するため、UCSと検出器の相対位置やナトリウムの液位を変えた条件で詳細な線量率分布を測定し、解析値で内挿することによりC/E:1.1$$sim$$2.4に評価精度を高めた。上記の結果を反映することによりUCS交換キャスクの遮へい厚さを削減でき、総重量を100トン未満とできる見通しが得られたことから、設備改造を要することなくUCS交換が可能となった。

論文

Control of self-assembling processes of polyamidoamine dendrimers and Pd nanoparticles

田中 宏和*; 橋本 竹治; 小泉 智; 伊東 秀明*; 中 建介*; 中條 善樹*

Macromolecules, 41(5), p.1815 - 1824, 2008/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:72.65(Polymer Science)

ポリアミンデンドリマーのメタノール溶液と酢酸パラジウムのDMF溶液を混合した際に生ずるデンドリマーの分子集合体の自己組織化機構及び同集合体をテンプレートとしてその中に形成されるパラジウムナノ微粒子の自己組織化機構を解明するとともに、これら自己組織化構造のデンドリマーの世代数及びデンドリマーの濃度依存性を解明した。

論文

Combined in situ and time-resolved SANS and SAXS studies of chemical reactions at specific sites and self-assembling processes of reaction products; Reduction of palladium ions in self-assembled polyamidoamine dendrimers as a template

田中 宏和*; 小泉 智; 橋本 竹治; 伊東 秀明*; 佐藤 正秀*; 中 建介*; 中條 善樹*

Macromolecules, 40(12), p.4327 - 4337, 2007/06

 被引用回数:30 パーセンタイル:29.6(Polymer Science)

非水溶液溶媒中における第一世代ポリアミンデンドリマー(G1-NH$$_{2}$$)/酢酸パラジウム混合系に対して、パラジウム微粒子及びデンドリマー微粒子集合体の自己組織化機構を明らかにした。自己組織化過程は、酢酸パラジウムのモル濃度とG1-NH$$_{2}$$の1級アミンのモル濃度比を一定値3.3に固定した条件下で、二種の安定な溶液(酢酸パラジウムのDMF溶液とG1-NH$$_{2}$$のメタノール溶液)をあらかじめ調整した後それらを混合することによりもたらされた。混合後に発生するデンドリマーの自己組織化並びに化学反応に誘起されたパラジウム原子の自己組織過程は、中性子小角散乱及びX線散乱法を用いてその場観察した。その結果、デンドリマー分子集合体の自己組織化がまず起こること、この分子集合体が引き続き起こるパラジウムイオンの還元とパラジウム原子のナノ微粒子への自己組織化の鋳型(テンプレート)の役割を演じ、微粒子の寸法を制御していることを発見した。

報告書

「常陽」における燃料破損模擬試験; FEDL炉内試験(III)

伊藤 主税; 伊東 秀明; 石田 公一; 服部 和裕; 大山 一弘; 助川 一弥*; 村上 隆典; 皆藤 泰昭; 西野 一成; 青山 卓史; et al.

JNC-TN9410 2005-003, 165 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-003.pdf:12.66MB

高速実験炉「常陽」では、国の安全研究の一つである「燃料破損時の運転手法最適化に関する研究」の一環として、炉内で放出された核分裂生成物の挙動と燃料破損検出設備(FFD)及びシッピング法破損燃料位置検出設備(FFDL)の検出性能の評価を実施している。本研究では、MK-Ⅱ炉心において、試験用燃料要素の被覆管のガスプレナム部にスリットを設けてこれを照射する試験(昭和60年4月、FFDL炉内試験(I))、試験用燃料要素の被覆管の燃料カラム部にスリットを設けて照射する試験(平成4年11月、FFDL炉内試験(Ⅱ))を実施した。「常陽」は、MK-Ⅲ炉心への改造を完了し、平成16年度よりMK-Ⅲ炉心での本格運転を開始した。MK-Ⅲ炉心では、炉心構成等の変更に伴いFPのプラント系統内での振舞いが変化し、FFD設備やFFDL設備の感度・応答に影響を及ぼすことが考えられる。そのため、MK-Ⅲ炉心における燃料破損時のFPの振る舞いやFFD及びFFDL設備の性能を確認しておく必要がある。さらには、前回のFFDL炉内試験(Ⅱ)を実施してから約12年が経過しており、万一の燃料破損や、将来計画しているRTCB試験(燃料被覆管が破損に至るまで照射を継続する試験)に備え、MK-Ⅲ炉心運転時における燃料破損時のプラント運転手順を検証するとともに、対応能力の向上を図ることが重要である。そこで、平成16年11月11日から11月29日までの期間において、FFDL炉内試験(Ⅲ)を実施した。本試験では、MK-Ⅲ炉心において、燃料被覆管に人工欠陥を設けた試験用燃料要素を炉心中心に装荷して照射し、燃料破損を検知してから原子炉を停止して燃料を取り出すまでの一連のプラント操作を行い、燃料破損発生時における高速炉の運転手法を検証した。また、本試験において、運転・操作手順の改善や設備の改造・整備等の改善事項も摘出できた。今後は、これらの対応を図り、MK-Ⅲ炉心運転に備えるとともに、本試験結果を、将来のFBRの安全性の向上に反映させていく。

報告書

高速実験炉「常陽」 MK-III総合機能試験結果報告書; 1次補助冷却系試験

軽部 浩二; 赤城 慎二; 寺野 壽洋; 小貫 修; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘

JNC-TN9430 2004-004, 36 Pages, 2004/03

JNC-TN9430-2004-004.pdf:1.03MB

本報告書はMK-III総合機能試験として実施した、1次補助冷却系統設備の試験結果について記すものである。本試験はMK-III炉心における1次補助冷却系循環ポンプの機能及びサイフォンブレーク機能等が満足していることを確認するものであり、以下の3項目から成っている。(1)試験番号:SKS-117/試験内容:流動特性試験(通常起動試験)(2)試験番号:SKS-118-1/試験内容:ポニーモータ1台運転時補助系起動試験 (3)試験番号:SKS-121/試験内容:サイフォンブレーク機能確認試験、試験結果はいずれも判定基準を満足し、MK-III炉心における1次補助冷却系統設備の機能及びサイフォンブレーク機能等が十分であることを確認できた。

報告書

高速実験炉「常陽」MK-III総合機能試験結果報告; 2次主循環ポンプ関係試験

寺門 嗣夫; 森本 誠; 伊澤 修; 石田 公一; 星野 勝明; 鈴木 伸也; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘

JNC-TN9430 2004-003, 87 Pages, 2004/03

JNC-TN9430-2004-003.pdf:2.86MB

本報告書は、MK-Ⅲ総合機能試験の一環として実施された2次主循環ポンプ関係の試験結果について取りまとめたものである。2次主循環ポンプ関係試験は、MK-Ⅲ改造工事により主中間熱交換器、主冷却器を交換し、かつ、2次主循環ポンプ電動機、速度制御盤、抵抗器盤を更新したことから、2次主冷却系統全体の特性を把握するために実施した。本試験はMK-Ⅲ改造工事後の2次主循環ポンプ、2次純化系電磁ポンプ、2次アルゴンガス系統設備の機能が満足していることを確認する目的のものであり、以下の6項目を実施した。(1)SKS-205-1: 2次主循環ポンプ特性試験・流量制御試験、(2)SKS-205-2: 2次主循環ポンプ特性試験・フローコーストダウン特性試験、(3)SKS-205-3: 2次主循環ポンプ特性試験・連続運転試験、(4)SKS-205-4: 2次主循環ポンプ特性試験・振動測定試験、(5)SKS-212: 2次純化系電磁ポンプ流量制御試験、(6)SKS-213: 2次アルゴンガス系圧力制御試験。試験結果はいずれも判定基準を満足し、MK-Ⅲ改造工事後における2次主循環ポンプ、2次純化系電磁ポンプ、2次アルゴンガス系統設備がMK-Ⅲ運転に必要な機能を満たしていることを確認した。

報告書

高速実験炉「常陽」MK-III総合機能試験結果報告書 純度測定試験

森本 誠; 須藤 正義; 伊藤 芳雄; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘

JNC-TN9430 2004-002, 60 Pages, 2004/03

JNC-TN9430-2004-002.pdf:2.28MB

本報告書はMK-III総合機能試験として実施された冷却材ナトリウム中の純度測定試験の結果について取りまとめたものである。 純度測定試験は、MK-III改造工事に伴い1次冷却及び2次冷却系内に持ち込まれた不純物をコールドトラップで捕獲するとともに、純化前後のプラギング温度から持ち込まれた不純物量を評価することを目的とするものであり、以下の2項目を実施した。試験番号:(1)SKS-122、試験内容:1次純化系 純度測定試験。試験番号:(2)SKS-211、試験内容:2次純化系 純度測定試験。 MK-III改造工事に伴い冷却系内に持ち込まれた不純物をコールドトラップで捕獲することにより総合機能試験中の1次冷却及び2次冷却系のナトリウムは、純度管理目標値以下に純化できた。また、純度測定試験の結果、コールドトラップで捕獲した不純物の酸素量を、1次冷却系が約400 g 、2次冷却系が約1100gと算出した。

報告書

高速実験炉「常陽」MK-III総合機能試験結果報告書; インターロック・動作確認試験

道野 昌信; 鈴木 寿章; 会田 剛; 須藤 正義; 齊藤 隆一; 川原 啓孝; 礒崎 和則; 伊東 秀明; 井上 設生; 青木 裕; et al.

JNC-TN9430 2004-001, 103 Pages, 2004/03

JNC-TN9430-2004-001.pdf:4.06MB

本報告書はMK-III改造に伴い実施した総合機能試験のうち、インターロック・動作確認試験として次に示す試験の結果について報告するものである。(1)1次、2次主冷却系インターロック試験(SKS-106、210)、(2)電源喪失試験(SKS-116)、(3)炉内移送、炉外移送自動運転試験(SKS-501、502) 主冷却系では、原子炉スクラム時の1次系、2次系のインターロックが変更されていることから、原子炉スクラム及び外部電源喪失による冷却系全体のインターロック動作の確認試験を実施した。燃料取扱系では、操作の自動化を図った燃料取扱設備の機能をMK-III炉心構成のための燃料取扱前に確認した。試験結果はいずれも判定基準を満足しており、MK-III炉心における冷却系インターロック動作及び燃料取扱系の動作が正常であることが確認できた。

報告書

「常陽」制御棒操作自動化システムの開発; オフラインシステムMK-III適用性評価

寺門 嗣夫; 星野 勝明; 鈴木 伸也; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘

JNC-TN9410 2004-008, 55 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2004-008.pdf:1.82MB

高速実験炉「常陽」では、原子炉の起動から停止までの全ての運転領域にわたる原子炉出力の自動制御化を実現し、より一層の運転信頼性を図ることを目的として、ファジィ推論による制御棒操作自動化システムの開発を進めている。制御棒操作自動化システムを実機に据付ける前段階として、MK-Ⅱ原子炉運転時に開発した「制御棒操作自動化オフラインシステム」についてMK‐Ⅲ性能試験中に操作ガイド機能の基礎データを採取し、その適用性を検討した。評価結果は以下の通りである。(1) 制御棒操作量表示機能のうち臨界近接モードは、MK-Ⅲにて臨界点が2$$times$$104cpsに変更となったことから、規定ファジィ制御部の構造を一部変更する必要がある。(2) その他の制御モード(核加熱、系統昇温、出力上昇、出力下降)については、出力変化率、系統温度変化率がMK-Ⅱと同じであることから、MK-Ⅲ運転においても良好にガイドを提供できる。(3) 機器運転ガイド機能については、MK-Ⅲ原子炉運転マニュアルを反映したソフトウェアの変更が必要である。 (4) オフラインシステムのハードウェア機能を維持するため、当該システムの更新が必要である。

報告書

「常陽」運転管理支援システムの更新

大川 敏克; 会田 剛; 村上 隆典; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘

JNC-TN9410 2004-006, 36 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2004-006.pdf:1.2MB

高速実験炉「常陽」では、プラントの安定かつ安全な運転と将来のFBRプラントの運転信頼性の向上に寄与することを目的として、プラント全体の運転管理業務を支援する運転管理支援システム(JOYOPlant Operation Management Expert Tool:以下JOYPET) を開発している。旧システムは昭和63年より設計・製作を開始し、平成3年から平成14年度まで運用されていたが、ハードウェアの代替機種及び交換部品の入手が困難になったことから、平成14年度に新システムの設計・製作を行い平成15年度より運用を開始した。新システムの旧システムとの違いは、ホスト計算機と端末計算機のみの運用・処理から、所内LAN(ローカルエリアネットワーク)を利用したweb方式とし、各担当者から原子炉の運転管理に必要な書類の一元管理を可能とし、各部署の担当者が直接作成・閲覧できるようにしたところである。本報告書では、本新システムの設計・製作を行い、システムの内容及びその運用実績について報告するものである。

論文

FNCA Safety Culture ProjectSafety Culture Information for Member Country Research Reactor -Report of Experimental Fast Reactor "JOYO"-

久保 稔; 伊東 秀明*; 大戸 敏弘; 鈴木 惣十

FNCA 原子力安全文化ワークショップ, 0 Pages, 2004/00

2004年2月に、韓国の大田(テジョン)においてForum of Nuclear Cooperation in Asia(FNCA)の原子力安全文化ワークショップが開催される予定である。この会議に、「常陽」に関する原子力安全文化の観点からのセルフアセスメントレポートを提出する。

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