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論文

「常陽」高経年化に対応した保守管理

須藤 正義; 市毛 聡; 礒崎 和則

UTNL-R-0459, p.5_1 - 5_9, 2007/03

高速実験炉「常陽」は、昭和52年(1977年)4月に初臨界を達成して以来、これまで約30年間順調に運転してきた。「常陽」が今後も順調な運転を継続していくためには、高経年化対策を的確に実施していく必要があり、法令に基づき高経年化に対する評価を実施するとともに、保全計画を策定した。平成16年(2004年)11月26日から平成18年(2006年)5月15日の期間に行われた第14回施設定期検査では、この保全計画にしたがって、保全活動を実施した。本稿では、同保全活動の実施状況について、事例を交えて報告する。

報告書

高速実験炉「常陽」の定期的な評価; 高経年化に関する評価

礒崎 和則; 小川 徹; 西野 一成; 皆藤 泰昭; 市毛 聡; 住野 公造; 須藤 正義; 川原 啓孝; 鈴木 寿章; 高松 操; et al.

JNC-TN9440 2005-003, 708 Pages, 2005/05

JNC-TN9440-2005-003.pdf:31.46MB

高速実験炉「常陽」では、定期的な評価(高経年化に関する評価)として、「経年変化に関する技術的評価」及び「長期保全計画の策定」について、平成17年4月までに実施した。(1)経年変化に関する技術的評価 「常陽」における経年変化事象として、(1)放射線劣化、(2)腐食、(3)磨耗、侵食、(4)熱時効、(5)クリープ、疲労、(6)応力腐食割れ、(7)絶縁劣化、(8)一般劣化を抽出し、当該項目に係る技術的評価を実施した。その結果、定期的な監視もしくは更新を実施することで、安全機能上問題となるような経年変化がないことを確認した。(2)長期保全計画の策定 経年変化に関する技術的評価の結果に基づき、平成17年度$$sim$$平成26年度までの長期保全計画を策定した。 今後、高速実験炉「常陽」の設置者長期自主検査計画書における施設定期検査計画に加え、長期保全計画に基づく点検・更新等を実施していくことで、機器・構築物の健全性を確保し、その機能喪失を未然に防止することができると評価した。

論文

Design and renovation of heat transport system in the experimental fast reactor JOYO

住野 公造; 芦田 貴志; 川原 啓孝; 市毛 聡; 礒崎 和則; 仲井 悟

2004 ANS International Topical Meeting on Operatin, p.204 - 216, 2004/11

高速実験炉「常陽」で進めているMK-III計画では、熱応力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。冷却系除熱能力を高めるため主中間熱交換器(IHX)及び主冷却器(DHX)の交換を行うとともに、冷却系の出入口ナトリウム温度差の増大に伴う原子炉緊急停止時の熱過渡応力を緩和するため流量制限系及び安全保護系の改良を行った。改造工事は、冷却系への不純物混入防止対策、被ばく線量の低減化及び新旧配管溶接部の健全性等に関して様々な対策を講じて実施した。これらの対策により、改造工事は大きなトラブルなく1年間で完了した。改造工事完了後に実施した単体及び総合機能試験を通して、改造部分が所期の性能を有していること及び改造工事で実施した対策の有効性を確認した。

報告書

「常陽」MK-III総合機能試験; 主冷却機関係

川原 啓孝; 礒崎 和則; 石井 貴之; 市毛 聡; 野瀬 正一; 坂場 秀男; 仲井 悟

JNC-TN9410 2004-016, 106 Pages, 2004/06

JNC-TN9410-2004-016.pdf:8.47MB

主冷却機に関係する総合機能試験は、2001年8月27日から2001年9月13日の間で実施した。主たる試験結果は、以下のとおりである。(1)主送風機の空気風量は、インレットベーン開度50%で設計定格風量 7,700 m3/min以上、インレットベーン全開で設計定格風量の約130%であった。これは、空気流路の圧力損失が設計値に対して小さかったためである。(2)出入ロダンパ全開、インレットベーン全開状態での主送風機の空気風量は、設計定格風量の約 5%であった。(3)主送風機停止時の特性として、インレットベーン全閉までの時間は4基平均で 7.9sec、主送風機回転数が0になるまでの時間は4基平均で 8.7secであった。また、風量遅れ時間は、4基とも回転数の低下から約 1secであり、設計時における熱過渡解析で用いた 5secに対して保守側であった。 (4)主送風機運転中における騒音は、インレットベーン開度25%が最も大きく、主送風機周りで約100dBであった。なお、周辺監視区域境界では、50dBであり、茨城県の条例基準(工業地域第4種区域)を満足していることを確認した。 (5)MK-IIIでは、インレットベーン及び入ロダンパドライブユニットは大型となったが、アキュームレータタンクは、圧縮空気喪失事象が発生した場合でも設計容量以上であることを確認した。

論文

Replacement of Secondary Heat Transport System Components In the Experimental Fast Reactor JOYO

川原 啓孝; 川原 啓孝; 市毛 聡; 礒崎 和則; 仲井 悟

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 0 Pages, 2004/00

高速実験炉「常陽」で進めているMK-III計画では、熱出力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。冷却系除熱能力を高めるための冷却系改造工事で、IHX、主冷却器(DHX)の交換と制御系の改造を行った。ナトリウム系への不純物混入防止のため、シールバッグの使用、系統内カバーガス中の窒素濃度管理、カバーガス低圧力制御を行った。ナトリウム中で長期間使用したフェライト系低合金鋼の健全性、新旧配管溶接部の健全性を材料試験により確認した。

報告書

「常陽」MK-III冷却系改造工事; 2次冷却系撤去機器の解体・ナトリウム洗浄作業

石井 貴之; 礒崎 和則; 芦田 貴志; 皆川 暁; 寺門 嗣夫; 野上 浩*; 加倉井 克洋*; 植田 宗嗣*; 川原 啓孝; 市毛 聡; et al.

JNC-TN9410 2002-013, 86 Pages, 2002/11

JNC-TN9410-2002-013.pdf:68.29MB

高速実験炉「常陽」では、照射能力の高度化に向けたプロジェクト(MK-III)を進めている。MK-III計画は、炉心の高速中性子束を高める、照射技術を向上させることを目的としているが、炉心の中性子束を高めることで熱出力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。MK-III冷却系改造工事は、その除熱能力を高めるため、原子炉冷却系機器のうち、主中間熱交換器及び主冷却機をはじめとした原子炉冷却機器を交換する工事である。このうち、1次冷却系では主中間熱交換器を既設の50MWt/基から70MWt/基、2次冷却系では主冷却器を既設の25MWt/基から35MWt/基に交換した。これらの工事は、平成12年10月30日から平成13年9月21日の間に実施し、無事工事を終了することができた。 本報告書は、これらの工事で撤去された機器のうち、非放射性ナトリウムの付着した主冷却器、主冷却器接続配管主中間熱交換器2次側接続配管をはじめとしたナトリウム機器の解体・洗浄及び主送風機等をはじめとした非ナトリウム機器の解体に係る方法、結果及び安全対策等についてまとめたものである。 2次冷却系撤去機器の解体・ナトリウム洗浄作業は、ほぼ計画通りの方法にて安全、かつ、効率的に作業を行うことができ、処理したナトリウム量は、約13.5kgであった。

報告書

「常陽」MK-III冷却系改造工事-工事管理とプラント管理-

礒崎 和則; 市毛 聡; 大嶋 淳; 川原 啓孝; 芦田 貴志; 齊藤 隆一; 住野 公造

JNC-TN9410 2002-007, 142 Pages, 2002/07

JNC-TN9410-2002-007.pdf:10.92MB

高速実験炉「常陽」では、照射能力の高度化に向けたプロジェクト(MK-III)を進めている。MK-III計画では、炉心の高速中性子束を高めることで熱出力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。冷却系除熱能力を高めるためのMK-III冷却系改造工事実施内容は、主中間熱交換器(IHX)の交換、主冷却器(DHX) の交換、IHX及びDHX接続配管の交換、1次及び2次主循環ポンプモーターの交換である。既存プラントにおける限られたスペースでの大型ナトリウム機器の交換、原子炉に燃料を装荷並びにナトリウムを充填した状態での工事、 1次冷却系では高放射線線量率環境での放射化されたナトリウム取扱作業等、世界でもほとんど経験のないものであった。このため、従来の「常陽」における運転・保守に関する知見、関連するナトリウム取扱技術に関する研究開発成果、先行して実施されたナトリウムを用いた研究開発施設における経験等を参考にしつつ、工事体制、実施方法、安全管理事項を定め工事に着手した。MK-III冷却系改造工事にてその有効性を確認した手法を下記に示す。1)要素モデル及びフルモックアップによる最適作業要領の選定及び作業員に対する訓練による作業時間の短縮化と高線量率域での作業の低減、仮設遮へい体の使用による作業場所の雰囲気線量率の低減による被ばく線量の低減、また、シールバック使用による汚染拡大防止。2)ナトリウムバウンダリを開放する作業におけるシールバックの使用とシールバック内の酸素濃度管理、系統内カバーガス中の窒素濃度管理、極低圧でのカバーガス圧力制御による系統への酸素混入量の抑制。3)系統内への切粉混入防止のためのバイトによる切削及びシールバック内でのローラーカッターによる押切り、系統内への治工具落下防止策による異物混入の防止。4)機械的Na掻き出しとアルコール水によるNaの除去によるNa残留量の低減化。5)構造解析による配管切断時のコールドスプリングの解放評価、仮設サポートによる配管切断後の既設配管移動防止、材料試験による数十年使用した旧配管と新配管溶接部の構造健全性の確認によ工事時の健全性確保。6)配管溶接時におけるバックシールガスに用いる系統内カバーガスの低圧化、残留Naの除去とNa残存部の温度関しによる作業安全性の向上。これらの手法により、冷却系改造工事は平成12年10月30日に開

報告書

光ファイバを用いた高速炉プラントの温度分布測定方法の評価

市毛 聡; 木村 敦*; 中澤 正治*

JNC-TY9400 2000-001, 64 Pages, 1999/12

JNC-TY9400-2000-001.pdf:3.92MB

光ファイバセンサは、使用する光ファイバが、軽量で、絶縁性、電磁ノイズの無誘導性、伝播光の広帯域性、信号伝送の低損失性などの多くの優れた特徴を有しており、これらの光ファイバセンサを原子力プラントに適用することは、プラントの状態監視・異常検知の観点から、安全性・信頼性の向上に大きく貢献できるものと期待される。一方で、光ファイバを放射線環境下で使用した場合、原材料のガラスにカラーセンタが形成されることにより、光ファイバの組成、温度、線量当量率、照射線量、伝播光の波長などに依存する複雑な伝送損失増加現象が生じるという欠点もある。この伝送損失の増加が原因で、光ファイバセンサで得られる測定結果には誤差が生じることから、原子力プラントなどの放射線環境下に光ファイバセンサを適用するためには、光ファイバに発生する放射線誘起伝送損失の評価を行い、それにより発生する測定結果の誤差を補正する方法を確立する必要がある。ここでは、光ファイバ温度センサ(Raman Distributed Temperature Sensor:以下RDTS)の高速炉プラントヘの適用性を評価することとし、高速実験炉「常陽」を用いて、放射線環境下で光ファイバに生じる伝送損失の評価と、二種類の誤差の補正法(ループ型補正法、伝送損失一定の仮定を用いる補正法)の検討を行った。試験の結果、光ファイバの放射線誘起伝送損失の増加現象により、測定される温度分布にずれが生じ、積算照射線量8$$times$$10の3乗[C/kg](3$$times$$10の7乗[R])に及ぶ連続測定のなかで、この温度のずれは一定となる傾向をしめした。この温度のずれは上記補正法を用いることにより除去され、フッ素ドープ光ファイバを用いた結果では、両補正法共に1$$sim$$2度の精度で被測定箇所の温度が再現でき、両補正法の有効性を確認することがでた。以上のことから、高速炉等の放射線環境下にあってもRDTSは十分に適用可能であることが確認された。

報告書

高速炉プラントへの光ファイバ温度計適用試験

住野 公造; 市毛 聡; 深見 明宏*; 前田 幸基; 鈴木 惣十

PNC-TN9430 98-008, 40 Pages, 1998/09

PNC-TN9430-98-008.pdf:1.75MB

光ファイバ温度計(ラマン散乱型温度分布センサー)は、光ファイバに入射したレーザー光の後方散乱光のうち、2つのラマン散乱光の強度比が散乱点の温度に依存する性質を利用したもので、長距離に亘る温度分布を迅速かつ簡便に精度よく測定することができるシステムである。本技術の高速炉プラントの1次系機器・配管への適用性を評価するために、高速実験炉「常陽」1次主冷却系配管の外管の外装板表面に約100mの光ファイバを50mmピッチで螺旋状に巻き付け、100MW第30$$sim$$32サイクルの定格運転3サイクルに亘り温度分布測定試験を実施した。また、この試験で見られた周期性を持った温度分布の原因を検討するため、主に施工状況による温度測定への影響に着目し、2次主冷却系配管を用いた補助試験を実施した。この結果、以下の成果を得た。(1)高速炉実機の放射線環境下における最大積算照射線量3$$times$$10の7乗Rまでの光ファイバ温度計の使用実績を得るとともにその間の温度データを取得した。(2)$$gamma$$線照射による伝送損失が積算照射線量に対し一定となる特性を有する等、放射線環境下での光ファイバの特性を明らかにした。(3)複数の校正用熱電対の測定データを用いた伝送損失補正法が適用できることを確認し、光ファイバ温度計により高速炉1次主冷却系配管の外管の外装板表面の温度分布を$$pm$$3$$^{circ}$$Cの精度で測定できることを実証した。(4)光ファイバや保温材の施工条件が、温度測定に与える影響の程度を把握した。

報告書

LEAPコード用ブローダウンコードの改良と検証 -50MWtSGブローダウン試験データとの比較-

糸岡 聡*; 岡部 綾夫*; 藤又 和博*; 市毛 晴夫*

PNC-TJ9124 97-006, 295 Pages, 1997/03

PNC-TJ9124-97-006.pdf:6.03MB

次期大型炉蒸気発生器(SG)伝熱管の合理的設計基準水リーク率(DBL)の選定にあたって、高温ラプチャによる破損伝播の可能性を定量的に評価する必要がある。このためには、SGのブローダウン挙動を適切に評価することが重要となる。また、高温ラプチャの評価にあたっては伝熱管内の水蒸気による冷却効果を適切に評価することが必要であり、水蒸気側の伝熱相関式等の伝熱に関するモデルを適切に選定することが重要である。そこで、軽水炉のLOCA解析で使用されている伝熱相関式の調査を行い、適用可能と考えられる計算モデルを解析コードへ組み込み、解析モデルの高度化を図った。加えて、50MWtSGのブローダウン試験結果を用いて解析コードの検証を行うとともに、最適なモデルの組み合わせを選定した。また、入出力機能の簡易化等の改良を行い、LEAP-BLOWコードの高度化を行った。

報告書

高速炉安全特性研究のための「常陽」炉心支持板変形解析

鈴木 俊宏; 市毛 聡; 鈴木 惣十; 菅谷 和司*

PNC-TN9410 96-269, 24 Pages, 1996/09

PNC-TN9410-96-269.pdf:0.94MB

高速炉の安全特性の内、炉心の基本的特性である反応度係数に影響を及ぼす因子として、炉心構造物の機械的変形による流量特性の変化によるものが想定される。高速実験炉「常陽」は流量一定で運転するため、この影響は殆ど考慮する必要がない。しかし、「常陽」の定格運転時と、停止時の冷却材流体圧力差によって生じる原子炉容器内炉心支持板の変位量を求め、高速炉の反応度係数検討に資することは非常に有効となる。従って、この変位量を求めるため、汎用非線形構造解析コード"FINAS"を用いて変形解析を行った。2次元軸対称モデルによって、炉容器コアサポートと炉内構造物との接合点の変位量を求め、これを境界条件として、炉心支持板を含む炉内構造物の3次元60゜セクタモデルを作成し変位量を求めた。この結果、炉内構造物中の上部炉心支持板は、炉内構造物下部のリブの効果によって炉心中心部の変位が抑制されるものの、炉心中心位置で約0.39mm、第5列で最大変位量の約0.43mmと僅かに上方に変位することが分かった。「常陽」では、流量を変化させる運転方法をとっていないため、定格運転中にこれらの変形を生じることはないが、この変位によって相対的に制御棒が挿入されたと仮定した場合の反応度変化量は、数¢程度(定格運転時、全制御棒が均等挿入されているとした場合)となる。

報告書

プラント動特性解析コード"MIMIR-N2"使用マニュアル -入力データ設定編-

市毛 聡; 古小高 健一*; 鈴木 惣十

PNC-TN9520 96-003, 183 Pages, 1996/04

PNC-TN9520-96-003.pdf:6.32MB

高速実験炉「常陽」では、自然循環時の熱流動挙動の定量的評価を始める安全解析や熱過評価を行うツールとして、プラント動特性解析コードMIMIR-N2"の開発を行っている。これまでに、自然循環時における過渡解析精度の向上、「常陽」のデータをもちいた原型炉「もんじゅ」体系での解析機能の追加等、「常陽」の特性試験で得られた知見や、開発成果に基づいた各種の改良を"MIMIR-N2"での「入力データ設定」に必要な最新情報をマニュアルとしてまとめたものである。

論文

高速実験炉「常陽」における設備保全と機器故障の分析

市毛 聡; 小川 徹; 遠藤 昭

動燃技報, -(77), 48 Pages, 1991/03

高速実験炉「常陽」では,設備機器の重要度,要求される機能および信頼性等に応じて,各種保全方式を使い分けている。その結果,重要度の高い機器の異常,故障の発生率は,非常に低く抑えられている。高速炉に特有なナトリウム機器の信頼性は,軽水炉と同程度またはそれ以上に高いことが「常陽」における10数年の運転・保守経験を通じて確かめられている。各種保全方式や日常の予防保全活動を側面から支援する環境として,各種データベースシステム,オンライン実時間状態監視システムおよび保守支援エキスパートシステムの整備を進めている。これらは日常の保守業務の遂行の場で有効に活用されると共に「常陽」の運転・保守経験を後続炉へ反映するための有効な手段を与えるものであり高速原型炉「もんじゅ」の保守支援システムへの反映も行われている。

論文

Maintenace Experience of the Experimental Fast Reactor JOYO

市毛 聡; 上田 雅司; 圷 正義; 小川 徹; 今井 勝友

American Nuclear Society International Topical Meeting on Safety of Operating Reactor, , 

本報告では、高速炉の保守の特徴と、「常陽」の機器の故障傾向について延べる。 高速炉での保守では、冷却材ナトリウムとその保護のためにカバーガスに着目する必要がある。ナトリウム中の機器部品は、ナトリウムとの共存性に優れ、 基本的に分解点検を行わないメンテナンス・フリーに設計されている。また、機器内部が不活性ガスで満たされていることからも、腐食等の問題が発生しない。「常陽」では、重要機器に対し、時間計画保全と併せて状態監視保全を適用し、異常の早期発見・排除を心がけている。これにより、ナトリウムを内包する冷却材循環ポンプ、電磁ポンプ、弁等の重要機器では,ナトリウム漏洩の重大事象はこれまで経験していない。これらの機器が経験した故障の殆どは、機器本体の補修および交換を必要としないものであり、プラントの運転にも影響を与えていない。

論文

Operation and Maintenance Support System of the Experimental Fast Reactor JOYO

沢田 誠; 田村 政昭; 圷 正義; 市毛 聡

An American Nuclear Society International Topical Meeting "Safety of Operting Reactor", , 

高速実験炉「常陽」は、1977年4月の初臨界以降、現在まで約18時間に渡り順調な運転を行ってきた。「常陽」ではこれ迄に得られた運転保守経験を反映して、プラントの安定運転と運転信頼性の向上を目的とした運転・保守支援システムの開発を進めている。本件発表にて運転支援システムの開発として、多重警報発生時の異常時運転対応の支援を主眼とした異常運転支援システム(JOYCAT)の開発、ファジィ制御理論を適用し原子炉の全運転領域を対象とした制御棒操作自動化システムの開発、並びに膨大なプラント管理書類の処理とプラント工程作成を行う機能を兼ね備えた運転管理システム(JOYPET)の開発した。保守支援システムの開発としては、機器の部品レベルまで堀り下げて規定した保守基準に関するデータベース化、並びに回転機器における振動特性の変化をモニタリングするこのことにより機器の早期異常検出を可能としたMEDUSAの開発報告を行う。

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