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論文

Design and modification of steam generator safety system of FBR MONJU

松浦 真; 羽鳥 雅一; 池田 真輝典

Nuclear Engineering and Design, 237(12-13), p.1419 - 1428, 2007/07

 被引用回数:13 パーセンタイル:27.24(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却型高速増殖炉の「もんじゅ」において、蒸気発生器の水漏洩事象は重大な安全評価事項の一つである。もんじゅは蒸気発生器内の水漏洩検知として、小規模漏洩に水素計、中規模漏洩にカバーガス圧力計、大規模漏洩にラプチャーディスク開放検知棒を用いる。設計事象として、1本の伝熱管破断が隣接する3本の伝熱管破断へ伝搬するという想定で2次系機器の健全性が評価されている。しかし、最新の評価コードを適用した場合、最も厳しい条件で高温ラプチャー型破断に対する裕度が小さいことがわかった。この改善には事象発生時のナトリウム・水反応時間の短縮が要求され、より早期の水漏洩検知とさらに急速なブローダウンを可能とする必要がある。現在、もんじゅは併せて本改造を実施中であり、蒸気逃し弁の追加,カバーガス圧力計の追加・設定値変更,圧力上昇検出を容易とするためダンプタンクとのガス連通弁の小口径化を実施している。改造後、蒸気発生器の設計裕度は大きく向上する。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」詳細設計におけるナトリウム燃焼解析(研究報告書)

岡部 綾夫; 大貫 康二; 菊池 裕彦; 内橋 昌也; 西林 洋平; 池田 真輝典; 三宅 収

JNC-TN2400 2003-005, 62 Pages, 2004/03

JNC-TN2400-2003-005.pdf:2.41MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」のナトリウム漏えい対策について,詳細設計の妥当性を確認するため,ナトリウム燃焼解析コード ASSCOPS version 2.1 を使用し,2次主冷却系設備におけるナトリウム漏えい時の床ライナへの影響解析(ナトリウム燃焼解析)を実施した。本報告書は,ナトリウム燃焼解析で得られた床ライナ温度及び水素濃度等をまとめたものである。詳細設計構造を反映したナトリウム燃焼解析の結果,大規模及び中規模のナトリウム漏えい時の配管室の床ライナの温度上昇は,低減されることを確認した。また,流出・移送過程において,ナトリウムと水分との反応により生成された水素濃度の最高値は,水素燃焼に関する判断基準の4%未満にとどまることが確認された。貯留後のナトリウムプール中におけるナトリウムと水酸化ナトリウムの反応による水素濃度の最高値についても,同様に,判断基準の4%未満にとどまることが確認された。

報告書

詳細設計段階におけるもんじゅ2次系床ライナのひずみ評価について(研究報告)

芋生 和道; 大貫 康二; 菊池 裕彦; 森下 正樹; 井川 健一*; 西林 洋平; 池田 真輝典

JNC-TN2400 2003-004, 78 Pages, 2004/03

JNC-TN2400-2003-004.pdf:4.74MB

もんじゅの2次系床ライナについて、漏えいナトリウムの燃焼による熱荷重条件に対する床ライナの機械的健全性を、大変形弾塑性クリープ解析及び部分構造模擬試験により評価した。 大変形弾塑性クリープ解析では、床ライナに発生する熱ひずみは床ライナに貫通性の損傷を発生させないためのひずみの目安値を下回ることを確認した。なお、温度上昇率、ライナ板板厚及び腐食減肉の有無による影響評価を行ったが、いずれのパラメータも最大ひずみに与える影響は小さかった。 部分構造模擬試験では、ひずみの目安値よりも過大なひずみを与えた場合でもライナ板に貫通性の損傷は発生しないことを実験的にも確認した。 なお、本報告書は、従来の研究報告書[1]の成果を踏まえて、評価条件を適切に見直す等して、詳細設計評価用にまとめ直したものである。

論文

Design and characteristics of annulus ventilation and HVAC system for prototype FBR MONJU

池田 真輝典

Proceedings of 22nd DOE/NRC Nuclear Air Cleaning Conference, p.791 - 807, 1993/07

高速増殖原型炉もんじゅのアニュラス循環排気装置及び換気空調装置について、設計の特徴と総合機能試験結果について紹介した。アニュラス循環排気装置は事故等においても-6㎜AQの負圧を維持できるよう通常運転時においても約-15㎜AQの負圧を維持し、放射性物質放出量低減のため、よう素除去効率99%以上のチャコールフィルタを備えている。放射性ナトリウムを含む機器が設置される部屋は、漏洩率100%VOL/DAY(圧力100㎜AQ)の気密セル構造となっており、通常運転時空調装置によって窒素雰囲気に保たれる。これら装置の設計仕様は実験及びコンピュータ解析に基づき決められ、その機能及び性能は総合機能試験によって確認されている。

報告書

低温核融合追試実験中間報告書

若林 利男*; 池田 真輝典*; 大谷 暢夫*; 鳥居 建男*; 根本 昌明*; 野村 茂雄*; 小野瀬 庄二*

PNC-TN9410 89-144, 132 Pages, 1989/10

PNC-TN9410-89-144.pdf:3.47MB

フライシュマンとポンズ及びジョーンズの低温核融合実験の追試実験を行うことにより、低温核融合の可能性について評価した。また、今後の課題についての検討した。今回の追試実験は大洗工学センター各部よりそれぞれの分野の専門家が集まり実施した。追試実験における測定項目は、重水の電気分解方式では、中性子、重水電解液中のトリチウム(T)量、パラジウム(Pd)電極中のT量等,重水素ガスを吸蔵させ冷却する方式では中性子である。今回の追試実験結果をまとめると以下のようになる。(1)電気分解方式におけるTの測定結果については、Pd電極中に濃縮又は分離効果以上のTが生成された可能性がある。(70時間電気分解で約10pCi(2$$times$$108個T))(2)電気分解方式における中性子測定結果については、一部バックグランドと優位な差(1.2倍、3$$sigma$$以上)と見とめられる結果が得られたが、その後未だ再現したデータは得られていない。(3)重水素ガス方式における中性子測定結果については、40気圧の場合、冷却停止約40分後、温度上昇時にバックグランドより多い計測が数度得られた。これらの追試実験結果より低温核融合の可能性について、次のような推察ができる。(イ)Tの生成から考えて、フライシュマンとポンズの実験のような大量の発熱生はないにしても低温核融合の可能性はあると思われる。(ロ)T生成量と比べる中性子発生数は非常に少ないため、D(d,p)T反応とD(d,n)He反応の分枝比(p/n)が大幅にかたよっている可能性がある。

論文

運転経験に関する日欧専門家会議

池田 真輝典

動燃技報, , 

None

論文

もんじゅ建設の現状(7)

小幡 立人; 中村 和夫; 吉野 謙一; 池田 真輝典; 横田 淑生; 大熊 信孝

原子力工業, 37(2), 10-13 Pages, 

高速増殖原型もんじゅの据付工事完了に際し,本格着工時から据付工事完了迄の建設工事の内容について纏めた。先に,建設開始に際して,『原子力工業』に発表された『建設の全貌』(vol32,No5 1986)を受けての続きとして現地の実際の工事状況についてしるした全体を8章に分けた各設備単位毎の報文とした。全体は特集記事として一括して記載される。

論文

ISI EGUIPMENT FOR THE PRIMARY HEAT TRANSFER COMPONENTS IN MONJU PLANT

池田 真輝典; 前田 太志; 谷山 定美; 荒 邦章; 大高 雅彦

Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), (3), 1659 Pages, 

高速増殖原型炉もんじゅの1次主冷却系機器のISI(供用期間中検査)について、その概要及び検査装置について紹介する。もんじゅは冷却材にナトリウムを使用し軽水炉とは異なった特徴を有するため、その特徴を考慮したISI方法が採用される。具体的には漏洩監視、肉眼検査、体積検査によってISIを実施する。漏洩監視は原子力炉運転中、SID、DPD2種類の漏洩検出器を用いてナトリウム漏洩の有無を監視する。原子停止中の定検時には、定期的に肉眼検査及び体積検査を実施する。肉眼検査は1次主冷却系室に設置された軌道上を遠隔操作で動くITVカメラを用いて実施する。体積検査はホットレグエルボ部について超音波探傷試験を実施し、無軌道遠隔操作で動く専用の検査装置を用いて検査を行う。

口頭

長期停止プラント(高速増殖原型炉もんじゅ)の設備健全性確認計画

伊藤 和元; 前田 太志; 池田 真輝典

no journal, , 

「もんじゅ」は、ナトリウム漏えい事故により性能にかかわる使用前検査の途中段階(40%出力段階)で試運転を中断し、約10年間停止状態にある。この長期停止状態にある「もんじゅ」を、試運転(性能試験)が開始できるプラント状態にするための、設備の点検,試験,検査の全体計画を策定した。【範囲】対象設備:「もんじゅ」の原子炉及びその附属施設の全設備(ただし、燃料体を除く)。計画の範囲:試運転(性能試験)開始までに実施する点検,改造工事及び機能・性能にかかわる確認試験が本計画の対象範囲。【健全性確認の概要】停止中設備は、点検,部品交換,調整運転等を実施し、機器,設備単体の健全性を確認する。原子炉停止状態での運転中設備は、点検,寿命部品の交換,補修,設備更新を実施し、機器,設備単体の健全性を確認する。改造設備は、工事にかかわる試験,検査及び機能・性能にかかわる試験,検査を実施して機器,設備単体の健全性を確認する。機器,設備単体の健全性を確認した後、系統・プラントレベルの試験を実施し、段階的にプラント全体の健全性を確認する。健全性確認中に発見された機器の故障,設備の不具合は、部品交換,調整等により、健全な状態に復旧する。また、運転再開後のトラブル発生防止のため必要な水平展開を実施する。

口頭

長期停止プラント(高速増殖原型炉もんじゅ)の設備健全性確認計画書

伊藤 和元; 前田 太志; 池田 真輝典

no journal, , 

「もんじゅ」は、ナトリウム漏えい事故により性能にかかわる使用前検査の途中段階(40%出力段階)で試運転を中断し、約10年間停止状態にある。この長期停止状態にある「もんじゅ」を、試運転(性能試験)が開始できるプラント状態にするための、設備の点検,試験,検査の全体計画を、保安規定第3条(品質保証)に基づき定められている「保守管理要領第11条第3項」に基づき健全性確認を行う場合の計画書として策定した。適用範囲:(1)本計画は、長期間停止している「もんじゅ」の設備健全性を確認し、試運転(性能試験)が行えるように設備の点検及び系統の機能・性能を確認する試験(改造工事確認試験及びプラント確認試験)の計画である。(2)ナトリウム漏えい対策等の改造工事の対象となる設備の健全性確認についても本計画書に含めており、「もんじゅ」の原子炉及びその付属施設に該当する全設備を対象としている。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅの新指針に照らした耐震安全性評価,1; 基準地震動の策定と安全上重要な設備の耐震安全性評価の全体概要

小原 隆治; 池田 真輝典; 森下 正樹; 宮崎 真之; 島田 耕史; 森泉 真*

no journal, , 

耐震設計審査指針の改訂を受け「もんじゅ」敷地周辺の活断層調査を実施しその調査結果を踏まえた地震動評価により、基準地震動Ssを従来の466ガル(基準地震動S2)から760ガルに引き上げた。従来の機器・配管の耐震設計手法には大きな保守性が含まれていることから、評価の厳しくなる機器・配管について詳細な解析等を実施し、耐震裕度の確認を行った。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅ敷地内破砕帯等の追加地質調査の概要について

石丸 恒存; 島田 耕史; 丹羽 正和; 安江 健一; 立石 良*; 池田 真輝典; 梅田 浩司

no journal, , 

原子力機構は、平成24年8月29日、旧原子力安全・保安院より、耐震バックチェックの一環として、もんじゅ敷地内破砕帯にかかわる追加調査計画を策定し提出するよう指示を受け、追加調査実施計画書を策定して平成24年9月5日に旧保安院に提出し、平成25年4月30日に追加地質調査の報告書を取りまとめて、原子力規制委員会に提出した。旧保安院からの指示事項は、(1)もんじゅ敷地内の複数の破砕帯の性状を直接確認できる場所において破砕帯内物質の年代特定や上載層の変位・変形の有無等の調査を行うこと、(2)もんじゅ敷地内の複数の破砕帯と敷地近傍で確認されている変動地形(L-2リニアメント)及び活断層(白木-丹生断層)との地質構造上の関連性を明らかにするための調査を行うこと、の大きく2点である。敷地内破砕帯については、剥ぎ取り調査等により、原子炉建物基礎岩盤部で最長のa破砕帯北方延長方向において2条の破砕帯を直接確認した。これまでの調査結果からは、敷地内破砕帯が活動的であることを示す証拠は乏しく、これら破砕帯は隆起以前の深部の熱水環境下で形成された小規模な古い地質構造である可能性が高い。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅ敷地内破砕帯等の追加地質調査の現況について

石丸 恒存; 島田 耕史; 佐々木 亮道; 田中 遊雲; 宮崎 真之; 安江 健一; 丹羽 正和; 末岡 茂; 梅田 浩司; 池田 真輝典

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅにおいては、平成25年9月末に原子力規制委員会より更なる追加調査計画の策定の指示が出されたことを受けて、もんじゅ敷地内破砕帯等の追加調査を継続的に進めている。平成25年10月以降は、敷地内破砕帯の剥ぎ取り範囲を拡充しての追加調査や山地/段丘境界における詳細な地形・地質調査、沿岸海域での海上音波探査等を追加で実施した。剥ぎ取り調査では、2系統($$alpha$$系, $$beta$$系と呼ぶ)の複数の破砕帯の切断関係や変位量を把握し、$$beta$$系よりも$$alpha$$系が相対的に新しい構造であることを確認した。これまでの調査結果からは、平成25年4月末のとりまとめ報告の結果と同様に、敷地内破砕帯が活動的であることを示す証拠は乏しく、これら破砕帯は、花崗岩が削剥により浅部に到達する以前に深部の熱水環境下で形成された小規模な古い地質構造である可能性が高い。

口頭

破砕帯の新旧評価について; 高速増殖原型炉もんじゅ敷地の花崗岩体の事例

島田 耕史; 立石 良*; 石丸 恒存; 佐々木 亮道; 田中 遊雲; 宮崎 真之; 安江 健一; 丹羽 正和; 末岡 茂; 梅田 浩司; et al.

no journal, , 

本発表では、破砕帯とその他の地質体及び破砕帯同士の新旧評価の考え方を整理し、高速増殖原型炉もんじゅ敷地における花崗岩の破砕帯調査をその適用事例として示す。破砕帯の新旧評価には、(1)破砕帯とその他の地質体の関係による新旧評価と(2)破砕帯同士の関係による新旧評価の方法があり、(1)はさらに、(1.1)上載地層による新旧評価と(1.2)岩脈・鉱物脈・粘土脈による新旧評価の方法があると整理される。(1.1)では、基盤岩中の破砕帯を覆う変位変形を受けていない上載地層の年代特定により、破砕帯の活動がその年代よりも古いことが示される。(1.2)では、破砕帯を横切る岩脈・鉱物脈・粘土脈が破砕帯による変位変形を受けていない時、破砕帯の最新活動はこれらの構造形成よりも古いことが示され、これらの構造の年代が与えられれば破砕帯の最新活動年代を評価することができる。(2)では、破砕帯同士の切断関係により、切られた方は切った方よりも古い。共役の関係が変位センスから示唆された場合には同時期の形成が考慮されるが、最終的に切っている方が最新活動によるものであろう。

口頭

Evaluation of double leakage at primary heat transport systems of Monju with passive safety features

吉村 一夫; 池田 真輝典; 江沼 康弘; 相澤 康介

no journal, , 

DECに対する最適評価手法としてもんじゅの受動的安全特性を考慮して1次主冷却系2箇所漏えい評価を行った。原子炉容器液位低下に伴うカバーガス圧力減少により漏えいナトリウム総量が緩和される(負圧効果)。この負圧効果を考慮することにより、1次主冷却系2箇所漏えい時にも崩壊熱除去に必要な原子炉容器液位を保持できる見通しを得た。

口頭

「もんじゅ」の廃止措置段階における安全性について,1; 廃止措置段階における安全性確保の考え方

深野 義隆; 二神 敏; 江沼 康弘; 鈴木 隆之; 中井 良大; 池田 真輝典

no journal, , 

「もんじゅ」は廃止措置段階に移行するが、出力運転以降20年以上の期間を経て炉心の崩壊熱及び放射能は、極めて低いレベルにある。これを踏まえ、本シリーズ発表では、「もんじゅ」の廃止措置段階における安全性評価について報告する。

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