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鈴木 正昭*; 伊藤 真理*; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
2020 9th International Congress on Advanced Applied Informatics (IIAI-AAI 2020), p.797 - 801, 2021/07
To realize the reasonable and effective maintenance of nuclear power plants, it is essential to optimize the maintenance scheduling management from the viewpoints of both safety and efficiency. As a fundamental study, we propose an inspection-process-scheduling model that minimizes the total number of inspections in a fast reactor. In this study, we formulate the inspection-process-scheduling problem as an integer programming problem. Computing the inspection-process schedules for a simplified fast reactor plant model, we verified that the proposed model can provide the optimal schedule automatically.
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Mo production西方 香緒里; 木村 明博; 土谷 邦彦; 鈴木 邦彦*; 秋山 博明*; 長倉 正昭*; 河内 幸正*; 棚瀬 正和*
Proceedings of 5th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-5) (Internet), 9 Pages, 2012/10
テクネチウム-99m(
Tc)は、がん,心筋梗塞,脳卒中をはじめとする疾病の画像診断に欠かせない放射性診断薬である。TcはMoの
-崩壊により生成される。親核種である放射性モリブデン(Mo)は原料の
Moに中性子を原子炉内で中性子照射することにより製造される。Mo収率増加・効率的生産の理由から高密度のMoOペレットを照射ターゲットとして使用する必要がある。本研究では、高密度MoOペレットを製造するためのひとつの手段であるプラズマ活性化焼結(PAS: Plasma Activated Sintering)法をとりあげ、(1)高密度MoOペレットの試作、(2)好適な焼結条件検出のための特性評価、(3)溶解工程での不溶解性残渣を少なくするための酸化技術の開発、(4)製造した高密度MoOペレットのNaOH溶液への溶解特性試験を行った。
山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 神山 健司; 近藤 悟; 守田 幸路*; Fischer, E. A.; Brear, D. J.; 白川 典幸*; 曹 学武; et al.
JNC TN9400 2003-071, 340 Pages, 2003/08
JNC-TN9400-2003-071.pdf:1.54MB
核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉の仮想的な炉心損傷事故を評価するために新たな安全解析コードSIMMER-IIIの開発を進めてきた。SIMMER-IIIは、2次元,3速度場,多相多成分,オイラー座標系の流体力学モデルを中核として、物質配位及びエネルギー状態に対応した空間依存の核計算モデルを有機的に結合したコードである。現在までに、本コード開発プロジェクトの当初に計画していた全てのモデル開発を終了したことになり、いよいよ実機の安全解析や複雑な多相流解析に本格的に適用できる段階に達した。また、コード開発と併行して、体系的なモデル検証研究を欧州研究機関と共同で進めており、その結果、モデルの高度化により従来のSIMMER-IIコードで問題とされた適用限界の多くが解消できるとの見通しを得つつある。本報告書では、SIMMER-III Version 3.Aの詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル,数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。今後さらにモデル改良を行うことが望まれる分野についてもとりまとめた。新たに完成したSIMMER-III Version 3.Aにより、高速炉の安全解析における信頼性と適用範囲が飛躍的に向上できるものと期待されている。
鈴木 正昭*; 関口 秀俊*; 赤塚 洋*; 後藤 孝宣*; 大杉 武史*; 小林 洋昭; 中澤 修
JNC TY8400 2002-016, 158 Pages, 2002/03
JNC-TY8400-2002-016.pdf:15.93MB
酸素プラズマによる塩廃棄物を直接ガラス固化するプロセスを提案し、その可能性を調べることを目的に実験を行った。新しく作成した実験装置は電気炉部分とプラズマ生成部分からなる。ルツボ中で塩化物とガラスの混合物を電気炉で溶融後、そのまま酸素プラズマが照射される。光学的測定では、我々の開発したマイクロ波放電装置による大気圧酸素プラズマの特性が測定され、電子密度は10/
-3程度と極めて低いが、酸素原子密度は10/
18cm/-3と極めて高く、酸素原子ラジカル源として優れていることがわかった。固化体製造・評価実験においては、金属元素がガラス内に固化できることを確認し、酸素プラズマの照射による影響、すなわち多量の酸素溶解が何らかの作用で塩素の減少、ガラス中の金属元素の閉じこめに影響をもたらすことがわかった。また、酸素分子が物理的に溶解・拡散するモデルにより溶解量を推算し、溶融ガラスへの多量な酸素の溶解は酸素分子の物理的な溶解および拡散のモデルでは説明できず、プラズマ中の酸素が酸素ラジカルの形態で溶融ガラスへ溶解したためであると結論した。本研究により、塩廃棄物の直接ガラス固化プロセスについての基礎データが得られ、工学規模での実証に対する課題が抽出されるなど、プロセス評価上重要な知見が得られた。
鈴木 利明*; 田村 正昭*; 鈴木 幸男*; 坂井 茂*
PNC TN941 79-114, 38 Pages, 1979/07
50MW出力上昇試験における運転データより出力50MWにおける格納容器床下熱負荷(床下に設置されている配管,機器等からの放熱)の評価を行った結果,出力50MWにおいてほぼ設計熱負荷1100MWにおいて約4.1
105kcal/h)に達していることが明らかになった。本報告書は前述の結果に基づき床下雰囲気冷却機能増進の可能性を探るために実施した床下空調器および冷凍機の2台運転試験の結果をもとに出力75MWおよび100MWにおける床下熱負荷ならびに禾下空調器の性能等について述べたものである。75MWおよび100MWにおける床下熱負荷、定格熱負荷に対し75MWにおいては約6%,100MWにおいては約15%の増加が予測される。床下冷却機能増進の可能性、床下空調器の2台運転を行った場合1台運転と比べて床下の平均温度を低く保つことが可能である。但し冷凍機および冷媒ポンプの2台運転が必要となる。床下空調器の性能、空調器の熱貫流率はほぼ設計値を満足しているが空調器出口窒素ガス温度が設計値を約3
程上回っている。これはフレオンガス配管の圧力損失が大きく空調器フィンチューブにおけるフレオンの蒸発温度が設計値の4を満足出来ないことが主な原因であると考えられる。
鈴木 正昭*; 伊藤 真理*; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
no journal, ,
To achieve the reasonable and effective maintenance of nuclear power plants, it is essential to optimize the aging management from the viewpoints of both safety and efficiency. We propose an inspection-process-scheduling model that minimizes the number of inspection activities in a fast reactor. In this study, we formulate the inspection-process-scheduling problem as mixed integer programming and 0-1 integer programming problem.
伊藤 真理*; 鈴木 正昭*; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
no journal, ,
To realize the rational preventive maintenance of nuclear power plants, it is essential to manage the inspection processes for the long term from the viewpoints of both safety and economy. However, it is difficult to manually create a long-term maintenance schedule because of the many components and processes involved. Herein, we propose a long-term maintenance scheduling model for a sodium-cooled fast reactor plant. The long-term maintenance scheduling problem is divided into two segments: (a) determining the monthly inspection targets in a 10-year scheduling period and (b) determining the daily inspection process in a 1-month scheduling period. For these integer programming problems, we first solve the inspection component scheduling problem in order to minimize the total number of inspections while ensuring safety; then, we solve the inspection process scheduling problem that considers the precedence and resource constraints among the processes.
鈴木 正昭*; 伊藤 真理*; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
no journal, ,
To realize the reasonable and effective maintenance of nuclear power plants, it is essential to optimize the aging management from the viewpoints of both safety and efficiency. However, maintenance scheduling is currently manually handled, which is a time-consuming process because of the large number of components and constraints that must be taken into account when creating a schedule. Our final objective is to develop and implement an automatic scheduling system using the mathematical technique of Operations Research for addressing the inspection-process-scheduling problem in a fast reactor plant. As a fundamental study, we proposed an inspection-process-scheduling model that minimizes the total number of inspections in a fast reactor while ensuring the reliability of the safety-critical functions. Computing the inspection-process schedules for a simplified fast reactor plant model, we managed to verify that the proposed model can provide the optimal schedule. The proposed model can make it possible to quantitatively evaluate the trade-off between the reliability of the safety-critical functions and the maintenance cost.
鈴木 正昭*; 伊藤 真理*; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
no journal, ,
To realize the reasonable and effective maintenance of nuclear power plants, it is essential to optimize the aging management from the viewpoints of both safety and efficiency. However, maintenance scheduling is currently manually handled, which is a time-consuming process because of the large number of components and constraints that must be taken into account when creating a schedule. Besides, there is plenty of room for improvement in the schedules because most of the maintenance requirements are manually checked. Furthermore, to develop next-generation power plants with excellent operability, it is necessary to make it possible to evaluate operability and maintainability in advance at the design stage. Our final objective is to develop and implement an automatic scheduling system using the mathematical technique of Operations Research for addressing the inspection-process-scheduling problem in a sodium-cooled fast reactor plant.
鈴木 正昭*; 伊藤 真理*; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
no journal, ,
保全計画は現在、手動で処理されているが、計画作成時に考慮する必要のある機器と制約が多いので、時間がかかる。また、運用性に優れた次世代プラント開発には、設計段階で事前に運用性や保守性を評価できるようにする必要がある。そこで、オペレーションズリサーチの数学的手法を用いて、ナトリウム冷却高速炉プラントの検査計画の問題に対処するための自動スケジューリングシステムを開発および実装することを目的として、計算コストを削減するために2段階で最適化を実行するモデルを構築した。
伊藤 真理*; 鈴木 正昭*; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
no journal, ,
原子力プラントの合理的で効果的な保全を実現するためには、安全性と効率性の両観点から経年化管理を最適化することが不可欠である。しかしながら現在、保全スケジューリングは人の手により行われており、機器数が膨大であることに加えて各点検項目に応じた制約条件を満たさなければならないなど複雑であることから、多大な時間を要するプロセスとなっている。加えて、人手によるものであることから、合理化の余地を多分に残しているものと考えられる。本研究では、ナトリウム冷却高速炉を対象とし、従来は手作業で行われているプラント点検工程の組み立てプロセスを数理的手法により自動で行い最適化するシステムを報告する。
鈴木 正昭*; 伊藤 真理*; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
no journal, ,
次世代高速炉の安全性と経済性を両立した円滑な運用を実現するには、保全を考慮した設計の実施が重要となる。現状では建設前の段階で繰り返し運用性を評価して保全上の課題となる設計を抽出する技術はなく、ボトルネックとなっている。本講演では進化計算により種々の制約を満足する点検工程を自動構築する手法について述べる。
橋立 竜太; 矢田 浩基; 高屋 茂; 伊藤 真理*; 鈴木 正昭*
no journal, ,
安全性及び経済性に優れた次世代炉を開発するためには、設計段階からプラント稼働率・発電コストに直結する点検工程を評価し、課題となる設計がある場合対策を行い、合理的に保全が行える設計に改善する必要がある。そこで、整数計画法を用いた点検工程自動的作成手法の開発を進めている。本報では、点検工程自動作成手法の開発状況を報告する。
鈴木 正昭*; 伊藤 真理*; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
no journal, ,
次世代高速炉の安全性と経済性を両立した円滑な運用を実現するには、保全を考慮した設計の実施が重要となる。現状では建設前の段階で繰り返し運用性を評価して保全上の課題となる設計を抽出する技術はなく、ボトルネックとなっている。本研究では、群知能技術を用い、ナトリウム冷却高速炉における様々な制約条件を満たす点検工程を学習・解析する。
西方 香緒里; 木村 明博; 石田 卓也; 土谷 邦彦; 北岸 茂
秋山 博明*; 長倉 正昭*; 鈴木 邦彦*
【課題】溶解時に不溶解性残渣が少ない、高密度MoO3ペレットの製造工程を確立することにより、放射性診断薬である99mTcの抽出に適する放射性モリブデン溶液を作製する方法を提供すること。 【解決手段】この方法は、MoO3粉末を準備する工程と、前記MoO3粉末を加熱されたダイに充填し、大気中で焼結処理し、MoO3ペレットを作製する工程と、前記MoO3ペレットを酸化処理する工程と、酸化処理された前記MoO3ペレットに中性子を照射し、照射済MoO3ペレットを作製する工程と、前記照射済MoO3ペレットを溶解し、放射性モリブデン溶液を得る工程を有する。
