検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 6 件中 1件目~6件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

原子力船「むつ」の運転データ

中沢 利雄; 綿引 正行*; 高橋 博樹; 京谷 正彦

JAERI-Data/Code 99-010, 61 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-010.pdf:4.39MB

これまで原子力船「むつ」の実験データの保管・管理については、原子力船データベースを中心に整備を進めてきた。原子力船データベースは、出力上昇試験、実験航海等で実施した試験及び実験時のデータをデータベース化したものであるが、原子力船の運航全体を通じて試験及び実験時以外の船及び原子炉の運転記録等が磁気テープに収録された。これらのデータは「むつ」研究開発の貴重なデータであるが、膨大であり、これまでデータベースに登録されず利用が不便であった。そのため、これらのデータを収録密度の高いディジタルオーディオテープに格納するとともにテキスト形式に変換するプログラムとデータリストを作成した。これにより、これらのデータは、データベースで容易に利用できるとともに市販のパソコン等のソフトウェアでの利用も容易になった。なお、データの保管スペースの減容化も図られた。

報告書

原子力船の高度自動化運転システムの開発,1; 通常時の全自動化運転システムの開発

中沢 利雄; 藪内 典明; 高橋 博樹; 島崎 潤也

JAERI-Tech 99-008, 45 Pages, 1999/02

JAERI-Tech-99-008.pdf:1.84MB

実用原子力船においては、経済性向上の面から運転の省力化を図るとともに、陸上からの運転支援が困難であることから、原子炉運転の完全自動化と異常の予知等の運転支援システムの整備が重要である。本自動化システムの開発は、原子炉起動から出力上昇及び原子炉停止までの一連の通常時の運転操作の完全自動化を目的に、手動操作が主体であった原子力船「むつ」プラントの通常運転をモデルに、「むつ」の運転経験をもとに通常運転時の完全自動化を検討したものである。本報告書は、通常時の全自動化システムについて、開発したシステム構成と原力船エンジニアリング・シミュレータを用いた検証の結果についてまとめたものである。

報告書

原子力船の高度自動運転システムの開発,2; 原子炉スクラム後の完全自動化

藪内 典明; 中沢 利雄; 高橋 博樹; 島崎 潤也; 星 蔦雄

JAERI-Tech 97-057, 54 Pages, 1997/11

JAERI-Tech-97-057.pdf:2.03MB

舶用炉において、原子炉運転操作の自動化範囲の拡大を進めている。原子炉通常運転操作の全自動化に引続き、異常時対応操作の中で、スクラム後の対応操作の自動化を行った。作製した自動化システムは、(1)スクラム関連作動設備の動作確認機能、(2)スクラム後対応操作の自動化、(3)主要パラメータの選定・維持操作の自動化で構成され、スクラムによって引き起こされる過渡変化の早期収束とその後の主要パラメータの選定・維持を図るものである。手動操作の自動化では、運転員の経験に基づく運転員知識を取り込み自動化を行った。その結果原子力船シミュレータでの検証では、原子力船「むつ」のスクラム時データと比較して、原子炉蒸気の早期遮断が可能となり、プラント状態の早期の安定的収束を得ることができた。

報告書

大型船舶用原子炉MRX模型の製作と点検・保守性の検討

笠原 芳幸*; 中沢 利雄; 楠 剛; 高橋 博樹; 頼経 勉

JAERI-Tech 97-048, 62 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-048.pdf:4.52MB

大型船舶用原子炉MRXは、受動的安全系を採用した小型の一体型原子炉である。MRXの設計においては、点検・保守性を考慮して設計を進めたが、設計上の問題(特に機器配置、組立性、分解等)を検討することを目的に、MRXの1/5寸法の模型を製作し、所要の検討を行った結果以下の点が明らかになった。(1)原子炉容器・格納容器、炉内構造物等の製作性については基本的に問題はない。(2)蒸気発生器、非常用崩壊熱除去設備伝熱管等について構造上は基本的に問題はない。しかし、伝熱管支持構造、炉内での固定方法については十分注意する必要がある。(3)原子炉容器、格納容器の配管貫通部、特にフランジ構造部については詳細設計において十分な検討(漏洩対応、取付性、点検性)を行う必要がある。

論文

原子力船「むつ」核計装用コネクタ部の照射試験

工藤 隆弘*; 水島 俊彦; 角田 恒巳; 中沢 利雄

DEI-91-136, p.59 - 68, 1991/12

原子力船「むつ」の核計装用同軸ケーブルの交換時期も検討するため、実装と同仕様のプレハブ型ケーブルを製作し、照射試験を前回行った。その結果、試験に供したプレハブケーブルは、~5$$times$$10$$^{8}$$R程度までの照射線量に耐えることが判った。さらに、今回、追加試験としてコネクタ部の照射試験を行った。その結果、プレハブケーブルの照射による劣化は、ケーブルよりもコネクタ部の寄与が支配的である。これにより、コネクタ部の重要性が確認できた。また、同ケーブルは、前回の照射試験で得られた値と同程度の照射線量まで耐えることが確認できた。

論文

原子力船「むつ」核計装用同軸ケーブルの照射試験

摺木 正二*; 角田 恒巳; 水島 俊彦; 中沢 利雄; 金沢 文一*

EIM-89-124, p.27 - 36, 1989/12

原子力船「むつ」実験航海に向けた各種機器の保守点検の一環として、核計装用同軸ケーブルの交換を実施するにあたり照射試験を実施した。同軸ケーブルは核計装中性子検出器に接続されるもので、予測される被曝線量もかなり高く、そのうえ微少な信号を扱う特殊性がある。この為主として電気的な特性面から評価を行った。その結果、試験に供したプレハブケーブルは、~5$$times$$10$$^{8}$$R程度まで使用に耐えることが判った。

6 件中 1件目~6件目を表示
  • 1