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谷本 健一; 相原 永史; 今井 勝友; 飛田 和則; 根本 昌明; 今堀 真司; 野口 好一
JNC TN9410 99-002, 320 Pages, 1998/11
RI・研究所等解体廃棄物対策に資することを目的に、大洗工学センターにおける原子力施設すべての解体廃棄物量を試算した。解体廃棄物量の試算結果は、以下の通りである。(1)大洗工学センターの原子力施設の解体に伴う、放射性廃棄物の放射能レベル区分発生量は、1GBq/t以上が820トン、1GBq/t未満が18,000トンであり、総量18,820トンとなる。(2)このうち、内装設備等の重量は鉄等が5,820トン、建家構造材としてのコンクリート等は13,000トンである。(3)内装設備等の重量は、仕様書、完成図面、目視等により求めた。(4)各施設のコンクリートは、汚染又は汚染の恐れのある区域の内壁については5cm厚はつり、基本的には汚染はないが汚染の可能性がある箇所は1cm厚はつった。(5)本施設の多くは非固着性の汚染であることから、適切な金属の除染技術とコンクリートのはつり技術とを採用することにより、放射性廃棄物として取り扱うべき解体廃棄物量は減少させることができる。(6)密封線源取り扱い施設は、過去の運転履歴から施設、設備、機器など、放射性物質との接触や汚染履歴が無い。このために、すべて非放射性廃棄物として処理できるものと考える。
針替 仁; 長井 秋則; 坂井 茂; 西野 一成; 今井 勝友
PNC TN9440 97-014, 27 Pages, 1997/08
MK-3以降の「常陽」の長期的な安定運転を確保することを目的として、コンクリート遮蔽体冷却系窒素ガスブロワのインバータ制御化(窒素ガスブロワの回転数を可変することで系統へのブロワ入熱を低下させ、系統温度の低減を図る。)を第11回定期検査期間中に実施した。本報告書は、インバータ制御装置の設計、製作、据付け及び既設設備改造等の窒素ガスブロワのインバータ制御化の実施結果についてとりまとめたものである。
西野 一成; 長井 秋則; 関 尚之; 七字 雄二*; 今井 勝友; 坂井 茂
PNC TN9440 96-021, 51 Pages, 1996/08
高速実験炉「常陽」の核計装設備の出力領域でしようしている中性子検出機器は、炉外の黒鉛遮蔽体外側に設置された中性子照射による消耗劣化が少ないため、設置後約20年間「常陽」の出力領域中性子計装機器として使用してきた。しかし、長期使用による機械的、電気的な経年劣化を考慮し、より一層の信頼性向上及び予防保全の観点から交換する必要性があるため、第11回定期検査期間の平成7年7月1日から8月4日まで約1ヶ月間で交換作業を実施した。出力中性子検出器の交換は「常陽」で初めて経験であったが、事前調査、引抜モックアップ試験を行い実機の交換作業に反映したため、大きな問題もなく無地終了することができた。
井上 設生; 長井 秋則; 坂井 茂; 今井 勝友; 大川 敏克
PNC TN9440 96-009, 102 Pages, 1996/04
高速実験炉「常陽」格納容器雰囲気調整系のフレオン冷媒設備は、CFC-11を冷媒に用いた180
冷凍トンの容量を有する2台のフレオン冷凍機にて格納容器床下で発生した除去している。しかし使用冷媒CFC-11オゾン層を破壊する性質を持っていることから、第4回モントリオール議定書締約国会会(平成4年11月)の採択事項により特定フロンに指定され、1995年に生産中止となった。このため、代替フロンを用いた冷凍機への移行が必要となり系統に適合する代替フロンの選定及び改造方策を検討した。以下に主な検討結果を示す。1代替冷媒として、現冷凍機の能力確保、経済性、成立性を考慮した結果、HFC-134Aが最も適していると判断した。2改造方策については、冷凍機・冷媒ポンプ構造、空調機他の付属設備改造範囲、耐震性等を中心に今後実施していく必要がある。
藤枝 清; 竹内 徹; 高津戸 裕司; 今井 勝友; 小澤 健二; 堀米 利元; 照沼 誠一
PNC TN9410 91-187, 41 Pages, 1991/07
「常陽」の原子炉容器ナトリウム液面計は,安全保護系に組み込まれている3本の誘導式ナトリウム液面計で構成されている。その測定範囲は,1本が長尺型で通常液位に対して+350mm
-1600mm,他の2本は,+ー350mmで,1次主配管の下部レベルまでカバー出来るが,-1600mm以下の原子炉容器内ナトリウム液位を監視する手段がなかった。 このため1次補助冷却系の吐出配管が原子炉容器最下部まで挿入されていることから,1次補助冷却系電磁ポンプの吐出圧力計の指示値を用いて原子炉容器内ナトリウム液位を求めることが出来ると判断し,原子炉容器内ナトリウム液位と1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力の関係を求める試験を実施した。試験の結果(1)1次補助冷却系を用いて燃料集合体上部までの原子炉容器内ナトリウム液位を推定することは,十分可能である。また,原子炉容器内ナトリウムドレン中の試験によって,原子炉容器内ナトリウムが47.5m3/hの速度で低下している過渡時においても,1次補助冷却系を用いて原子炉容器内ナトリウム液位の推定が可能であることを確認した。(2)1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力,ナトリウム循環流量およびナトリウム温度から,原子炉容器内ナトリウム液位を求める近似式を導出した。(3)測定データを基に多重回帰分析を行い,1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力およびナトリウム循環流量から,原子炉容器内ナトリウム液位を推定出来るグラフを作成した。
昭和62年)飯島 稔*; 原 和之*; 鈴木 伸也; 畠中 孝司*; 今井 勝友*; 堀米 利元*; 鈴木 実*
PNC TN9450 88-005, 136 Pages, 1988/05
本報告書は、運転経験のデータベース化を目的とし、「常陽」1、2次系ナトリウム及びアルゴンガスのサンプリング分析結果(昭和50年から昭和62年)をデータ集としてまとめたものである。本期間中における主な分析結果は、以下のとおりである。 (1) ナトリウム中の不純物は、1、2次系共にほぼ管理目標値を満足していた。 (2) 1次系アルゴンガス中の不純物のうち水素及びメタンは、主循環ポンプの点検及び燃料交換作業に伴い管理目標値を越える事があった。その他の不純物は、管理目標値を満足していた。(3) 2次系アルゴンガス中の不純物は、第6回定期検査時の水素を除き、全て管理目標値を満足していた。
畠中 孝司*; 今井 勝友*; 鈴木 伸也; 永井 均*; 飯島 稔*; 原 和之*; 村山 隆典*
PNC TN9410 88-183, 61 Pages, 1988/01
本報告書は従来では手計算で行ってきた炉容器熱変位量の計算をパソコンを利用したプログラムを用いて100MW原子炉出力上昇、下降時の各プラント状態及び床下メンテナンス移行における熱変位量に関するデータをまとめ、検討を行ったものである。検討結果の主要結論は以下のとおりである。(1) 100MW第1第13サイクルまでの原子炉出力上昇及び下降時における炉容器熱変位量は運転制限値である3㎜を越えたことはなかった。 (2) 炉容器熱変位量は原子炉出口温度の変化に追従して推移し、その割合は核加熱時GL-4470㎜が約50%と最も大きくその後出力上昇に伴ってGL-5675㎜、GL-7200㎜と移っていく。また出力下降時についてはその逆となる。(3) 床下メンテナンス移行時の炉容器熱変位量実績値は約6㎜であった。これは炉容器に大きな周方向の温度差が生じるためであると考えられる。(4) 炉容器熱変位量の計算式は温度差の絶対値から求めるものでありプラント状態によっては熱変位量制限値に大きく影響するため方向性等を考慮した合理的な見直しも必要と思われる。
伊吹 正和*; 寺内 誠*; 伊藤 芳雄*; 青野 忠純*; 藤原 昭和*; 今井 勝友*
PNC TN9410 87-174, 128 Pages, 1987/12
常陽の冷却材ナトリウム、カバーガスアルゴン中の不純物及び放射性物質の純度管理を目的としてサンプリングし分析を行った。その結果は以下の通りであった。1. ナトリウム中の不純物は、1次・2次系共に管理目標値を満足していた。2. 1次系カバーガスアルゴン中の不純物のうち水素及びメタンは、主循環ポンプの点検及び燃料交換作業に伴い管理目標値を超える事があったが、その他の不純物は管理目標値を満足していた。特に窒素濃度はMK-1 炉心時に比べ約1/5に減少した。これはMK-1 炉心時の不確定要素による不具合が解消され、燃料交換機器のブローダウンガスにより希釈された為と思われる。3. MK-2移行中にMK-2炉心用制御棒に封入されているヘリウムが炉内装荷時に放出され、その濃度は734(ppm)であった。又、原子炉運転に伴う制御棒と中性子の反応によるヘリウム発生量は、制御棒の引抜量が増加すると減少していった。4. 2次系カバーガスアルゴン中の不純物は全て管理目標値を満足していた。5. 放射性物質で1次系ナトリウムサンプリングコイルに沈着する放射性腐食生成物は、原子炉運転時間が達つにつれ徐々に増加している。又、本コイル交換時の表面線量率は、24Na減衰後約10mR/h以下であった。
今井 勝友*
PNC TN9410 87-204, 108 Pages, 1987/09
本報告書は「常陽」中央制御室を人間工学、マンマシーンインタフェイスの観点から優れたものに改造し、運転信頼性の向上と省力化を図ることを目的として改造を検討した結果についてまとめたものである。最新の軽水炉等の調査及び「常陽」中央制御室に関する原子炉第一課内の改造提案を基にして検討した結果、約50件の改造すべき項目が挙げられた。これらの内訳けは、計器、スイッチの配置等に関するものが約50%、警報及び表示器に関するものが約30%であり、両者で全体の80%にも達しており、これらの問題の多さを示していることが分った。また、これらを盤毎に比較してみると、それぞれ盤単独の問題でなく共通の問題として改善が望まれていることが窺えた。この他、残りの20%は遠隔操作化、インタロック及びJOYDAS機能等に関するものであった。
畠中 孝司*; 藤原 昭和*; 伊東 芳雄*; 永井 均*; 今井 勝友*
PNC TN9410 87-203, 56 Pages, 1987/08
国産唯一のナトリウム冷却型原子炉である高速実験炉「常陽」は昭和52年度に臨界を達成して以来昭和60年までに定期点検を5回経験した。この5回の定期点検では種々の点検及びそれに伴う多くのプラント操作が実施された。定期点検は点検を行うまでのプラント操作及び点検終了後のプラント復旧操作が有りそれぞれ運転実績、経験を基に手順を確立してきた。本報告書は、第4回、第5回定期点検時における格納容器雰囲気調整系の運転実績及びプラント状態について重点的にまとめたものである。主なプラント操作、運転経験は以下の通りである。(1)メンテナンスモード以降操作 (2)N-2モード操作 (3)N-3モード操作及び操作時の床上、床下温度変化 (4)フレオン冷凍機2台停止時の床上、床下温度挙動 (5)コンクリート遮蔽体冷却系停止時のペデスタル部の温度挙動 (6)N-3モード以降時の窒素ガス冷却器の除熱量 (7)定期点検時の床下熱負荷状況
-loaded sodium in-pile loop阪井 英次; 藤野 光平*; 今井 勝友*; 吉田 広; 片桐 政樹; 寺田 博海; 伊藤 浩
IEEE Transactions on Nuclear Science, 25(1), p.266 - 277, 1978/01
被引用回数：1JRR-2に設置してあるナトリウム・インパイル・ループを用いて各種燃料破損検出装置の特性を調べた。燃料は90%濃縮酸化ウランペレット、燃料破損検出器装置としては遅発中性子モニター、プレシピテータ、カバーガス・ガンマ線スペクトロメータ、Si(Li)検出器プレシピテータを使用した。これらの諸装置の構造とともに、遅発中性子モニタの検出効率の測定方法、その計数率から求めた検出感度、FP放出割合;カバーガス中FP移行率、カバーガス中核種濃度のカバーガス流量依存性、コールドトラップ温度依存性、プレシピテータ検出感度などについて記述した。
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。
上田 雅司; 小川 徹; 今井 勝友; 圷 正義
第3回JSME/ASME原子力工学合同国際会議, ,
高速実験炉「常陽」では、プラント機器にトラブルが発生する前にその微候を検出し、異常の原因と進行程度を把握することを目的として、回転機器異常監視システム「MEDUISA」は、オンラインによる振動監視システムであり、各機器の振動状態を自動的・連続的に監視を行う。また、オペレータによる振動の解析作業をサポートする機能を有する「Co-MEDUSA」は可搬型の振動解析器とパソコンの組み合わせによるオンラインの振動監視システムであり、保守員が定期的に現場で振動を計測し、パソコンによる振動データの傾向管理を行う。現在、「MEDUSA」は20機器の監視を行っており、「Co-MEDUSA」は200台以上の回転機器に適用され、プラント運転・保守に活用されている。
上田 雅司; 小川 徹; 今井 勝友; 圷 正義
第3回 JSME/ASME 原子力工学合同国際会議, ,
高速実験炉「常陽」では、プラント機器にトラブルが発生する前にその徴候を検出し、異常の原因と進行程度を把握することを目的として、回転機器異常監視システム「MEDUSA」及び「Co-MEDUSA」を開発運用中である「MEDUSA」は、オンラインによる振動監視システムであり、各機器の振動状態を自動的・連続的に監視を行う。また、オペレータによる振動の解析作業をするサポートする機能を有する。「Co-MEDUSA」は可搬型の振動解析器とパソコンの組み合せによるオフラインの振動監視システムであり、保守員が定期的に現場で振動を計測し、パソコンによる振動データの傾向管理を行う。現在、「MEDUSA」は20機器の監視を行っており、「Co-MEDUSA」は200台以上の回転機器に適用され、プラントの運転保守に活用されている。
