高速増殖原型炉もんじゅ 原子炉容器ガードベッセルの設計・製作・据付と総合機能試験報告書

横田 淑生; 山崖 佳昭; 井上 達也; 富樫 義則; 仲村 喬

PNC TN2410 97-020, 543 Pages, 1997/09

本報告書は、原子炉容器ガードベッセルの設計より工場製作を経て、昭和63年6月の現地据付、その後の予熱性能試験の結果に至るまでの記録であり、関係するR&D成果及び設計根拠集を含めて技術集約を行った。原子炉容器ガードベッセルは、万が一、1次主冷却系配管から、冷却材であるナトリウムが漏れ出た場合に、漏出ナトリウムを内包するとともに1次主冷却系ナトリウムの漏出量を抑制し、原子炉容器内の炉心の冷却に必要なナトリウム液位を確保する機能を有している。また、ナトリウム充填前の原子炉容器の予熱を行う予熱保温設備を外壁に有している。本報告書は、主に以下の点に重きをおいて技術集約を行ったものである。(1)設計1)型式、形状、寸法についての考え方2)原子炉容器耐震サポートとしての役割3)漏えい量抑制機構及び溢流処理機構(2)機能を満足させるための製作・据付上の留意点と結果(3)予熱設備の設計(R&Dとその反映)と予熱試験の結果これらを通して、原子炉容器ガードベッセルと原子炉容器との隙間が、機能上要求される漏えいナトリウムの保持、漏えいの抑制およびISI機器の移動のために適正に確保されたこと、原子炉容器の予熱中、周、径方向とも温度分布の制限値以内で所定の時間内に昇温できたきと、原子炉容器および原子炉容器ガードベッセルの下部サポート部の隙間が熱過渡時を含めて耐震上の適正な範囲内で維持できる見通しが得られたことなどが確認できた。

海外出張報告書 : サーマルストライピング/サーマルストラティフィケーションに関する日本専門家会議(米国側発表資料)

青木 忠雄; 仲村 喬*; 笹沼 克己*; 岸 茂*; 小沢 正躬*; 岡田 敬三*

PNC TN960 83-01VOL2, 302 Pages, 1983/02

PNC-TN960-83-01VOL2.pdf:9.75MB

「本技術成果報告書は,登録番号PNCN96083-01VOL.1の報告書の別冊として発行されていますので要旨・目次は記載されていません。要旨・目次は登録番号PNCN96083-01VOL.1を参照して下さい。」

EBR-IIにおけるナトリウム技術 : EBR-II/FFTF運転訓練報告書その2

堀米 利元*; 福原 英夫*; 小沢 健二*; 仲村 喬*

PNC TN960 79-10, 102 Pages, 1979/09

PNC-TN960-79-10.pdf:2.97MB

本報告書は昭和53年秋に3ケ月間,米国のEBR一2において「常陽」の職員4人に対して実施された運転訓練期間中,得られた技術情報のうらナトリウム技術に関して報告するものである。なお,今回の運転訓練は,米国DOE―PNC間におけるプラント経験ワーキンググループの協定に基づき実施されたものである。

原子炉設計基準と運転員の行動基準 : より安全な運転を目指して

森 将臣*; 原 広*; 田村 政昭*; 仲村 喬*; 谷山 洋*

PNC TN951 78-04, , 1978/04

PNC-TN951-78-04.pdf:2.24MB

本資料は、米国規格協会(ANSI)および米国原子力学会(ANS)が作成中の"Criteria for Safety-related Operator Actions"を翻訳したものである。 従来から原子炉施設の安全解析においては、運転員による手動操作には期待しないのが建前になっているが、本基準は原子炉施設内に常駐し、施設に最も精通している運転員の操作について改めて注目し、各プラントについて安全上の操作を時間試験を通じて分類し、それぞれの区分に応じて運転員の操作に期待しようとするものである。逆の見方からすれば、設計者は本基準を満足する場合は、運転員の操作を設計上期待してもよいとしている。 今後は本基準の思想を十分に理解し、「常陽」プラントの事故のケースについて検討を加えていく必要がある。 翻訳にあたって、design base evevt を「設計基準イベント」としたのは、「設計基準事故」と訳すとdesign base accident(DBA)と間違うこと、またrequired operator action を「必要とされる運転員の操作」としたのは、requiredが各プラントによって異なると考えられ、プラント安全上から必要とされるという意味を持つものと判断したことによる。