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報告書

高速実験炉「常陽」 MK-III総合機能試験結果報告書; 1次補助冷却系試験

軽部 浩二; 赤城 慎二; 寺野 壽洋; 小貫 修; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘

JNC TN9430 2004-004, 36 Pages, 2004/03

JNC-TN9430-2004-004.pdf:1.03MB

本報告書はMK-III総合機能試験として実施した、1次補助冷却系統設備の試験結果について記すものである。本試験はMK-III炉心における1次補助冷却系循環ポンプの機能及びサイフォンブレーク機能等が満足していることを確認するものであり、以下の3項目から成っている。(1)試験番号:SKS-117/試験内容:流動特性試験(通常起動試験)(2)試験番号:SKS-118-1/試験内容:ポニーモータ1台運転時補助系起動試験 (3)試験番号:SKS-121/試験内容:サイフォンブレーク機能確認試験、試験結果はいずれも判定基準を満足し、MK-III炉心における1次補助冷却系統設備の機能及びサイフォンブレーク機能等が十分であることを確認できた。

報告書

高速実験炉「常陽」MK-III総合機能試験結果報告; 2次主循環ポンプ関係試験

寺門 嗣夫; 森本 誠; 伊澤 修; 石田 公一; 星野 勝明; 鈴木 伸也; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘

JNC TN9430 2004-003, 87 Pages, 2004/03

JNC-TN9430-2004-003.pdf:2.86MB

本報告書は、MK-Ⅲ総合機能試験の一環として実施された2次主循環ポンプ関係の試験結果について取りまとめたものである。2次主循環ポンプ関係試験は、MK-Ⅲ改造工事により主中間熱交換器、主冷却器を交換し、かつ、2次主循環ポンプ電動機、速度制御盤、抵抗器盤を更新したことから、2次主冷却系統全体の特性を把握するために実施した。本試験はMK-Ⅲ改造工事後の2次主循環ポンプ、2次純化系電磁ポンプ、2次アルゴンガス系統設備の機能が満足していることを確認する目的のものであり、以下の6項目を実施した。(1)SKS-205-1: 2次主循環ポンプ特性試験・流量制御試験、(2)SKS-205-2: 2次主循環ポンプ特性試験・フローコーストダウン特性試験、(3)SKS-205-3: 2次主循環ポンプ特性試験・連続運転試験、(4)SKS-205-4: 2次主循環ポンプ特性試験・振動測定試験、(5)SKS-212: 2次純化系電磁ポンプ流量制御試験、(6)SKS-213: 2次アルゴンガス系圧力制御試験。試験結果はいずれも判定基準を満足し、MK-Ⅲ改造工事後における2次主循環ポンプ、2次純化系電磁ポンプ、2次アルゴンガス系統設備がMK-Ⅲ運転に必要な機能を満たしていることを確認した。

報告書

高速実験炉「常陽」MK-III総合機能試験結果報告書 純度測定試験

森本 誠; 須藤 正義; 伊藤 芳雄; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘

JNC TN9430 2004-002, 60 Pages, 2004/03

JNC-TN9430-2004-002.pdf:2.28MB

本報告書はMK-III総合機能試験として実施された冷却材ナトリウム中の純度測定試験の結果について取りまとめたものである。 純度測定試験は、MK-III改造工事に伴い1次冷却及び2次冷却系内に持ち込まれた不純物をコールドトラップで捕獲するとともに、純化前後のプラギング温度から持ち込まれた不純物量を評価することを目的とするものであり、以下の2項目を実施した。試験番号:(1)SKS-122、試験内容:1次純化系 純度測定試験。試験番号:(2)SKS-211、試験内容:2次純化系 純度測定試験。 MK-III改造工事に伴い冷却系内に持ち込まれた不純物をコールドトラップで捕獲することにより総合機能試験中の1次冷却及び2次冷却系のナトリウムは、純度管理目標値以下に純化できた。また、純度測定試験の結果、コールドトラップで捕獲した不純物の酸素量を、1次冷却系が約400 g 、2次冷却系が約1100gと算出した。

報告書

高速実験炉「常陽」MK-III総合機能試験結果報告書; インターロック・動作確認試験

道野 昌信; 鈴木 寿章; 会田 剛; 須藤 正義; 齊藤 隆一; 川原 啓孝; 礒崎 和則; 伊東 秀明; 井上 設生; 青木 裕; et al.

JNC TN9430 2004-001, 103 Pages, 2004/03

JNC-TN9430-2004-001.pdf:4.06MB

本報告書はMK-III改造に伴い実施した総合機能試験のうち、インターロック・動作確認試験として次に示す試験の結果について報告するものである。(1)1次、2次主冷却系インターロック試験(SKS-106、210)、(2)電源喪失試験(SKS-116)、(3)炉内移送、炉外移送自動運転試験(SKS-501、502) 主冷却系では、原子炉スクラム時の1次系、2次系のインターロックが変更されていることから、原子炉スクラム及び外部電源喪失による冷却系全体のインターロック動作の確認試験を実施した。燃料取扱系では、操作の自動化を図った燃料取扱設備の機能をMK-III炉心構成のための燃料取扱前に確認した。試験結果はいずれも判定基準を満足しており、MK-III炉心における冷却系インターロック動作及び燃料取扱系の動作が正常であることが確認できた。

報告書

「常陽」制御棒操作自動化システムの開発; オフラインシステムMK-III適用性評価

寺門 嗣夫; 星野 勝明; 鈴木 伸也; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘

JNC TN9410 2004-008, 55 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2004-008.pdf:1.82MB

高速実験炉「常陽」では、原子炉の起動から停止までの全ての運転領域にわたる原子炉出力の自動制御化を実現し、より一層の運転信頼性を図ることを目的として、ファジィ推論による制御棒操作自動化システムの開発を進めている。制御棒操作自動化システムを実機に据付ける前段階として、MK-Ⅱ原子炉運転時に開発した「制御棒操作自動化オフラインシステム」についてMK‐Ⅲ性能試験中に操作ガイド機能の基礎データを採取し、その適用性を検討した。評価結果は以下の通りである。(1) 制御棒操作量表示機能のうち臨界近接モードは、MK-Ⅲにて臨界点が2$$times$$104cpsに変更となったことから、規定ファジィ制御部の構造を一部変更する必要がある。(2) その他の制御モード(核加熱、系統昇温、出力上昇、出力下降)については、出力変化率、系統温度変化率がMK-Ⅱと同じであることから、MK-Ⅲ運転においても良好にガイドを提供できる。(3) 機器運転ガイド機能については、MK-Ⅲ原子炉運転マニュアルを反映したソフトウェアの変更が必要である。 (4) オフラインシステムのハードウェア機能を維持するため、当該システムの更新が必要である。

報告書

「常陽」運転管理支援システムの更新

大川 敏克; 会田 剛; 村上 隆典; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘

JNC TN9410 2004-006, 36 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2004-006.pdf:1.2MB

高速実験炉「常陽」では、プラントの安定かつ安全な運転と将来のFBRプラントの運転信頼性の向上に寄与することを目的として、プラント全体の運転管理業務を支援する運転管理支援システム(JOYOPlant Operation Management Expert Tool:以下JOYPET) を開発している。旧システムは昭和63年より設計・製作を開始し、平成3年から平成14年度まで運用されていたが、ハードウェアの代替機種及び交換部品の入手が困難になったことから、平成14年度に新システムの設計・製作を行い平成15年度より運用を開始した。新システムの旧システムとの違いは、ホスト計算機と端末計算機のみの運用・処理から、所内LAN(ローカルエリアネットワーク)を利用したweb方式とし、各担当者から原子炉の運転管理に必要な書類の一元管理を可能とし、各部署の担当者が直接作成・閲覧できるようにしたところである。本報告書では、本新システムの設計・製作を行い、システムの内容及びその運用実績について報告するものである。

論文

FNCA Safety Culture ProjectSafety Culture Information for Member Country Research Reactor -Report of Experimental Fast Reactor "JOYO"-

久保 稔; 伊東 秀明; 大戸 敏弘; 鈴木 惣十

FNCA 原子力安全文化ワークショップ, 0 Pages, 2004/00

2004年2月に、韓国の大田(テジョン)においてForum of Nuclear Cooperation in Asia(FNCA)の原子力安全文化ワークショップが開催される予定である。この会議に、「常陽」に関する原子力安全文化の観点からのセルフアセスメントレポートを提出する。

論文

「常陽」の輝かしい成果 -「常陽」から「もんじゅ」へ

三次 岳志; 大戸 敏弘; 安部 智之; 礒崎 和則; 前田 宏治; 伊藤 主税

原子力eye, 49(9), 1 Pages, 2003/08

高速実験炉「常陽」のこれまでの設計、運転経験や照射試験を総括するとともに、最新のMK-IIIの臨界・性能試験の結果、今後の照射試験等の将来計画について、3回のシリーズ記事にて紹介する。 本稿はシリーズの第2回目で、高速実験炉「常陽」について、MK-I及びMK-IIの運転・保守の実績及び技術開発の成果とその反映をまとめる。また、「常陽」で実施した照射試験や照射後試験状況を示すとともに、これらの「もんじゅ」への反映、そしてMK-IIIプロジェクトの概要と性能試験、初臨界までの道程に付いて紹介する。

論文

Glorious achievement of a quarter century operation and a promising project named MK-III in JOYO

前田 幸基; 青山 卓史; 大戸 敏弘; 仲井 悟; 鈴木 惣十

ASME Annual Meeting, 96 Pages, 2002/00

ANS Winter meetingのナトリウム冷却高速炉の運転試験に関するセッションにおいて、初臨界以来25年間に渡り蓄積してきた常陽の運転試験や照射試験実績を報告するとともに、現在進めているMK-III計画の紹介を行う。

論文

Application of Optical Fiber for Radiation Measurement in Fast Reactor Primary Cooling System

青山 卓史; 住野 公造; 江本 武彦; 大戸 敏弘

Proceedings of 12th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-12), p.1095 - 1105, 2000/00

高速炉プラントにおける放射性腐食生成物(CP)の1次冷却系内の移行挙動を精度良く把握することは、プラントの保守・点検や補修作業時の放射線被ばくを低減させる上で極めて重要であり、「常陽」では定期検査ごとに主要CP核種の機器・配管への付着密度とそれによる$$gamma$$線量率分布の測定を実施してきている。本測定に近年実用化が進んでいるプラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を適用した。「常陽」実機の放射線場への適用にあたっては、ファイバ素子の太さや本数を変えて検出感度を調整した他、ポジション・センシティブな検出器としてのPSFの特徴を最大限に活かすため、応答関数を用いたアンフォールディング技術を適用し、高速炉1次冷却の$$gamma$$線量率分布のような微細な空間分布測定にも適用可能な高い位置分解能を得るようにした。本測定手法を従来の熱蛍光線量計(TLD)による測定結果と比較した結果、測定取得までの所要時間をTLD

報告書

運転員の深い理解を支援する方策の研究(1) -運転員の挙動の知識への依存性に関する観察と定式化の試み-

吉川 信治; 小澤 健二; 小屋越 直喜; 大戸 敏弘

PNC TN9410 95-160, 18 Pages, 1995/06

PNC-TN9410-95-160.pdf:0.89MB

運転員に求められるプラントの運転・診断に必要な知識の形成を計算機で支援する技術の開発を目指した研究の第1段階として、2ケースの、教育訓練課程に含まれない事象での運転員挙動データを採取した。2ケース共、妥当な時間内に原因の同定を終えることができた。今後の研究のためには、会話を計算機による処理が可能な形でデータ化しておくことが有益と思われ、このために、$$<$$情報の操作の種類$$>$$$$times$$$$<$$操・作対象の情報$$>$$を基本とする会話内容の定式化手法を堤案した。対象プラントを人間が把握する枠組として、プロセス変量の変化が伝播していく経路を表わしたネットワークと、公衆安全と発電を最上位の機能、各機器単体の役割を最下位の機能とする機能階層モデルが種々の研究で認められている。今回の実験でもこれが重要な役割を果たしているが、既に任務に就いているレベルの運転員はこれらの知識は既に有しており、この・レべルの運転員に対して冒頭のシステムがなし得る貢献としては、さらなる診断の迅速化や確実性のための、プロセス量間の定量的な関係や、そのような(定性的な関係を超えた)詳細な情報を診断に用いる手法に関する知識の獲得に対する支援が考えられる。

報告書

Introduction of Nuclear Instrumentations and Radiation Measurements in Experimental Fast Reactor 「JOYO」

大戸 敏弘; 鈴木 惣十

PNC TN9420 92-005, 83 Pages, 1992/04

PNC-TN9420-92-005.pdf:2.17MB

本報告書は、高速実験炉「常陽」の核計装設備および実験炉部で実施している広範な研究開発のうち、放射線計測が主要な測定技術となっている代表的な研究開発の内容を紹介するものでる。 核計装設備の紹介では、原子炉プラント設備としての核計装の機能と位置付け、使用している中性子検出器の仕様と特性、システム構成と機器配置等について記述した。各種照射試験やサーベイランス試験に対する中性子照射量を実測ベースで評価するための原子炉ドシメトリーでは、実験炉部が採用している多重放射化法とその測定解析評価法および目下開発中のHAFM(ヘリウム蓄積モニタ法)について概説した。また、放射線計測技術がキーとなる破損燃料検出技術の開発では、「常陽」の燃料破損検出設備と各種実験装置の説明に加え、現在までに実施した。一連の燃料破損模擬実験の主な成果を紹介した。 さらに、放射線計測を基礎技術として用いている研究開発として ・使用済燃料の燃焼度測定 ・被爆源(放射性腐食生成物)分布の測定と評価 について、その概略内容を記述した。

論文

高速炉におけるトリチウム挙動 「常陽」におけるトリチウム分布の測定と挙動評価

飯沢 克幸; 大戸 敏弘; 高橋 和雄; 舟田 敏雄; 山下 芳興

動燃技報, (83), P. 1, 1992/00

「常陽」プラントのナトリウム冷却系及び雰囲気におけるトリチウム濃度及び配管透過量を測定し挙動評価を行った。1次,2次冷却系ナトリウム中のトリチウム濃度とコ-ルドトラップ温度との関連,ナトリウム中からカバ-ガス中への移行評価に必要なツ-ベルツ定数に対する工学的補正因子について検討した。配管透過量の測定から,管壁を拡散して来たトリチウム は配管外表面で酸化さて水分子形態に変換され,雰囲気への放出は配管カ バ-シ-ト部の透過で律速されることが判明した。トリチウム挙動解析コ-ドを用いた計算により,測定結果に基づきモデルパラメ-タの設定を行い, 概ね満足のゆく測定値との一致を得ることが出来た。

報告書

Specialists' meeting on plant operation experience of JOYO/KNK-II/PHENIX/PFR

大戸 敏弘; GREGORY*

PNC TN9430 90-004, 200 Pages, 1990/07

PNC-TN9430-90-004.pdf:18.36MB

None

報告書

実験炉部技術課試験研究成果速報; Vol.6, No.4 平成2年1月$$sim$$3月の成果概要

大戸 敏弘

PNC TN9410 90-058, 74 Pages, 1990/06

PNC-TN9410-90-058.pdf:1.99MB

本報告書は,実験炉部技術課が担当している試験研究のうち,平成2年1月から3月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報された成果の概要をまとめたものである。各成果は,その内容別に下記の項目に分類される。・高速実験炉の炉心特性の測定と解析・評価・高速実験炉のプラント諸特性の解析・検討・高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析・燃料性態実証試験のための設置変更準備・使用済燃料貯蔵設備増設のための設置変更・計算機コード・マニュアルの作成と整備・MK-III計画に関する検討・その他の試験研究及び解析・評価作業の成果

報告書

実験炉部技術課試験研究成果速報; Vol.6, No.3 平成元年10月$$sim$$12月の成果概要

大戸 敏弘

PNC TN9410 90-024, 139 Pages, 1990/02

PNC-TN9410-90-024.pdf:3.5MB

本報告書は,実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、平成元年10月から12月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報された成果の概要をまとめたものである。各成果は,その内容別に下記の項目に分類される。○ 高速実験炉の炉心特性の測定と解析・評価○ 高速実験炉のプラント諸特性の解析・検討○ 燃料性能実証試験のための設置変更整備○ 計算機コード・マニュアルの作成と整備○ MK-III計画に関する検討○ その他の試験研究及び解析・評価作業の成果本報告書は,多岐に亘る分野の試験成果の速報であり,各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については,別途作成される報告書を参照されたい。

報告書

実験炉部技術課試験研究成果速報; Vol.6, No.1 平成元年4月$$sim$$6月の成果概要

大戸 敏弘; 有井 祥夫*; 小林 孝良*; 沢田 誠*; 島田 裕一*; 曽根 徹; 舟田 敏雄*

PNC TN9410 89-118, 153 Pages, 1989/08

PNC-TN9410-89-118.pdf:3.32MB

本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、平成元年4月から6月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報された成果の概要をまとめたものである。各成果は、その内容別に下記の項目に分類される。 ○高速実験炉の炉心特性の測定と解析・評価 ○高速実験炉のプラント諸特性の解析・評価 ○高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析 ○燃料性能実証試験のための設置変更準備 ○使用済燃料貯蔵設備増設のための設置変更作業 ○分析技術に関する研究開発 ○計算機コード・マニュアルの作成と整備 ○MK-3計画に関する検討 ○その他の試験研究及び解析・評価作業の成果 本報告書は、多岐にわたる分野の試験成果の速報であり、各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については、別途作成される報告書を参照されたい。

報告書

実験炉部技術課試験研究成果速報; Vol.5, No.4 平成元年1月$$sim$$3月の成果概要

大戸 敏弘; 有井 祥夫*; 小林 孝良*; 沢田 誠*; 島田 裕一*; 曽根 徹; 舟田 敏雄*

PNC TN9410 89-089, 185 Pages, 1989/05

PNC-TN9410-89-089.pdf:3.9MB

本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、平成元年1月から3月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報された成果の概要をまとめたものである。各成果は、その内部別に下記の項目に分類される。(1)高速実験炉の炉心特性の測定解析・評価 (2)炉心変形挙動の解析・検討 (3)高速実験炉のプラント諸特性の解析・検討 (4)高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析 (5)燃料性能実証試験のための設置変更準備 (6)使用済燃料貯蔵設備増設のための設置変更作業 (7)分析技術に関する研究開発 (8)計算機コード・マニュアルの作成と整備 (9)MK-3計画に関する検討 (10)その他の試験研究及び解析・評価作業の成果本報告書は、多岐にわたる分野の試験成果の速報であり、各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については、別途作成される報告書を参照されたい。

報告書

実験炉部技術課試験研究成果速報; Vol.5, No.3 昭和63年10月$$sim$$12月の成果概要

溝尾 宣辰*; 前田 清彦*; 大戸 敏弘

PNC TN9410 89-030, 111 Pages, 1989/02

PNC-TN9410-89-030.pdf:2.84MB

本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、昭和63年10月から12月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報されたものの要旨をまとめたものである。各成果速報は、その内容別に下記の項目に分類して編集されている。(1)高速実験炉の核特性の測定と解析・評価(2)高速実験炉のプラント諸特性の解析・検討(3)高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析(4)燃料性能実証試験のための設置変更準備(5)使用済燃料貯蔵設備増設のための設置変更準備(6)分析技術に関する研究開発(7)計算機コード・マニュアルの作成と整備(8)MK-3炉心検討(9)その他の試験研究及び解析・評価作業の成果また、上記内容別の目次に加えて、技術課が担当する業務種別毎に分類した目次も設けた。上記のとおり、本報告書は多岐に亘る内容の要旨を速報するものであり、これら各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については別途報告書が発行される。

報告書

高速実験炉「常陽」運転試験報告書 : 75MW運転時Na,Arサンプリングおよび分析結果

野崎 誠*; 大戸 敏弘; 山崎 和祥*; 小澤 健二*; 引地 貴義*; 安 哲徳*; 吉野 富士男*

PNC TN941 83-80, 109 Pages, 1983/06

PNC-TN941-83-80.pdf:2.44MB

高速実験炉「常陽」のナトリウムおよびカバーガスアルゴンのサンプリングおよび分析は,総合機能試験から継続して実施されてきている。本報告書は,75MW性能試験から75MW定格運転第6サイクルまでのサンプリング分析結果についてまとめたもので,その主な結論は次の通りである。ナトリウムの分析結果は1次・2次系共に,ほぼ管理目標値を満足していた。ナトリウム中の酸索および水素の化学分析値は,1次系の場合バラツキが大きくEichelbergerおよびVisserの溶解度曲線よりも高い値を示す傾向にある。また2次系では酸素の場合,溶解度曲線より高い値を示すものの1次系よりバラツキは大きくなかった。また,水素の場合,溶解度曲線と比較的よく一致することが分かった。カバーガスアルゴンの分析結果で,1次系の場合,水素,メタン,窒素が管理目標値を越える場合があった。炉容器内をアルゴンガスパージすることによって,短時間で純度回復を行なえることを確認した。同時に同パージ操作要領を確立した。

論文

Fuel Performance of Plenum Slit Pin Irradisted in JOYO

鵜飼 重雄*; 大戸 敏弘; 斉藤 好彦*; 寺沼 保*; 甲野 啓一

Inter.Conf. on Reliabe Fuels for Liquid Metal Reactors, , 

高速実験炉「常陽」において,プレナム部に,0.1mm幅,1mm長さのスリットを加工した人工欠陥付燃料要素を100MWで約1.5日間照射した。照射後試験において、同燃料要素のペレット外周部の燃料結晶粒界に沿って燃料・Na反応生成物が観察され、また有意なピン径増加が認められた。これらの試験結果に基づき,有限要素法解析コードを用いて,プロナム欠陥ピンの照射挙動を評価した結果、1.5日間の照射ごく初期においては,中心温度は健全ピンに比べむしろ低下することが確認された。これは反応生成物形成によるギャップ閉塞に起因し,ギャップ熱伝熱率が大幅に改善されたためである。本試験によりプレナム欠陥ピンの照射初期の健全性が確認された。

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