JRR-3起動系中性子検出器交換手順の検討(交換マニュアル)

太田 和則; 車田 修; 仁尾 大資; 宇野 裕基; 村山 洋二

JAEA-Testing 2011-004, 47 Pages, 2011/08

JAEA-Testing-2011-004.pdf:1.92MB

起動系は起動時及び低出力時の中性子束を監視するものである。中性子検出器の交換計画に基づき、起動系の中性子検出器(BF)、それに接続されている同軸ケーブル及び乾燥空気供給用エアホースの交換作業を行っている。これまでの経験をもとに効率的な交換手順について検討を行うとともに交換作業及び試験検査マニュアルとして整理した。このことにより確実な保守が可能となると考えている。

研究用原子炉JRR-3における状態監視法に基づく保全活動

仁尾 大資; 太田 和則; 石崎 勝彦

日本保全学会第5回学術講演会要旨集, p.393 - 395, 2008/07

JRR-3は平成2年に大規模な改造を行い、その後の運転から15年以上が経過し、高経年化及び予算削減を念頭に置いた状態監視保全を行っている。これまでの状態監視保全として、ポンプ類の振動,潤滑油診断を行ってきており、これらに関してはトラブルの頻度から判断して適切に行われてきたと考えている。またこのほかにも、ベリリウム反射体の寸法管理や、中性子計装の低圧電源リップル値測定による状態監視保全を行っている。同時に、より効率的な保全のために、これまで状態監視保全が適用されていなかった機器についても状態監視保全への転換が可能な機器について検討した。結果として、これまで時間計画保全で行われてきた熱交換器洗浄作業については過剰な保全になっていることがわかり、状態監視保全への転換が望ましいことがわかった。今後はさらにそのほかの機器について状態監視保全が適用可能かどうかの検討を継続する。本発表では以上を含むJRR-3における効果的な保全活動の検討と実際の保全活動について発表する。

JRR-3熱交換器ボール洗浄方式の効率化の検討

太田 和則; 池亀 吉則; 大和田 稔; 福島 学; 大場 敏充; 竹内 真樹; 今橋 正樹; 村山 洋二

JAEA-Technology 2008-023, 31 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-023.pdf:3.3MB

JRR-3熱交換器はシェルアンドチューブ型であり、管側を2次冷却材が流れる構造となっている。洗浄方法はボール洗浄方式であり、高圧力で流れる2次冷却材中に混入させたスポンジボールによって伝熱管内部の汚れを剥離する方法である。熱交換器の性能低下は、1次冷却材炉心出口温度の上昇をもたらし、原子炉の安全安定運転に影響を与えるおそれがある。これまでの洗浄データをもとに、熱交換器洗浄方法の効率化の検討を行った。その結果、最適な洗浄ボールの種類や洗浄時間の決定方法等が明らかとなった。

Status of reduced enrichment program for research reactors in Japan

宇根崎 博信*; 太田 和則; 井上 猛

Proceedings of International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors 2007 (RERTR 2007) (Internet), 11 Pages, 2007/00

日本の研究炉におけるウラン濃縮度低減計画の状況をレビューした。日本では、14基の研究炉と臨界実験装置が運転されている。そのうちRERTR(Reduced Enrichment for Research and Test Reactors)計画に関連するのは、京都大学原子炉実験所のKUR及び日本原子力研究開発機構のJRR-4, JMTR, JRR-3である。原子力機構におけるJRR-4, JMTR, JRR-3に関する低濃縮化計画は1999年に終了し、低濃縮ウランを使用した運転を順調に行っている。京都大学原子炉実験所においては2006年2月に、高濃縮ウランを使用したKURの運転が終了した。KURの低濃縮ウランへの全炉心転換に対する設置変更許可取得を行い、2008年に使用前検査を受検し、合格する予定である。なお、これによって日本における低濃縮ウランへの炉心転換は完成する。

NSRRシミュレータの改良

村尾 裕之; 谷内 茂康; 太田 和則; 村松 靖之; 中村 武彦; 寺門 義文

UTNL-R-0435, p.15_1 - 15_9, 2004/03

NSRRで台形パルス運転及び合成パルス運転を行う場合は、あらかじめオフラインシミュレーション及びオンラインシミュレーションを行い、目的とする運転パターンの安全性や妥当性を確認する必要がある。これらのシミュレータを用いることによって実際のNSRR炉出力をほぼ模擬することができるが、初期出力上昇時や出力制御運転時において、シミュレーション結果と実運転結果との間に若干の不一致が認められている。このため制御棒の反応度価値及び燃料温度フィードバック係数を再評価し、シミュレータに反映した。その結果、シミュレーション精度を向上させることができ、NSRR台形パルス運転及び合成パルス運転の自由度を向上することができた。

Present status of operation and maintenance of JRR-3

諏訪 昌幸; 福島 学; 照沼 憲明; 太田 和則; 村山 洋二

no journal, , 

JRR-3は、1962年(昭和37年)に、日本の技術によって建設された最初の研究炉である。1985年(昭和60年)から1990年(平成2年)にかけて、反射材に重水とベリリウムを使用した、熱出力20MWの軽水減速冷却スイミングプール型の研究用原子炉に改造し、その後、安定に運転を続けている。この報告では、改造後20年間のJRR-3の運転及び保守のなかからプロセス制御計算機システム及びヘリウム圧縮機の更新について報告する。