Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
水越 保貴; 安 哲徳
JAEA-Technology 2012-013, 26 Pages, 2012/06
JAEA-Technology-2012-013.pdf:6.74MB
昭和60年に竣工した照射材料試験施設は、核燃料物質使用施設であり、管理区域内雰囲気の排気を行う排気筒(スタック)が設けられている。本排気筒は、鉄筋コンクリート構造(RC造)で地上約40mの高さである。照射材料試験施設は、海沿いに位置しており建設後25年以上が経過したため、排気筒にはコンクリート剥離やひび割れや塩害等の経年劣化が生じていた。排気筒の経年劣化状況についてはこれまで調査方法が確立していなかったが、鉄筋・空洞の内部の劣化と塩害の把握に着目し、スタック全体のひび割れ発生状況の目視に加えて、電磁波レーダー法による鉄筋・空洞探査と塩化物含有量測定等の調査により詳細に把握する手法を選択した。本調査結果をもとに補修内容を検討して排気筒本体外表面部の劣化補修作業と、本体外表面のコンクリート厚さ不足部補修作業ことができた。以上の手法により経年劣化した排気筒の補修技術を確立したので、その詳細と実施結果について報告する。
安 哲徳; 寺門 誠一*; 揃 政敏; 片岡 一; 高津戸 裕司; 宮川 俊一
JNC TN9430 2000-001, 55 Pages, 1999/12
JNC-TN9430-2000-001.pdf:2.38MB
炉外材料照射装置(EXIR:Ex-Vessel Irradiation Rig)は、高速実験炉「常陽」の安全容器内において、原子炉容器等の構造材料の中性子照射下における単軸クリープ破断強度試験を行うことを目的に開発した、オンライン計測・制御型の照射装置である。EXIRを用いた照射試験は、平成6年8月の第29サイクルから開始し、平成9年3月の第30サイクルにおいて2つの試験片の破断が検出されたため、照射試験を終了した。照射試験において、試験片の温度、引張荷重、変位データを取得した。本照射試験を通じて、確認したEXIRの性能および試験片の変位データは、以下のとおりである。(1)温度制御原子炉運転中において試験片の温度を一定に保持することができた。試験片の温度は、設定温度
2
の範囲内に保持されており、目標とした制御精度3を十分満足する性能であった。(2)引張荷重制御荷重の負荷期間中における引張荷重の制御は、設定荷重値に対して8.8Nの範囲内に保持されており、制御精度29.4Nを十分満足する性能であった。(3)変位計測高速炉用構造材料であるSUS316FR鋼について、中性子照射下における単軸クリープ破断強度試験を行い、その変位データを取得した。変位データの解析は、今後実施される照射後試験結果と合わせ、別途報告される。
宮川 俊一; 片岡 一; 安 哲徳; 高津戸 裕司
Proceedings of 8th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-8), P. 319, 1997/10
高速実験炉「常陽」では高速炉燃料材料開発を主要な目的として、種々の照射試験を実施している。その中でオンライン計装の材料照射装置として、照射下クリープ破断試験を主目的とする4の高精度の温度制御能力を有する温度制御型材料照射装置を開発し、現在その1号機を使用中である。一方、「常陽」では受託照射として核融合材料開発を主目的とする基礎研究に係わる照射試験も行われている。この分野の研究者からの要望として、原子炉の起動・停止時においても照射温度を高温保持することなどの種々の要望がある。これらの要望に応えるため、温度制御型材料照射装置の2号機においては、電気ヒーターを照射カプセルに装着するなどの改良設計を行い、MK-IIIからの使用を目指し部分試作試験中である。
鹿志村 洋一; 則次 明広; 山崎 学; 安 哲徳; 舟木 功; 寺野 壽洋; 田村 政昭
PNC TN9410 95-269, 458 Pages, 1995/10
本報告書は、高速実験炉「常陽」第9回定期点検期間中の平成3年10月14日から平成3年12月10日及び平成4年2月18日に実施した電源設備定期点検時のプラント操作及び経験等についてまとめたものである。今回の電源設備点検は、受電設備(常陽変電所)、一般系電源設備A系、非常系電源設備C系及び交流無停電電源設備について行った。また、直流無停電電源設備の更新、4系電源盤改造(切替回路設置)及び一部の電源盤(1C・1D-M/C、2D-P/C)の導体更新も併せて行った。これらの作業時のプラント状態は、1次・2次主冷却系にナトリウムを充填したまま炉心崩壊熱を主冷却系で除熱する状態と、ナトリウムをGL-8,600mmまでドレンして炉心崩壊熱除去及び予熱を予熱N2ガス系で行う状態で実施した。点検前後のプラント操作及び電源操作は直員が行い、かつ、電源操作時は点検担当者が立ち合う体制で実施した。この結果、第9回電源設備定期点検は、無事予定通り終了した。
6年度 系統設備機器台帳総括(1次Na純化系,1次Naサンプリング設備,1次系ガスクロマトグラフ,1次Arガスサンプリング設備,1次 Na充填・ドレン系,1次Arガス系,圧縮空気供給系)伊藤 和寛; 吉原 静也; 山崎 学; 入江 修二; 安 哲徳; 森本 誠; 塙 幹男
PNC TN9410 95-243, 48 Pages, 1995/09
機器台帳は、系統設備に関する運転・保守履歴、運転経験及び研究開発成果について記録、整理及びその蓄積を行い、設備保全、プラントの安全・安定運転の確保に役立てることを目的として整備している。機器台帳の整備は、さらに「常陽」運転保守経験報告(JOMEC)を初めとする各種技術資料の作成や系統担当者の交替時における引継ぎの面において必要不可欠ななものである。本報告書は、1次Na純化系、1次Naサンプリング設備、1次系ガスクロマトグラフ、1次Arガスサンプリング設備、1次Na充填・ドレン系、1次Ar系及び圧縮空気供給系に関する平成4年度から6年度の機器台帳を総括したものである。主な特記事項は次の通りである。(1)純化系ラインの閉塞による1次Na純化系電磁ポンプ(EMP)の起動不能が数回あった。ラインの切替え等の操作でEMPを起動させることができた。EMP起動による流動昇温によりラインの閉塞は解消された。(2)1次Naサンプリング装置の出口弁がステムピンの破損により操作不能となり、補修した。(3)圧縮空気供給系除湿塔4方弁の動作不良及び制御用空気配管の損傷等があった。それら不良箇所の交換により、順調な運転を継続した。その後、除湿塔制御回路の老朽化対策として、同4方弁の制御回路を更新した。(4)その他の系統設備機器については、特記すべき不具合もなく順調な運転を継続した。
寺門 嗣夫; 住野 公造; 安 哲徳; 川原 誠二; 伊藤 芳雄; 郡司 泰明; 照沼 誠一
PNC TN9410 91-376, 79 Pages, 1991/11
機器台帳は,運転サイドの観点から系統設備に関する運転・保守履歴,運転経験及び研究開発成果について記録,整理及びめお蓄積を行い,設備保全,プラントの安全・安定運転の確保に役立てる事を目的としている。機器台帳の整備は,さらに「常陽」運転保守経験報告書(JOMEC)を初めとする各種技術資料の作成や系統担当者の交替時における引継の面において必要不可欠なものである。本報告書は,原子炉台1種運転台2グループの担当統計である1次Na純化系,1次Nsサンプリング設備,1次系ガスクロマトグラフ,1次AArガスサンプリング設備,1次Na充填・ドレン系,1次Naガス系,圧縮空気供給に関する平成2年度の機器台帳を総括したものである。主な特記事項は次の通りである。1・電気品不良による簡単な故障は数回発生したが,特記すべき不具合を無く順調な運転を継続した。2・炉容器V/TラインNaドレン,1次CTバイパス運転中におけるCT余熱予熱保持等において貴重な運転データを習得した。又,1次系ガスクロマトグラフの保守基準を確立した。3・1次CTバイパス運転によるNa系内への不純物混入量評価,偏析特殊サンプラの閉発等研究の面においても数多くの成果が得られた。
・Arガス供給系、圧縮空気供給系、Na漏洩検出設備)安 哲徳*
PNC TN9410 90-192, 47 Pages, 1990/09
機器台帳は、運転サイドの観点から系統設備に関する運転・保守覆歴、運転経験及び研究開発成果につい記録、整理及びその蓄積を行い、設備保全、プラントの安全・安全運転の確保に役立てることを目的としている。機器台帳の設備は、さらに「常陽」運転・保守経験報告書(JOMEC)を初めとする各種技術資料の作成や系統担当者の交替時における引継ぎの面においても有効である。本報告書は、原子炉第一課運転第2グループの担当系統である1次・2次NA純化系、1次・2次系NA充填ドレン系、1次・2次ARガス系、N・ARガス供給系、圧縮空気供給系及びNA漏洩検出設備に関する平成元年度の機器台帳を総括したものである。主な特記事項は次の通りである。(1)特記すべき不具合のなく順調な運転を継続中である。(2)1次・2次CT降温操作の基準化を図った。(3)第3の不順物究明試験及び新型CT表面線量当量率測定試験等の研究開発の面においても、数多くの成果が得られた。
安 哲徳*
PNC TN9410 90-026, 140 Pages, 1990/03
高速実験炉「常陽」は,昭和52年4月に臨界し,平成元年12月現在100MW第20サイクル運転を継続している。また,この間に7回の定期検査を行ってきた。燃料取扱設備においては、原子炉運転スケジュールに従い,これまでに約2200体の炉心構成要素の交換を行ってきた。本報告書は,高速実験炉「常陽」燃料取扱設備の運転,保守経験を,昭和61年1月から平成元年12月までの4年間についてとりまとめたものである。
関口 峰生*; 原田 正之*; 松本 正樹*; 弓井 忠雄*; 清水 克彦*; 安 哲徳*; 郡司 泰明*
PNC TN9410 87-124, 392 Pages, 1987/09
高速実験炉「常陽」の燃料取扱設備は、昭和49年10月据付完了後、順次フェーズを変え全55項目にも達する厳密な性能試験が行われ、設備機能並びに取扱性能の確認がなされた。その後、昭和53年7月に50MWを達成、昭和54年7月75MW、そして昭和58年3月に100MWを達成し、照射用炉心としての運転が開始され、現在に至っている。燃料取扱設備においても、その間、燃料取替計画書に従って約600体の燃料交換作業と5回の定期点検を行ってきた。本報告書は、先に発行した『高速実験炉「常陽」照射用炉心移行作業報告書』(SN-94183-27)の続編として、昭和58年1月より昭和60年12月までの燃料取扱設備の運転保守経験をとりまとめたものである。
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
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。