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寺門 嗣夫; 伊澤 修
UTNL-R-0466, p.8_1 - 8_11, 2008/03
「常陽」では、平成16年度から照射機能の拡大,多様化のための方策について検討を進めている。燃料・材料にかかわる温度変動の少ない照射データを蓄積するためには、目標とする照射条件に相当する原子炉出力を維持することが有効である。また、「常陽」での高精度な過渡試験を実施するためには、1次冷却材温度変化率50
C/hを制限値とする出力変化率5MW/10分の範囲内で計画的な出力上昇,下降を正確かつ確実に行うことが重要である。これらを運転員の負担増又は技量によらず可能とするため、手動操作よりも制御棒の操作頻度を増やす自動操作により精密に原子炉出力を制御することを検討した。その結果、「常陽」の原子炉出力自動制御を制御棒全数を対象として、あらかじめ設定された時間間隔で、約2mmの引抜き又は挿入を行った場合、原子炉設置変更許可申請書に記載の範囲で保守的な設定を行っても、出力変化率5MW/10分の範囲内で正確な出力制御が可能であることが確認できた。また、制御棒駆動機構についても、ソフト・ハード両面からこれらの制御に十分に耐えられることを確認した。これにより、「常陽」をより精密な運転とするための原子炉出力自動制御の成立性を確認できた。
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。
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
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。
石井 貴之; 礒崎 和則; 芦田 貴志; 皆川 暁; 寺門 嗣夫; 野上 浩*; 加倉井 克洋*; 植田 宗嗣*; 川原 啓孝; 市毛 聡; et al.
JNC TN9410 2002-013, 86 Pages, 2002/11
JNC-TN9410-2002-013.pdf:68.29MB
高速実験炉「常陽」では、照射能力の高度化に向けたプロジェクト(MK-III)を進めている。MK-III計画は、炉心の高速中性子束を高める、照射技術を向上させることを目的としているが、炉心の中性子束を高めることで熱出力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。MK-III冷却系改造工事は、その除熱能力を高めるため、原子炉冷却系機器のうち、主中間熱交換器及び主冷却機をはじめとした原子炉冷却機器を交換する工事である。このうち、1次冷却系では主中間熱交換器を既設の50MWt/基から70MWt/基、2次冷却系では主冷却器を既設の25MWt/基から35MWt/基に交換した。これらの工事は、平成12年10月30日から平成13年9月21日の間に実施し、無事工事を終了することができた。 本報告書は、これらの工事で撤去された機器のうち、非放射性ナトリウムの付着した主冷却器、主冷却器接続配管主中間熱交換器2次側接続配管をはじめとしたナトリウム機器の解体・洗浄及び主送風機等をはじめとした非ナトリウム機器の解体に係る方法、結果及び安全対策等についてまとめたものである。 2次冷却系撤去機器の解体・ナトリウム洗浄作業は、ほぼ計画通りの方法にて安全、かつ、効率的に作業を行うことができ、処理したナトリウム量は、約13.5kgであった。
寺門 嗣夫; 鈴木 伸也; 青木 裕; 大久保 利行
JNC TN9410 99-021, 51 Pages, 1999/10
高速実験炉「常陽」では、原子炉プラント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目指し、「常陽」制御棒操作自動化システムの開発を進めている。本システムを実機へ適用する前段階として、制御棒操作自動化オフラインシステム(運転員に制御棒操作等をガイドするシステム)を製作し、実機信号を用いて検証した。制御棒操作自動化オフラインシステムは、運転員に対し、所定の原子炉出力までの出力上昇、下降に必要な制御棒操作量を提供する制御棒操作ガイド機能と、原子炉起動、停止の過程での機器の操作指示メッセージを提供する機器運転操作ガイド機能がある。このうち制御棒操作ガイド機能における制御棒操作量の演算には、ファジィ推論を用いており、「常陽」の運転領域毎に分割した臨界近接、核加熱、系統昇温、出力上昇、出力下降のそれぞれに対応する制御モードを有している。制御棒操作自動化オフラインシステムの検証試験により、得られた成果は、以下の通りである。(1)制御棒操作ガイド機能は、原子炉の起動、停止操作において、所定の出力変化率での出力上昇、下降並びに目標出力での整定に見合う適切な制御棒操作量をガイドすることができ、良好であった。(2)機器運転操作ガイド機能は、原子炉の出力変化に伴う各種機器の操作タイミングに応じて、的確に操作をガイドすることができ、良好であった。(3)制御棒操作自動化システムについては、制御棒操作自動化オフラインシステムの検証試験を通して、実機適用に必要な技術的課題を提起することができた。(4)これらのことから、「常陽」実機に対し制御棒操作自動化システムが適用できる見通しを得た。
寺門 嗣夫; 大内 雅之; 川崎 徹; 鹿野 千秋; 小貫 修; 鹿志村 洋一; 大久保 利行
PNC TN9440 95-014, 75 Pages, 1995/08
「常陽」では、これまでに外部電源喪失事象(D/Gは2基とも通常起動)異常事象に関する実機での経験がほとんどない。そこで、現行の異常時操作マニュアル(EPO)の妥協性の確認と実機での運転操作経験を得るためにもっと発生頬度の高い外部電源喪失時において、2基あるD/Gのうち1号D/Gが自動起動に失敗した場合を想定したプラント実動作試験を実施した。試験は、原子炉停止時において予め1号D/Gを待機除外として、大洗変電所常陽線用遮断器(352P)を「切」とすることにより行った。得られた結果は次のとおりである。1、「常陽」において初めての経験である外部電源喪失時の1号D/G起動失敗という貴重な運転経験を得ることができた。また、現行EPOの操作手順の妥当性を確認した。2、外部電源喪失後の1次オーバーフロー系と純化系電磁ポンプの起動には、母線切替え指示から約5分要した。これにより、外部電源喪失後5分以内に非常系4S母線への切替えの指示を出し、かつ手順通りに速やかに実施された場合、制限時間(外部電源喪失後10分)以内での起動が可能である。3、試験時のプラント状態での2号D/Gの実負荷は1.53MWであり、適切に負荷を制限する事により設計値の2MW以下に迎える事ができた。100MWでの原子炉定格運転時には、今回よりも2号D/Gの実負荷は下回ることがよそうされるが、系統降温後は2次予熱ヒータの投入により同等の負荷となることが予想され、設計上特に問題とはならない。
寺門 嗣夫; 鹿志村 洋一
動燃技報, (91), p.20 - 28, 1994/09
高速実験炉「常陽」では、高速炉のより一層の運転信頼性の向上と実用化への運転技術開発の観点から、原子炉の全運転領域にわたる制御棒操作自動化システムの開発を行っている。これまでに、運転経験をルール化したファジィ制御を用いた自動化システムの基本プログラムを設計・製作し、これを「常陽」運転訓練シュミレータ及びプラント動特性解析コードに組み込み、制御特性を検証し、評価した。この結果、原子炉の全運転領域での制御特性が円滑かつ連続的に安定した挙動を示すことを確認し、制御棒操作自動化システムの実機への適用の見通しを得ることができた。
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。
寺門 嗣夫
PNC TN9410 90-022, 36 Pages, 1989/10
高速実験炉「常陽」では,「常陽」の制御棒操作自動化を目指して,第1フェーズである制御棒操作ガイドシステム(ロッドガイダー)の開発に昭和61年度から着手した。既にその第1フェーズであるロッドガイダーは,「常陽」の全運転モード(臨界近接,系統昇温,出力上昇・下降,出力調整)において,制御棒操作時の操作量及び操作手順,並びにプラント操作のガイドを行うプログラムを開発,完成し,昭和63年9月第16サイクル原子炉運転中に検証試験を行い,実用上十分な精度で制御棒操作及びプラント操作をガイドできることを確認した。今回,第1フェーズのバックアップ機能的役割を目的として,第2フェーズの核的・熱的運転制限値を逸脱する制御棒操作に対して、計算機の出力によって制御棒の引抜を阻止する制御棒引抜阻止プログラムの開発を行った。本プログラムの検証試験は,「常陽」運転訓練用シミュレータを用いて行い,その結果,制御棒引抜阻止インタロック項目,(1)ペリオド超過:50秒未満,(2)系統昇温率:20
/h超過,(3)原子炉出口Na温度-オーバフロータンクNa温度:80超過のいずれの項目も,ロッドガイダーからの引抜阻止信号で制御棒の引抜阻止が良好に作動することを確認し,ロッドガイダーのバックアップ機能として有効であることが分った。
飯島 稔*; 鈴木 伸也; 畠中 孝司*; 村上 隆典*; 原 和之*; 岩井 広*; 寺門 嗣夫
PNC TN9410 89-138, 50 Pages, 1989/08
「常陽」一次、二次系カバーガス中の不純物濃度を常時監視するため、カバーガス純度連続監視装置が設置され、今日まで運転されてきた。これまでの運転経験をまとめると以下のとおりである。(1)本装置により、カバーガス系内の異常濃度上昇を早期に察知できた。(2)常時濃度監視ができるため、異常時の原因調査及び系内置換効果を観察する上で非常に役立った。(3)装置の各種改造を行い、測定性能等が向上し、データの信頼性が更に高くなった。
佐藤 聡*; 神田 一郎*; 甲高 義則; 大和田 敏雄*; 飛田 茂治; 則次 明広*; 寺門 嗣夫
PNC TN9520 89-024, 208 Pages, 1989/03
高速実験炉「常陽」における無停電電源喪失事故時の処置方法について,異常時処理マニュアルを作成した。昭和61年11月に提出された実験炉部原子炉第一課「EPO改訂に関する最終答甲書」を参考として,昭和63年度から作成を開始し,無停電電源喪失事故のうち,最も起こりうる可能性の高い内容について,昭和63年度分として完成した。作成した項目は以下に示すものである。1.交流無停電電源設備(6C,6Dインバータ)故障 2.直流無停電電源設備(7C,7D整流装置)故障 本報告書は,作成にあたっての基本的な考え方,方向付,作成手順を含めた結果と,それに基づいて作成した異常時処置マニュアルの操作概要についてまとめたものである。なお本報告書の参考資料として「無停電電源設備の負荷リスト」を添付した。
寺門 嗣夫; 神田 一郎*; 奥田 英一*; 藤原 昭和*; 小沢 健二*; 山下 芳興*
PNC TN9410 89-052, 54 Pages, 1989/03
制御棒操作ガイドシステム(ロッドガイダー)は、高速実験炉「常陽」の制御棒操作自動化を実現させる目的で、昭和61年から開発を開始し、そのうちの第1ステップを終了した。既に完成している4つの領域のプログラム(臨界、出力上昇、出力調整、出力下降)に続いて、今回系統昇温領域のプログラムの開発を行った。また、メニュープログラムを完成し、5つの領域のプログラムを統一した。100MW第16サイクル中に検証試験を行い、運転員に対して良好なガイダンスを行う事が確認された。得られた結果は以下のとおりである。(1)系統昇温領域のプログラムは、良好な制御を行うことが確認された。(2)新しく設けた制御棒操作以外の諸操作に対するガイダンス機能は、良好であることが確認された。(3)臨界、系統昇温、出力上昇、出力調整、出力下降、全ての領域のプログラムは、メニュープログラムと良好に交信した。(3)臨界近傍、系統昇温、出力上昇、出力調整、出力下降、全てのプログラムが完成した。
佐藤 聡*; 甲高 義則; 飛田 茂治; 則次 明広*; 寺門 嗣夫; 川部 浩康*; 陣内 政典*
PNC TN9410 89-038, 75 Pages, 1989/03
本報告書は、昭和52年4月初臨界を達成して以来、順調に運転を継続している高速実験炉「常陽」の電源設備の運転経験についてまとめたものであり、昭和63年12月31日までに得られた主な結果は下記のとおりである。(1)「常陽」建設以来の昭和48年10月から昭和63年12月31日までに使用した電力量は、371,290,600kWHである。(2)原子炉の状態別による平均電力は、次のとおりである。1.原子炉運転中約4,460kW 2.原子炉停止中約3,350kW 3.原子炉定検中約3,000kW(3)外部商用電源喪失は計10回あった。その内訳は、原子炉運転中に8回、原子炉停止中、定検中各1回である。
甲高 義則; 畠中 孝司*; 寺門 嗣夫; 永山 哲也*; 軽部 浩二*; 星野 勝明*; 堀米 利元*
PNC TN9410 88-184, 472 Pages, 1988/01
本報告書は,高速実験炉「常陽」第6回定期点検期間中の昭和61年12月15日から20日,及び昭和62年3月2日から9日の2回に分けて実施した電源設備定期点検時のプラント操作及び経験,更に今後電源設備点検を実施する場合に考慮すべき項目等についてまとめた。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B系,非常系電源設備D系,無停電電源設備の整流装置・インバータ及び電源盤について行った。電源設備の点検は,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―8600mmまでドレンして炉心崩壊熱除去及び予熱を予熱N/2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運転直が行い,電源操作をする時は運管及ひ点検担当者が立合う体制で実施した。今回の電源設備定期点検のプラント操作を通して,商用電源「遮断」操作時の主冷2CC/C自動投入不可に伴い,ディーゼル発電機の冷却水喪失による1号ディーゼル発電機トリップの可能性,及び商用電源復旧時の2号ディーゼル発電機出力瞬時喪失に伴う非常系D系停電,更には仮設電源継ぎ込み時の床ドレンピット汲上げポンプ自動起動等を径験したが運転員の迅速なプラント対応操作によりプラントに悪影響を及ぼすこともなく,第6回電源設備定期点検は,無事に予定通り終了した。
甲高 義則; 小林 三郎*; 星野 勝明*; 繩手 政伸*; 寺門 嗣夫; 佐藤 聡*; 磯崎 和則*
PNC TN9410 87-201, 405 Pages, 1987/08
本報告書は、高速実験炉「常陽」第5回定期点検期間中の昭和60年5月21日から6月4日にかけて実施した電源設備定期点検時のプラントの操作、経験及び今後の点検時に反映すべき項目についてまとめたものである。今回の電源設備点検は、受諾設備(常陽変電所)、一般系電源設備A系、非常系電源設備C系、無停電電源設備の整流装置・インバータ及び補助電源設備について行った。電源設備の点検は、これまでの点検時と異なり、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で実施した。点検前後のプラント操作及び電源操作は運転直が行い、電源操作については、運転管理グループ及び点検担当者が立会う体制で実施した。1次・2次主冷却系を運転した状態で定期点検を行った結果、前回の点検に比べ、機器の停止・起動の頻度は増えたが、ナトリウムの重点・ドレン操作を行わないことにより工程が短縮された。今回の電源設備定期点検のプラント操作を通して、2次主循環ポンプのトリップ、1次純化系電磁ポンプの起動不良、電源設備のモータ駆動NFBの動作不良等を経験した。しかしプラントへ影響を及ぼすような大きなトラブルもなく予定通りに無事終了した。
寺門 嗣夫; 小林 三郎*; 星野 勝明*; 竹内 則彦*; 松本 正樹*; 藤枝 清*; 青木 裕*
PNC TN9410 87-202, 424 Pages, 1987/07
電源設備点検時のプラント状態設定にあたっては、原子力プラント特有の問題、すなわち、機能を完全に停止することが許されない系統があること、電源構成が複雑多岐になっていること等を十分検討した上で決定する必要がある。本報告書は、高速実験炉「常陽」第4回定期点検期間中の昭和59年1月9日から1月23日、3月21日から26日にかけて実施した電源設備定期点検時のプラント操作、経験及び今後の点検時に反映すべき項目についてまとめたものである。
山本 雅也; 川原 啓孝; 寺門 嗣夫; 青山 卓史; 佐藤 一憲; 大島 宏之
no journal, ,
「常陽」における確率論的安全評価(PSA)において、レベル2以降のPSAの評価対象事象を選定するため、炉心損傷に至る可能性のある事象の発生頻度が高いATWS(Anticipated Transient Without Scram)事象及びPLOHS(Protected Loss of Heat Sink)事象について、成功基準の詳細化を行うとともに、それぞれ動特性解析及び自然循環解析等を実施し、炉心損傷頻度を評価した。その結果、全炉心損傷頻度が十分に低く抑制されていることを確認するとともに、全炉心損傷頻度に占める各炉心損傷カテゴリの相対的な寄与割合は、UTOP(Unprotected Transient Over Power)事象が最も大きくなる結果を得た。
山本 雅也; 川原 啓孝; 寺門 嗣夫; 前田 茂貴; 齋藤 拓人; 青山 卓史
no journal, ,
「常陽」の確率論的安全評価(PSA)において、炉心損傷に至る可能性のある事象のうち、発生頻度が相対的に高い異常な過渡変化時のスクラム失敗事象(ATWS)及び崩壊熱除去機能喪失事象(PLOHS)について、成功基準を詳細化するとともに、動特性解析及び自然循環解析を実施し、炉心損傷頻度を定量化した。また、各炉心損傷事象の環境への影響の重大性を評価した。これらの結果から過出力時のスクラム失敗事象(UTOP)に起因する炉心損傷が最もリスクが大きいと評価し、本事象をレベル2以降のPSAの評価対象に選定した。
