Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
石川 宏樹; 高松 操; 川原 啓孝; 三原 隆嗣; 栗坂 健一; 寺野 壽洋; 村上 隆典; 則次 明広; 井関 淳; 齊藤 隆一; et al.
JAEA-Technology 2009-004, 140 Pages, 2009/05
JAEA-Technology-2009-004.pdf:2.0MB
確率論的安全評価(PSA: Probabilistic Safety Assessment)は、原子炉施設の合理的安全規制・安全管理活動の一つであり、日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉のPSA手順標準化のための技術基盤整備を目的に、定格出力運転時における内的事象に対するPSAにかかわる研究を実施している。当該研究の一環として、高速実験炉「常陽」について、レベル1PSAを試行し、出力運転時における内的事象に起因して炉心損傷に至る事故シーケンスの同定及び炉心損傷頻度を定量化した。本研究の結果、「常陽」における全炉心損傷頻度は5.0
10
/炉年であり、IAEA INSAG-12に記載された炉心損傷頻度の目標値である10
/炉年(既設炉に対して)及び10
/炉年(新設炉に対して)を下回っていることを確認した。
伊藤 主税; 伊東 秀明; 石田 公一; 服部 和裕; 大山 一弘; 助川 一弥*; 村上 隆典; 皆藤 泰昭; 西野 一成; 青山 卓史; et al.
JNC TN9410 2005-003, 165 Pages, 2005/03
JNC-TN9410-2005-003.pdf:12.66MB
高速実験炉「常陽」では、国の安全研究の一つである「燃料破損時の運転手法最適化に関する研究」の一環として、炉内で放出された核分裂生成物の挙動と燃料破損検出設備(FFD)及びシッピング法破損燃料位置検出設備(FFDL)の検出性能の評価を実施している。本研究では、MK-Ⅱ炉心において、試験用燃料要素の被覆管のガスプレナム部にスリットを設けてこれを照射する試験(昭和60年4月、FFDL炉内試験(I))、試験用燃料要素の被覆管の燃料カラム部にスリットを設けて照射する試験(平成4年11月、FFDL炉内試験(Ⅱ))を実施した。「常陽」は、MK-Ⅲ炉心への改造を完了し、平成16年度よりMK-Ⅲ炉心での本格運転を開始した。MK-Ⅲ炉心では、炉心構成等の変更に伴いFPのプラント系統内での振舞いが変化し、FFD設備やFFDL設備の感度・応答に影響を及ぼすことが考えられる。そのため、MK-Ⅲ炉心における燃料破損時のFPの振る舞いやFFD及びFFDL設備の性能を確認しておく必要がある。さらには、前回のFFDL炉内試験(Ⅱ)を実施してから約12年が経過しており、万一の燃料破損や、将来計画しているRTCB試験(燃料被覆管が破損に至るまで照射を継続する試験)に備え、MK-Ⅲ炉心運転時における燃料破損時のプラント運転手順を検証するとともに、対応能力の向上を図ることが重要である。そこで、平成16年11月11日から11月29日までの期間において、FFDL炉内試験(Ⅲ)を実施した。本試験では、MK-Ⅲ炉心において、燃料被覆管に人工欠陥を設けた試験用燃料要素を炉心中心に装荷して照射し、燃料破損を検知してから原子炉を停止して燃料を取り出すまでの一連のプラント操作を行い、燃料破損発生時における高速炉の運転手法を検証した。また、本試験において、運転・操作手順の改善や設備の改造・整備等の改善事項も摘出できた。今後は、これらの対応を図り、MK-Ⅲ炉心運転に備えるとともに、本試験結果を、将来のFBRの安全性の向上に反映させていく。
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
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。
前田 幸基; 青山 卓史; 吉田 昌宏; 関根 隆; 有吉 昌彦; 伊藤 主税; 根本 昌明; 村上 隆典; 礒崎 和則; 干場 英明; et al.
JNC TN9410 2003-011, 197 Pages, 2004/03
JNC-TN9410-2003-011.pdf:10.26MB
MK-III改造工事を終了させた後、2003年6月末より、設計性能の確認及び照射炉としての基本特性の確認などを目的として計28項目の性能試験を実施し、11月に最終の使用前検査に合格した。本報告書では、性能試験の各項目毎に主な結果を報告する。
平成7年3月)村上 隆典; 寺野 壽洋; 小林 哲彦; 小貫 修; 青木 裕; 大久保 利行; 田村 政昭
PNC TN9410 96-103, 88 Pages, 1996/03
本報告書は、高速実験炉「常陽」2次ナトリウム純化系運転試験報告書の(SN9410 90-133)の続編として作成したものであり、平成2年4月から平成7年3月までの運転経験をまとめたものである。また、併せてMK-III炉心移行に伴う2次ナトリウム純化系設備の運転上の課題について検討した結果についても記載している。得られた知見は次の通りである。(1)期間中、2次ナトリウム純化系の不具合は12件であり、プラント全体に影響するような不具合はなく、軽微なものが殆どであった。(2)既設2次系コールドトラップをMK-III炉心移行後も継続して使用できるかどうかについて評価した結果、平成6年1月末現在での不純物捕獲量は9.4kgと推定された。また、MK-III移行後の初期純化終了時点での予想不純物捕獲量は25.2kgとなり、設計捕獲量(18kg)を大幅に超過することが明らかとなった。(3)2次系コールドトラップエコノマイザの伝熱特性は、コールドトラップ制御温度の設定変更後2年程度の遅れをもって変化する。これは、設定温度を変更することで伝熱管への不純物付着状況が変わるためと推定され、設定温度を低く維持した場合、伝熱性能が良いことがわかった。(4)2次アルゴンガス系呼吸ヘッダに多量のナトリウムベーパが確認されており、2次ナトリウム純化系オーバフローラインにおけるアルゴンガス巻き込みの影響が考えられる。
塙 幹男; 大久保 利行; 星野 勝明; 村上 隆典; 早川 晃; 青木 裕; 照沼 誠一
PNC TN9410 91-361, 30 Pages, 1991/11
本報告書は,高速炉燃料の設計因子の妥当性を実験的に確認するために1991年6月に実施した孔線出力試験その1(B5D-1照射試験)時のプラント運転経験について述べたものである。本照射試験は,試験体を炉心中心に装荷し,原子炉出力60MWから通常の4倍の出力上昇率(0.4MW/min)で95MWまで上昇させ,10分間保持した後急速に出力降下する方法で実施した。試験時の主なプラント特性は次の通りである。(1)60MWから95MWまでの平均出力上昇率は0.45MW/minとなり,その間の原子炉出力Na温度上昇率は37度Cで,運転制限値を満足した。(2)原子炉出口とオーバーフロータンク間のNa温度差は運転手法によって最大70度Cに押さえることができ,運転制限値を満足した。(3)急速な出力変化に伴う2次Na温度制御系の追従性は良好で原子炉入口Na温度を一定に保持した。今回の運転経験によって今後数回に渡り計画されている高線出力試験の運転手法をほぼ確立することができた。また,今回の運転データ及びシミュレータによる解析結果から運転制限値を満足する最大出力上昇率は約0.6MW/minと予測される。
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。
川部 浩康*; 飛田 茂治; 軽部 浩二*; 中村 正人*; 村上 隆典*; 竹内 徹*; 伊吹 正和*
PNC TN9410 89-182, 381 Pages, 1989/03
本報告書は,実験炉「常陽」第7回定期検査期間中の昭和63年9月26日から10月2日,昭和63年10月19日から10月29日,11月14日から11月20日の3回に分けて実施した電源設備走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,無停電電源設備の整流装置・インバータ・負荷電圧補償装置について行った。このうち,常陽変電所については,9月28日から10月2日にかけて屋外キュービクルの更新工事が行われたため,工事期間中の一般系電源は,常陽バックアップライン(昭和63年2月設置)から給電された。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―7500mm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,運転員が行い,操作時は運管Gr及び2課点検担当者が立ち会う体制で実施した。今回の電源設備定期点検を通して,常陽バックアップラインヘの一般系電源切替え,復旧操作及び受電期間中の負荷制限対策など新たな経験と知見を得ることができた。また,プラント操作の面では,1CM/C点検に伴う2HCP/C母線連絡の際,2HDP/Cの遮断器が過電流によりトリップしたが,負荷容量を低減することにより対応した。更に,7S電源特殊受電復旧時7S電源のトリップ等を経験したが,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7回電源設備定期点検は,無事予定通り終了した。
佐藤 和二郎; 村松 壽晴; 上出 英樹; 村上 隆典; 前川 勇
動燃技報, (60), p.53 - 57, 1986/12
「もんじゅ」の1次アルゴンガス系の設計においては、放射性カバーガスの上昇を抑制する遮蔽プラグ貫通部へのブローダウン流量を適切な裕度で抑制することが必要とされる。本研究ではブローダウン効果に対する軸方向温度分布の影響を検討し、環状流量における自然対流の発生条件に関する判定条件式を得て、実機アルゴンガス系の合理化を実現した。また、単相多次元熱流動解析コードCOMMIX-PNCに質量輸送モデルを組み込んだMT(Mass Transfer)Ver.を開発・検証した。本手法は複雑さなどから実験判定を適用出来ない体系や、ブローダウンの継続による希釈効果(非定常濃度変化)等に対しても適用できる評価の一般式及び定量化を実現したもので、実機設計の信頼性向上に資することが出来た。
宮越 博幸*; 林 謙二; 村上 隆典*; 佐藤 和二郎*
PNC TN941 85-152, 48 Pages, 1985/10
「もんじゅ」炉外燃料貯蔵槽内における自然循環熱流動特性を把握するため,水を作動流体として,単純形状の縮少モデル試験を実施した。試験では,モデル内の温度分布測定,冷却コイル近傍の流速測定および流況観察により,定常状態における自然循環時の熱流動特性に関するデータを得た。また,ここで得られたデータとCOMMIX―DRACSコードによる解析結果とを比較し,自然循環流れに対するコードの解析機能およびモデル化の検討を行った。モデル内の流れは極めて複雑で,不規則な周期で変動しているが,周方向の温度不均一はなく流れははぼ軸対称であることが確認できた。モデルの軸方向温度分布および流況に関する解析結果と実験結果とは比較的よく一致した。よって,COMMIX―DRACSコードは本報で検討した冷却コイル部のモデル化や数値解析手法により,実機の除熱性能の評価に適用できる。
古川 鉄利*; 村上 隆典*; 佐藤 和二郎*
PNC TN941 85-98, 51 Pages, 1985/07
高速原型炉「もんじゅ」の炉内流量配分評価に必要な実験データを得るため,燃料集合体水流動試験装置により粗調整棒試作体の流動特性試験を実施した。試験では原子炉運転時のモードを模擬し,制御要素の軸方向位置を変えて,圧力損失特性および内部流量配分を測定した。また,制御要素の下端部に加速度計を取り付け,流力振動に対する制振機構の効果を調べた。制御要素は01000mmの範囲で軸方向に可動するが,圧力損失特性は300900mmの範囲では変化しない。一方,内部流量配分は200mm以上の場合はほぼ一定で,総流量の約45%が制御要素へ流入する。これから,実機の初期炉心から末期炉心までの駆動範囲465765mmの間では,圧力損失および内部流量配分共に一定であることが明らかとなった。制振機構により制御要素下端部の流力振動振幅は低減しないが,振動の方向は等方的になることがわかった。本試験結果は実機制御棒の設計および炉内流量配分に関する熱流力設計に反映される。
村上 隆典*; 古川 鉄利*; 佐藤 和二郎*
PNC TN945 85-07, 85 Pages, 1985/06
高速原型炉「もんじゅ」の炉内流量配分試験を実施するために,水を作動流体とする1/2縮尺の原子炉容器モデルが製作された。本試験はこの炉内流量配分に関する総合試験の予備突験として,モデル内に装荷される炉心構成要素(炉心集合体,制御棒,など)の単体流動特性の測定および計測用集合体内タービン流量計の校正試験を実施したものである。 流動特性は各流量領域の供試体につき3体づつ測定し,圧力損失係数,
,とレイノズル数,Re,とを関連付ける実験式を求めた。また,校正結果はタービン流最計の出力パルス・カウント数と流量との関係を示す校正式にまとめた。 ここで得られた1/2モデルに関する基礎データは,今後の炉内流最配分試験の実験および解析に不可欠なもので,それらを通して実機の炉心熱流力設計に反映される。
