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鈴木 久規; 永山 哲也; 堀籠 和志; 石橋 篤; 北尾 貴彦; 駿河谷 直樹
日本保全学会第11回学術講演会要旨集, p.214 - 219, 2014/07
東海再処理施設は、使用済み燃料からウランやプルトニウムを抽出する技術開発を行っている。この中で分析設備は、1977年から使用を開始しておりプロセスの管理分析を担っている。各プロセスから得られたサンプルは、高放射性試料分析用セルライン設備、低放射性試料分析用グローブボックス設備、極低レベル試料分析用ヒュームフード設備を使用して、様々な分析手法によって分析を行っている。本報告では、これまで実施してきた分析設備に対する保全実績として、幾つかの作業実例を紹介する。
山本 昌彦; 石橋 篤; 永山 哲也; 駿河谷 直樹; 黒沢 明; 檜山 敏明
JAEA-Technology 2010-040, 28 Pages, 2010/12
JAEA-Technology-2010-040.pdf:0.97MB
プルトニウムは核燃料取扱施設の計量管理,保障措置において最も重要な元素であり、その分析には、高い精確さが求められる。そこで本研究では、プルトニウムの精密分析を目的として電位規制クーロメトリーを用いた、分析用標準物質の候補となるプルトニウム調製溶液の値付け分析及びその不確かさ評価を実施した。クーロメトリーの測定装置は、最新の国際規格であるISO12183:2005に準拠するように装置及び測定前処理条件を最適化した。プルトニウム金属標準物質NBL CRM-126から調製した測定試料を分析した結果、分析値と表示値の差は0.1%以下であり、相対標準偏差は0.05%(n=19)で良好にプルトニウムの測定ができることがわかった。また、MOX粉末から調製したプルトニウム溶液の分析値は15.5995
0.0036mgPu/gであり、ISO/BIPM-GUMに基づき本試料の不確かさを算出したところ、信頼区間がおよそ95%を示す包含係数k=2として計算した相対拡張不確かさは0.023%であった。クーロメトリーによる分析値は同位体希釈質量分析法による分析結果とも良好に一致し、MOX粉末から調製したプルトニウム溶液を精確に値付けすることができた。
1989年1月竹内 徹*; 佐々木 和一*; 森本 誠*; 今村 弘章*; 永山 哲也*; 小屋越 直喜*; 永井 均*
PNC TN9450 89-001, 163 Pages, 1989/04
「常陽」1次主循環ポンプの速度制御は,静止セルビウス装置を用いて行っているため,外部電源電圧の変動による影響を受け易く安定な運動性を確立するために多くの時間と労力を要した。これらの運動経験に基づいて,昭和53年4月に制御装置各部の信号を集めて異常時に,自動的にこれらの信号を記録する現象記録装置を設置した。その後昭和59年8月に本装置の改造強化工事を実施し,1次主循環ポンプ健全性確認に係わるデータの採取を継続して行っている。本報告書は,1次主循環ポンプ及び速度制御装置に係わる健全性を評価する際の参考資料として活用できるよう,先に報告した「1次主循環ポンプ速度制御現象記録装置の強化(PNCSN941086-041)」以降に得られたデータを纏めたものである。
永井 均*; 竹内 徹*; 永山 哲也*; 小屋越 直喜*; 佐々木 和一*; 森本 誠*; 藤枝 清*
PNC TN9410 89-184, 18 Pages, 1989/03
高速実験炉「常陽」では、定検時における電磁ポンプダクト部の保護のためにオーバフロー及び純化系電磁ポンプについて、ナトリウム特殊ドレンを実施している。しかし、純化系電磁ポンプについては、これまでに凍結途中にガス導通が止まる等の事象が起こり、一度も完全なナトリウム特殊ドレンができなかった。このため、模擬配管によるガス導通水試験を行い、1次純化系導通水試験を行い、1次純化系特殊ドレン不可原因の推定を行った。模擬配管でナトリウム特殊ドレン時と同等の圧力を加え確認したところ、水平管と垂直管を結ぶ位置に液相部ができ、圧力が低くなるに伴い液相部が増える傾向が認められた。従って、その液相部が固まればガス導通が止まることになる。しかし、水平管はガス導通の様子が層状流となるため、電磁ポンプ位置が最後に固まる場合、ガス導通が止まってもナトリウム融解時の体積膨張を吸収する空間ができ、このため完全な特殊ドレンはできないものの、電磁ポンプ保護の目的を満足していると推定される。さらに、水試験の結果から、今回行った直接電磁ポンプへガス導通する方法については、設備の圧力制限上ガス導通できないことか判明した。
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。
昭和61年9月)黒沢 龍一*; 竹内 徹*; 永山 哲也*; 磯崎 和則*; 村上 幸義*; 藤枝 清*; 光延 秀夫*
PNC TN9410 87-001, 22 Pages, 1987/01
高速実験炉「常陽」の補助冷却系統について、昭和57年1月から昭和61年9月までの運転実績を報告する。主な運転実績は次のとおりである。(1)1次補助冷却系統は大きな故障もなく、順調に運転された。1次補助冷却系の運転時間は約3400時間であり、主に運転は定期点検期間中における炉心崩壊熱除去の目的で行われた。1次補助循環ポンプが自動起動したのは65回であり、全ての起動停止は計画的な各種試験によるものであった。1次補助冷却系統へ冷却材ナトリウムを初充填した以後の系統運転時間は約3900時間となった。(2)2次補助冷却系統は100%流量で約34000時間運転された。その間、2次補助循環ポンプのトリップは11回発生した。トリップの内訳は外部電源喪失及び試験によるのが10回、補助循環ポンプコイル温度高によるものが1回であった。補助循環ポンプコイル温度高によるトリップは、原子炉停止中の昭和57年5月に発生した。原因は補助循環ポンプ冷却フィルターが目詰りしたため、コイルへの冷却風量が低下し、ポンプトリップへ至ったものである。プラントへの影響はなかった。この期間の2次補助冷却系の運転はほぼ順調であった。2次補助冷却系統へ冷却材ナトリウムを初充填した以後の系統運転時間は約73000時間となった。
磯崎 和則*; 永山 哲也*; 伊東 秀明*; 星野 勝明*; 原 邦夫*; 黒沢 瀧一*; 村上 幸義*
PNC TN941 85-164, 73 Pages, 1985/11
高速実験炉「常陽」の補機冷却系は「補機系」,「空調系」,「ディーゼル系」の3つの系統から構成されている。各系統はプラント補機全般の熱除去,格納容器床下雰囲気を含む空調関係の冷却,非常用ディーゼル発電機の冷却を行っており,いずれも地味ではあるがプラントの運転・保全上欠かせない重要な系統である。▲補機冷却系統設備は,昭和51年1月の総合機能試験から昭和60年3月の100MWt第7サイクル運転終了までに約79000時間の運転実績を得た。この間,水質の一時的な悪化による冷却系統機器の腐食の進行,補機系揚水ポンプと空調系循環ポンプの外部電源喪失後の自動起動失敗,ディーゼル系冷却塔ストレーナーの目詰りによる一時的なディーゼル発電機冷却水断(一般系電源設備の点検のためディーゼル発電機を長時間運転中)等の不具合が発生したが,いずれも運転操作管理上の適切な対応によってプラント全体に影響を及ぼす事態は回避された。▲上記の不具合に対する設備上の対応として,水質の問題については,薬品注入設備や水ろ過設備の設置,ポンプ類の自動起動の信頼性については自動起動回路の改造を実施しており,運転管理上の対応とあいまって最近は安定した運転が継続されている。▲さらに,60年度は冷却塔の交換工事を行うことによって,冷却水温度の安定制御が可能となる他,ストレーナーの目詰りの問題も解決して,冷却水の安定供給の面でも,一層の信頼性の向上が計れた。▲
伊東 秀明*; 鈴木 伸也; 永山 哲也*; 原 邦夫*; 磯崎 和則*; 星野 勝明*; 黒沢 龍一*
PNC TN941 85-27, 206 Pages, 1985/02
「常陽」の1次オーバフロー系統の運転は,昭和51年2月のナトリウム中総合機能試験に始まり,昭和58年8月の100MWt第4サイクル終了までに,約55,000時間の運転実績を得ている。この期間におけるオーバフロー系統の機能は十分に仕様を満足するものであった。一方,オーバフロー系統の戻り配管部への熱衝撃については,これを避けるための運転手法をこれまでに得た種々の知見に基づいて改良し,熱衝撃を完全に避けることができた。しかし,本運転手法は商用電源喪失で原子炉が停止した場合、その再起動に1016時間を要するため,効率的なプラント運用を考慮すれば,短時間で再起動し得る系統設備の改造が必要となろう。▲
原 邦夫*; 判治 裕尚*; 伊東 秀明*; 磯崎 和則*; 星野 勝明*; 永山 哲也*; 小澤 健二*
PNC TN941 84-117, 81 Pages, 1984/07
高速実験炉「常陽」の2次主冷却系統設備は,昭和51年1月のナトリウム初充填から,昭和56年12月の原子炉熱出力75MW第6サイクル運転終了まで約52,000時間の運転実績を得た。原子炉運転時間は約12,800時間となり,2次主循環ポンプは,約40,000時間,主送風機は,約10,000時間もの運転実績を得ることができた。この間,2次主循環ポンプ・モータブラシの損耗,主冷却器の経年変化など,貴重な運転経験となった。それ以外は特に大きな問題も無く運転する事ができた。本報告書は,2次主冷却系統設備の運転実績および2次主循環ポンプの運転実績,保修履歴,主送風機の運転実績,主中間熱交換器の2次側温度差などについてまとめた。
山本 昌彦; 石橋 篤; 永山 哲也; 駿河谷 直樹; 黒沢 明
no journal, ,
核燃料サイクル施設において採用されている同位体希釈質量分析法(IDMS)の標準物質として、原子力機構で保管しているPu-239の同位体組成が90%以上のMOX粉末から調製したプルトニウム溶液を使用するため、電位規制クーロメトリーにより、プルトニウム溶液の値付けのための分析を行った。測定装置の精度確認のため、NBL CRM-126プルトニウム金属標準物質から調製したプルトニウム標準溶液の分析値は、5.0172mgPu/gであり、表示値5.0192mgPu/gと良好に一致した。また、相対標準偏差は0.05%(n=17)であった。また、MOX粉末から調製したプルトニウム溶液の分析値は15.5995mgPu/gであった。ISO/BIPM-GUMに基づき、信頼区間がおよそ95%を示す包含係数k=2として、本試料の不確かさを計算したところ相対拡張不確かさは0.02%であり、MOX粉末から調製したプルトニウム溶液を高精度で定量することができた。