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渡辺 智夫; 小澤 一雅; 大塚 二郎; 佐々木 和一; 沢田 誠
JNC TN4410 2004-003, 20 Pages, 2004/07
JNC-TN4410-2004-003.pdf:0.66MB
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渡辺 智夫; 沢田 誠; 佐々木 和一; 永井 文夫; 小澤 一雅; 小幡 立人*; 冨田 由香里*
サイクル機構技報, (19), p.1 - 10, 2003/06
FBRサイクル総合研修施設を活用したナトリウム取扱研修と保守研修の研修内容と研修実績を紹介し、「もんじゅ」の運転再開に向けた研修の実施状況を周知する。
永井 文夫; 川西 伴岳*; 小屋越 直喜; 佐々木 和一; 沢田 誠
JNC TN4440 2002-014, 48 Pages, 2002/11
JNC-TN4440-2002-014.pdf:10.03MB
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小屋越 直喜; 佐々木 和一; 沢田 誠; 奥出 利行*; 川西 伴岳*; 吉田 和生*
JNC TN4410 2002-003, 63 Pages, 2002/10
「もんじゅ」シミュレータ(MARS:MONJU ADVANCED REACTOR SIMULATOR)は、平成3年4月から運転担当者の教育訓練や運転手順書の検証等に活用されてきた。このシミュレータを用いた運転訓練を支援し、訓練を効果的に実施するために計算機を利用した種々のシステムを開発してきた。本報告書は、平成6年度から平成13年度までに開発した以下の3つの教育訓練支援システムと訓練データの分析・評価方法の検討について取りまとめたものである。・実時間可視化システムの改造 平成5年度に、実機では、計測点がないため確認できないパラメータや機器の内部構造をアニメーションにより可視化するシステムを開発した。それ以降、順次その教育範囲を拡大し教育訓練に利用している。 ・炉心専用ミニシミュレータの開発 炉心部の挙動を運転員に確認させ、教育効果を向上させるため、「もんじゅ」の炉心を多チャンネルのフローネットワークで詳細にモデル化した。ここで、得られた成果は「もんじゅ」シミュレータの更新・機能高度化の際に反映し、緊急事象の模擬が可能なフルスコープシミュレータを構築する予定である。 ・緊急時CAIシステムの開発 緊急事象発生時の対応操作の学習を支援するシステムのプロトタイプを開発した。「もんじゅ」の緊急事象に対する手順書が整備された時に本システムを改造し、教育訓練に利用する計画である。 ・訓練データの収集・分析・評価方法の検討 シミュレータを用いた訓練データを収集・分析・評価し、運転員の教育訓練体系の見直しを行うべく、訓練データの分析・評価方法について検討した。検討結果に基づき、クルーコミュニケーション評価について試行した結果、その有効性を確認することができた。
永井 文夫; 川西 伴岳*; 小屋越 直喜; 佐々木 和一; 沢田 誠
JNC TN4440 2002-012, 47 Pages, 2002/09
JNC-TN4440-2002-012.pdf:2.63MB
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渡辺 智夫; 小澤 一雅; 永井 文夫; 佐々木 和一; 沢田 誠
JNC TN4410 2002-002, 17 Pages, 2002/07
JNC-TN4410-2002-002.pdf:2.49MB
国際技術センターでは、平成12年9月よりFBRサイクル総合研修施設の本格的運用を開始し、平成12年度においては、「もんじゅ」や「ふげん」などの従業員、さらには地元自治体の消防署員などを対象に、6種類のナトリウム取扱研修を計22回、保守研修については8種類の研修を計11回開催し、延べ305名が受講した。平成13年度は、平成12年度の研修実績を踏まえ、「もんじゅ」の運転再開に向けてナトリウム取扱技術と保守技術に関する研修の一層の充実と強化を目指して、研修項目の追加や研修内容の一部見直し等を行った。具体的には、ナトリウム取扱研修について「もんじゅ」事故を教訓として新たに「ナトリウム配管漏洩対応訓練」コースを新規に追加した他、「もんじゅ」運転員及び自衛消防隊員が年1回必須で受講する「ナトリウム消化訓練」の講義内容を一新し、かつ実習内容をより充実するなどマンネリ防止化と知識の拡充化に努めた。また、国際技術センター内に組織されている「教育研修検討委員会」(大洗の専門家を含む)において研修テキストの内容検討を受け、コメントに沿ってテキスト内容の一部見直しを実施した。平成13年度の研修実績は、7種類のナトリウム取扱研修を計25回、また保守研修は、7種類の研修コースを計11回開催し、受講者数はナトリウム取扱研修が157名、保守研修が63名、合わせて220名であった。この他、平成13年10月31日に発生した「常陽」の建物火災事故に係る水平展開として平成14年度から新たに「ナトリウム取扱技能認定コース」を導入することとなったが、これに対応して大洗側と連携を図りつつ、ナトリウムの自然発火機構の説明やナトリウム取扱実習などを盛り込んだ研修カリキュラムやテキスト、並びに技能試験問題作成などの準備を進めた。
小屋越 直喜; 佐々木 和一; 沢田 誠; 奥出 利行*; 川西 伴岳*; 吉田 和生*; 林 学生*
JNC TN4410 2002-001, 67 Pages, 2002/07
JNC-TN4410-2002-001.pdf:4.27MB
「もんじゅ」シミュレータ(MARS:MONJU ADVANCED REACTORS SIMULATOR)は、平成3年4月から運転担当者の教育訓練や運転手順書の検証等に活用されてきた。本報告書は、平成6年度から平成13年度までのシミュレータ運用経験を取りまとめたものであり、次の2部から構成されている。なお、平成5年度までの運用経験については、「高速増殖原型炉もんじゅシミュレータ「MARS」の開発及び運用経験:PNC ZN-2410 95-015」で報告している。第1部「もんじゅ」事故に伴う教育訓練体系の改訂・ナトリウム取扱、消火訓練の強化・安全総点検指摘事項に係わる訓練体系の見直し及び訓練頻度の改訂・訓練評価手法の策定・教育ガイドラインの作成・CAI(COMPUTER ASSISTED INSTRUCTION)を用いた基礎教育の強化 第2部「もんじゅ」運転再開に向けたシミュレータの高度化・性能試験で得られた「もんじゅ」実データの反映及び設備改造・教育体系見直しに伴う異常模擬事象の追加・ナトリウム漏えい訓練強化にかかわる模擬盤の追加及び模擬ソフトウェア開発・新型計算機システムによるシミュレータ能力向上及びソフトウェア改造・今後のシミュレータ機能高度化策について
沢田 誠
JNC TN4520 2001-001, 30 Pages, 2001/11
JNC-TN4520-2001-001.pdf:5.53MB
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Al conductor小泉 徳潔; 東 克典*; 土屋 佳則; 松井 邦浩; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 西島 元; 布谷 嘉彦; 安藤 俊就; 礒野 高明; et al.
Fusion Engineering and Design, 58-59, p.1 - 5, 2001/11
被引用回数：2 パーセンタイル：19.66(Nuclear Science & Technology)13T-46kAステンレスコンジット導体NbAlを開発し、その臨界電流性能を評価した。NbAlは強度が高いために、ステンレスコンジットを使用しても、そこにかかる歪は0.4%以下と評価できる。これによる臨界電流の劣化度は10%と小さい。実験では、サンプル製作の都合上、NbAlに熱歪がかからなかった。本サンプルの臨界電流値には劣化がなく、実際のコイルの導体でも、この測定値より10%程度低い臨界電流値となる。よって、臨界電流値は100kAと予想され、十分な裕度がある。
沢田 誠; 渡辺 智夫; 岩崎 隆司*; 榊原 安英; 永井 文夫*
JNC TN4410 2001-006, 53 Pages, 2001/06
JNC-TN4410-2001-006.pdf:9.03MB
平成12年10月より敦賀本部国際技術センター(白木地区)に建設された「FBRサイクル総合研修施設」の本格的な運用が開始された。同研修施設は、高速増殖炉原型炉「もんじゅ」の運転再開に向けて運転員や保守員の教育研修はもとより、新型転換炉「ふげん」やサイクル機構他事業所の技術者の研修、更には地元の研修施設としての活用など、幅広い活用を目指した研修施設で、地域を含めたグローバル研修施設としての教育活動を開始した。研修施設は、「ナトリウム学校」と呼ばれるナトリウム研修施設と「保守学校」と呼ばれる保守研修施設から構成されている。ナトリウム学校ではナトリウムの化学的及び物理的性質の学習や、ナトリウムループ系の基本的運転技術の習得、ナトリウム消火訓練、更にはナトリウム漏洩時の対処訓練など幅広い分野に亘るナトリウム取扱技術の研修を実施している。一方、保守学校では9種類の保守学習モデルを設備し、「もんじゅ」特有のナトリウム機器や設備の点検技術、並びにポンプ分解点検や電源盤点検、計測制御技術などの汎用技術について技術の習熟を図っている。
沢田 誠; 米川 満
JNC TN9410 99-005, 146 Pages, 1999/03
「常陽」では、昭和58年から運用を続けてきた運転訓練シミュレータの更新を平成10年度に行った。更新に当たっては、単なる計算機の更新だけでなく「模擬精度の向上」と「訓練機能の向上」から成るシミュレータの高度化を図った。「模擬精度の向上」は二つの目的を有しており、一つは、プラントシミュレータ(プラント特性試験評価解析用ツール)としての活用を可能にすることであり、もう一つは、検討が進められている緊急時対応措置訓練(EPG訓練)に関する準備である。これらの目的を達成するためには、シミュレータの計算模擬精度を向上させることが不可欠であり、原子炉モデルと主中間熱交換器(IHX)モデルを改良することにより「模擬精度の向上」を達成した。具体的には、原子炉モデルを単一代表チャンネル、軸方向メッシュ10ノードから、16チャンネル、17ノードに多チャンネル、多ノード化する一方、「常陽」自然循環試験解析評価より得られた集合体間径方向熱移行効果を取り入れて熱流動モデルを作成した他、個々の制御棒反応度価値を基に核計算を行うよう核計算モデルを改良した。またIHXモデルについては、熱貫流率の補正、バイパス無効流算定方法の変更、及びノード分割の追加を行い熱流動モデルを改良した。これらの改良は、「常陽」100MW自然循環試験データを検証データとした検証解析より精度的に十分信頼できるものであることを実証した。「訓練機能の向上」は、旧シミュレータに欠如していた中央制御室の裏盤や現場盤に関する操作訓練を補うことを目的としたもので、シミュレータ計算機とリンクさせたワークステーションCRT画面上で現場盤等に関する操作訓練を模擬的に行うことができる機能を新規に開発整備した。また、更新においては現行の照射炉心(MK-II炉心)バージョンモデルとともに、平成14年度に運転開始が予想されている高性能照射炉心(MK-III炉心)バージョンモデルも併せて作成整備した。
前田 幸基; 大山 信美; 沢田 誠; 高津戸 裕司
PNC TN9440 98-003, 28 Pages, 1998/03
高速実験炉「常陽」は,1997年4月24日に臨界20周年を迎えた。これまでの20年を超える運転実績と成果をさらにアピールするため,一般の方々への情報の発進とそれに対するレスポンスへの対応が迅速に行えるインターネットを利用して「常陽」を紹介する動燃ホームページ/「JOYOほーむぺーじ」の「JOYOを知ろう」の章に高速実験炉「常陽」臨界20周年記念誌を掲載する。
沢田 誠*; 寺野 壽洋*; 舟木 功
動燃技報, (97), p.110 - 114, 1996/03
「常陽」の運転員は、机上学習と現場でのOJTを主体とした「教育訓練」とシミュレータを用いた「シミュレータ訓練」を系統的かつ計画的に進め、安定かつ安全運転に努めている。シミュレータは、照射炉心(MK-2)への移行による本格的な運転に備えて昭和58年に導入され、通常時および異常時における原子炉プラントの運転挙動とシーケンスインターロック制御動作を実時間で模擬することが出来る。これにより、運転員は実機と変わらぬ臨場感を持って運転操作訓練を行えることから、効率的かつ合理的に運転技術を修得することが出来る。これらの充実した運転教育訓の成果は、「常陽」のこれまでの長年にわたる安定かつ安全な運転の確保という実績面に表れている。なお、「常陽」の照射能力の向上を目指したMK-2計画に対応して、訓練機能と模擬精度の向上を計るための高度化計画を現在進めている。
道野 昌信; 沢田 誠
動燃技報, 93, p.74 - 78, 1995/00
「常陽」の運転保守支援システムは、「常陽」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開発されている。その一環として、多大の労力と知識が要求される運転管理業務を支援する運転管理システムの開発を行っている。これまでに、1)プラント管理のために発行される帳票の一元管理を行う「文書管理支援機能、2)作業に伴い停止する機器の管理を行う「操作禁止札取付管理支援機能」及び 3)プラント運転工程表の作成を支援する「工程管理支援機能」を開発し、運用を開始した。これにより、プラント運転管理の信頼性が向上し、また管理に要する労力を大幅に削減することができた。 本発表では、開発した3つの支援機能の概要とこれまでの運用実績について報告する。
磯崎 和則*; 沢田 誠*
PNC TN9410 90-194, 67 Pages, 1990/12
「常陽」では,MK-III計画の一環とし,二重管SGを用いた2次系削除システム(中間系合理化システム)の検討を進めている。2次系削除システムを実現化させるためには,許認可上安全ロジックの構築が必要不可欠である。この安全ロジックの構築においては,「リーク検出系の条件」が重要な課題となる。本作業では,安全ロジックを構築する上で重要となるリーク検出系の要求条件を摘出するため,リーク検出系の仕様検討を行い,これらを基にリーク検出系応答解析を行った。この結果,伝熱管破損をDBE(貫通リークなし),BDBE(微小リーク)と想定した条件下でのリーク検出系の構成,検出性能等が「常陽」の体系で以下のように定められた。1)リーク検出系の要求条件1内管リーク検出計:Ne中湿分検出計0.01mm径相当のリークを検出目標時間3時間以内に検出できるパラメータ範囲は,a) 検出設定値 : 
100Vppm b) Neプレナム体積: 2=c) Ne循環流量 : 5
100N=/h2 外管リーク検出計: Na中Ne検出計0.01mm径相当のリークを検出目標時間3時間以内に検出できるパラメータ範囲は,a) 検出設定値 : 10Vppm b) サンプリングNa流量: 
201/min c) スパージャ率: 0.4d)キャリアガス容積: 0.02mm33貫通小リーク検出計: Na中水素計水リーク率1g/sec以下のリークを破損伝播なしに検出できるパラメータ範囲は,a) 検出設定値:30ppbb) 検出時間 :30sec4貫通中リーク検出計:音響計水リーク率0.1g/sec1Kg/sec(破損孔0.1mm10mm)の中リーク以上を1本ギロチン破断相当のリーク量75kg以下に抑えることができるパラメータ範囲は,あ)検出感度: 10g/sec b) 検出遅れ時間: 15sec 今後,リーク検出系に対する検討は,上記の「常陽」2次系削除システム・リーク検出系要求仕様条件を基に開発されるリーク検出計の仕様,性能及び特性を基に,リーク検出系応答解析モデルの詳細化等を行う必要がある。また,安全ロジックを構築する上で必要なもう一つの課題であるナトリウム-水反応生生物挙動解析コードの開発も必要と考えられる。
沢田 誠*
PNC TN9410 90-070, 38 Pages, 1990/05
「常陽」MK-III計画の出力上昇に伴う冷却系改造検討の一環として、IHX伝熱管の座屈評価を行った。本検討は、改造に伴う出力上昇に関連してIHX交換の必要性有無に対する検討の一環として行ったものである。また、現出力運転条件下におけるIHX伝熱管の座屈に対する裕度についても併せて検討を行った。以下に主な成果を示す。(1) 伝熱管の座屈は、管束部の径方向温度差(
T)に起因する軸圧縮荷重によって発生する。(2) 管束部において生じる径方向温度差は、100MWt条件下でT=28.7
,140MWt条件下でT=36.7であると推定される。(3) 座屈限界温度差は、TLimit'=32.9である。この限界値は、先に行った座屈実験(昭和55年度)から得られたTLimit'=29.0に、今回改たに検討を加えて求めた伝熱管管板の熱膨張変形による座屈緩和効果分のT=3.9を加算して求められたものである。(4) 以上の検討結果から、伝熱管は座屈に対して100MWt条件下では1.14倍の裕度を有するものの、140MWtのMK-III条件下では座屈の恐れが十分にあることが判明した。(5) 今回の検討では、伝熱流動解析において管束部におけるクロス・フロー効果を計算上考慮に入れた。この結果、従来の解析結果を基に提言されていた100MWt条件下での発生温度差T=22.0をT=28.7に修正し、座屈に対する評価をより安全側に、且つ、より信頼性の高い評価にすることができた。
沢田 誠*
PNC TY9469 90-001, 75 Pages, 1990/03
当事業団は、第四紀地盤立地方式に係わるライセンサビリティーのための実証データの提供を目的として、「常陽」地震時応答特性に係わる実験的研究を(財)電力中央研究所(我孫子研究所)との共同研究で進めている。研究は、「地盤物性」、「起振実験」、「地震実験」、及び「数値解析」の各項目から成り、本報告は、研究の最終項目である「数値解析」について報告するものである。主な成果を、以下に示す。(1)地震時挙動のシミュレーション 3次元挙動を扱うSR法、点加振薄層要素法(RESP)、及び2次元挙動を扱う格子法(LATT)のいずれの手法とも、埋込み有する建屋の地震時挙動をほぼ的確に評価できることを確認した。これより、現在最も広く用いられているSR法でも深く埋設された原子炉建屋の耐震解析手法として十分活用できることを実証できた。(2)地盤剛性が応答に及ぼす影響 地盤剛性が小さいと応答が小さく、剛性が大きくなると応答も大きくなる傾向を確認した。また、応答スペクトルの分析結果より、地盤剛性は主としてロッキング動に影響を与えることを確認した。
沢田 誠*
PNC TN9410 90-025, 102 Pages, 1990/02
「常陽」のように建物埋設効果が期待できる原子炉施設の耐震設計については,埋設効果を考慮に入れた合理的評価方法に関する検討がかなり進んでおり,昭和62年5月に耐震特別調査委員会(通産省委託,日本電気協会)から埋込みS-Rモデルの解析手法が提案された。現在,原子力発電所の耐震設計では,動的地震力は上述の埋込みS-Rモデル手法に基づいて,また,静的地震力は現行の「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」(昭和56年7月)に準じて算定する考え方(以下,両者をまとめて便宜的に「現行指針」と称する)がほぼ定着している。こうした背景を踏まえ,「常陽」MK-III改造計画に係わる耐震バックフィット検討を目的として,上述「現行指針」に準じて「常陽」の耐震設計を再評価し,「原設計」(昭和45年)との対比評価を行った。なお,設計用基準地震動には,「常陽」第二使用済燃料貯蔵施設の安全審査において認可された大洗地区統一のS1,S2地震動を用いた。主な検討結果を以下に示す。(1)「現行指針」に準じて算定した設計地震力は,静的及び動的地震力とも「原設計」で考慮した地震力を大きく下回ることから,バックフィット問題は生じないとの見通しを得た。なお,設計地震力としては,「現行指針」の静的,動的及び「原設計」の静的,動的のうち,「原設計」の静的地震力が最も大きい地震力であった。(2)静的地震力の算定方法を比較すると,「原設計」では建物基礎底面を基準として高さにより一元的に設定された震度を用いて地震力を算定しているのに対し,「現行指針」では建物地上部と建物地下部に分けて地震力を算定することから,地上部での地震力が低減するばかりでなく,地下部では埋設効果を考慮に入れて震度を設定しているため地震力は大幅に低減している。(3)動的地震力の算定方法を比較すると,建物-地盤相互作用の減衰効果を「原設計」では底面のみによる一定減衰(側面は無視)としているのに対し,「現行指針」では底面及び側面とも複素ばねに基づく振動数依存減衰としていることから,「原設計」に比べて高減衰の解析モデルとなる。(4)「常陽」の敷地地盤(硬質砂層)の特色により,設計用入力地震動は基準地震動に比べてかなり減衰した地震動となる。
6月の成果概要大戸 敏弘; 有井 祥夫*; 小林 孝良*; 沢田 誠*; 島田 裕一*; 曽根 徹; 舟田 敏雄*
PNC TN9410 89-118, 153 Pages, 1989/08
本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、平成元年4月から6月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報された成果の概要をまとめたものである。各成果は、その内容別に下記の項目に分類される。 ○高速実験炉の炉心特性の測定と解析・評価 ○高速実験炉のプラント諸特性の解析・評価 ○高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析 ○燃料性能実証試験のための設置変更準備 ○使用済燃料貯蔵設備増設のための設置変更作業 ○分析技術に関する研究開発 ○計算機コード・マニュアルの作成と整備 ○MK-3計画に関する検討 ○その他の試験研究及び解析・評価作業の成果 本報告書は、多岐にわたる分野の試験成果の速報であり、各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については、別途作成される報告書を参照されたい。
沢田 誠*; 大平 満*; 飛田 公一*; 磯崎 和則*
PNC TN9440 89-008, 228 Pages, 1989/05
「常陽」使用済燃料貯蔵施設の貯蔵能力の拡大を目的とした設置変更許可申請(昭和63年9月20日付け)は、平成元年3月27日付けをもって内閣総理大臣の許可を受けた。本許可は、耐震Asクラス施設の第四紀地盤立地として初めての審査であるという点を考慮して、「原子力発電所の地質・地盤に関する安全審査の手引き」等の基本的考えを基に、敷地地盤の支持力、沈下、すべり及び液状化に対する詳細な解析評価を行い、これらの結果により、現行の「耐震設計審査指針」が意図する「岩着をもって安全性を担保する」という基本的な考え型に対し、同等の安全性を有することを立証した。これは、第四紀地盤立地の一般化に向けた歴史的な第一歩として重要な意義を有している。本資料では、地盤調査、地盤安定性評価、設計用基準地振動、及び耐震設計評価の各項目についてまとめた。また、参考として、顧問会及び原子炉安全専門委員会(第57部会)に係るQ&A集を添付した。
