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報告書

高速実験炉「常陽」MK-III移行時のプラント状態検討結果報告(平成7年度第17部会D分科会)

田村 政昭; 星野 勝明; 森本 誠; 鈴木 伸也; 道野 昌信; 小貫 修; 舟木 功

PNC TN9440 96-007, 39 Pages, 1996/03

PNC-TN9440-96-007.pdf:1.53MB

これまでにすでに提案された主中間熱交換器(IHX)の交換をはじめとするMK-3移行時の改造工事及び総合機能試験(SKS)基本計画に基づき、MK-3移行時のプラント状態を検討するため、第17部会に分科会を設け、関連する問題点の摘出と必要な対応策を起案するとともに、これらと整合性を有するプラント状態を策定した。分科会の活動を通して得られた検討結果は次の通りでである。1MK-3改造工事及び総合機能試験(SKS)工程と整合するプラント状態を設定した。基本的には、1次系:NAドレン(GL-8600MM)、予熱N2ガスブロワ運転(炉容器、補助系予熱)、補助系運転(必要に応じて)、カバーガス定圧(配管切断及び加工時)2次系:NA全ドレン、ダンプタンクのみ予熱保持、カバーガス定圧運転(配管切断及び加工時)2カバーガスの圧力制御と純度監視、1次系カバーガス圧力は30MMAQ以下(配管切断、取付時)に制御するため、定圧運転モード(15$$sim$$30MMAQでの自動制御)で対応する。必要があれば0$$sim$$10MMAQの範囲での手動圧力制御も考慮する。2、2次系カバーガス圧力は呼吸ガスヘッダにデジタルマノメータを設置し、20$$sim$$30MMAQで自動または手動制御を行う。3NAの純度管理については、工事期間中の原子炉容器及び2次系ダンプタンク内NAの適切な純化運転とサンプリングの方法がないことから、特に積極的な純度管理は実施しない。4、予熱N2ガスブロワは、これまでの運転実績を考慮し、4ヶ月毎の交互切替運転を行う。商用電源喪失対策としては特に実施しないが、長時間にわたる場合に非常用D/Gからの逆送電で、また「常陽」側での電源異常時には既設のバックアップラインから受電する。5、工事終了後の1次系内アルゴンガス置換は強制アルゴンガスパージで行う。

報告書

高速実験炉「常陽」運転経験報告書; 2次ナトリウム純化系運転経験(平成2年4月$$sim$$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

PNC-TN9410-96-103.pdf:2.56MB

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。

報告書

高速実験炉「常陽」第10回定期点検報告書 電源設備定期点検時のプラント操作

舟木 功; 則次 明広; 山崎 学; 山田 守昌; 米川 満; 小林 哲彦; 田村 政昭

PNC TN9410 95-270, 414 Pages, 1995/10

PNC-TN9410-95-270.pdf:9.47MB

本報告書は、高速実験炉「常陽」第10回定期点検期間中の平成5年5月29日から30日及び平成5年8月30日から9月15日に実施した電源設備定期点検時のプラント操作、電源操作並びに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、一般系電源設備B系(一部A系含)、非常系電源設備D系(一部C系含)及び交・直無停電電源設備について行った。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去する状態と、1次系ナトリウムを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ガス系で行い、2次系についてもナトリウムを全ドレンした状態で実施した。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会う体制で実施した。この結果、第10回電源設備定期点検は、無事予定通り終了した。

報告書

高速実験炉「常陽」第9回定期点検報告書 電源設備定期点検時のプラント操作

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

PNC-TN9410-95-269.pdf:10.14MB

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。

報告書

高速実験炉「常陽」燃料洗浄設備の被ばく低減対策の実績と評価

鈴木 寿章; 伊東 秀明; 大久保 利行; 田村 政昭

PNC TN9410 95-105, 85 Pages, 1995/05

PNC-TN9410-95-105.pdf:3.86MB

高速実験炉「常陽」の使用済炉心構成要素は、燃料洗浄設備において付着ナトリウムの蒸気と脱塩水による洗浄が行われる。このとき放射性腐食生成物(Corrosion Product:以下CPという)も同時に除去されて系統内に付着・蓄積する。このCPは放射線源となって燃料洗浄室の空間線量当量率を上昇させ、運転・保守時における作業員の主たる被ばく源となっている。空間線量当量率を下げ、運転・保守時の被ぼく低減を図るため、これまでにも化学除染等を実施してきたものの、機器の間隙部に付着したCPは十分に除去することはできなかった。このような背量のもとに、平成3年度から平成6年度にかけて以下の燃料洗浄設備における被ばく低減対策を実施した。(1)放射線映機化装量(RID)による線源部の確認(2)主要機器の遮蔽体設置(3)ドレン配菅の所整理(4)脱塩水循環系配管の更新(5)アルゴンガス循環系ミストトラップの追加設置(6)アルゴンガス系弁ドレンラインの設置この結果、燃料洗浄設備の主要作業エリアである燃料洗浄機器室(A-212室)でのエリアモニ夕の空間線量当量率は、被ぱく低減対策前の約1/3に低減することができた。本報告書は、これまでに実施した被ばく低減対策の実積とその成果についてまとめたものである。

論文

Operotion and Maintenance Experiance of The Fuel Handling Facilities of JOYO

鈴木 伸也; 伊東 秀明; 田村 政昭

Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), 0 Pages, 1995/00

「常陽」は、昭和52年の初臨界以来、現在までに17年間にわたり順調に運転を行ってきた。この間、高速炉に特有なシステム構成に基づく燃料取扱設備は、多くの運転・保守経験を積み重ねており、それを設備の改善に反映することによって、大きな問題もなく約1800体の燃料取扱実績を得ている。例えば、ナトリウム蒸着による回転プラグの動作不良やプラグ類の引抜き抵抗増大等を経験したが、これらの事象解明に取り組み対策技術を確立した。主要な運転方法及び設備の改善実績やMK-3計画との関連で予定している将来の改造計画について報告する。

報告書

高速実験炉「常陽」運転経験報告書; 1次・2次予熱電気ヒータ運転経験

寺野 壽洋; 青木 裕; 大久保 利行; 田村 政昭

PNC TN9440 94-015, 104 Pages, 1994/07

PNC-TN9440-94-015.pdf:3.12MB

高速実験炉「常陽」の予熱電気ヒータ設備は、1975年1月の総合機能試験から、1993年3月末までの約18年にわたり、大きなトラブルもなく順調に運転を継続してきた。この間多くの運転・保守経験が得られている。本報告書は、予熱電気ヒータ設備の運転・改造履歴及び運転特性を総括的にとりまとめたものである。

報告書

「常陽」制御棒操作ガイドシステムの開発

飛田 茂治; 河井 雅史; 米川 満; 星野 勝明; 伊藤 芳雄; 大久保 利行; 田村 政昭

PNC TN9410 94-094, 69 Pages, 1994/03

PNC-TN9410-94-094.pdf:1.7MB

制御棒操作ガイドシステム(以下、ロッドガイダーという。)開発の最終ステップとして、マンマシンインターフェイス機能の改善を図る目的で、平成3年よりCRT画面の日本語表示化、音声ガイド機能の追加、及び出力調整モードでの制御棒操作量の予測精度向上機能の追加を実施した。これらの機能を追加したことにより、ロッドガイダーは期待通りの以下の成果を挙げ、開発業務を終了した。(1)CRT画面を日本語表示にしたことで、マンマシンインターフェイス機能が向上した。(2)音声ガイド機能を追加したことで、ガイド内容を見落とすことがなくなり運転信頼性、安全性の向上及び運手員の負担軽減に寄与できた。(3)原子炉運転操作マニュアルに記載されている操作内容の全てを取り込んだことにより、原子炉運転操作マニュアルと同等の機能となり、更にタイムリーな音声ガイドを行う事で運転経験の浅い運転員でも熟練運転員と同等の操作が可能となった。(4)これまでの炉心反応度計算手法に加え、過去5回の出力調整実績をフィードバックさせる予測機能を追加したことで、定時の出力調整時の予測操作量が実操作量に対して$$pm$$0.2mm以下の精度を達成することができた。

報告書

高速実験炉「常陽」運転経験報告書; 1次主・補助冷却系運転実績

軽部 浩二; 山崎 学; 吉野 和章; 佐藤 聡; 河井 雅史; 田村 政昭

PNC TN9440 93-012, 83 Pages, 1993/04

PNC-TN9440-93-012.pdf:5.27MB

高速実験炉「常陽」の1次主・補助冷却系統の運転実績について報告する。主冷却系統は昭和57年1月から平成4年3月まで、補助冷却系統は昭和61年10月から平成4年3月までの運転実積は以下の通りである。1次主冷却系統とも特に大きな支障もなく、順調な運転を継続した。(1)1次主冷却系統主循環ポンプ運転時間は67675時間であり、総合運転時間は105970時間に達した。主循環ポンプの起動回数は212回である。(2)1次補助冷却系統、補助冷却系統は、ナトリウム初充嗔以降ほとんど待機状態であった。補助循環ポンプの運転時間は4767時間であり、総合運転時間は8667時間に達した。循環ポンプの自動起動回数は31回であり、これらの異常時の自動起動ではなく、全て計画的な各種試験によるものである。

報告書

高速実験炉「常陽」破損燃料集合体検出装置(FFDL)の運転試験(II)

森本 誠; 大久保 利行; 堀 徹; 伊藤 和寛; 舟木 功; 藤原 昭和; 田村 政昭

PNC TN9410 91-334, 64 Pages, 1991/10

PNC-TN9410-91-334.pdf:1.72MB

「常陽」では,破損燃料位置決めシステムとして,ナトリウムシッピング法による破損燃料集合体検出装置(FFDL)が採用されている。しかし,「常陽」ではこれまでに燃料破損の経験がなく,昭和60年度に実施された燃料破損模擬(FFDL-I)試験以降,FFDLは運転されていない。このため,平成4年度に計画しているFFDL-II試験に先立って平成3年7月12日から7月19日にFFDL運転試験(II)を実施した。本試験により得られた結論を以下に示す。(1)FFDLの基本的な機能及び運転手順を再確認するとともに,運転経験を蓄積することができた。(2)放射線計測の結果,バックグランドと差はなく燃料破損は検出されなかった。

報告書

高速実験炉「常陽」運転経験報告書; 2次主冷却系統機器台帳総括

寺野 壽洋; 田村 政昭; 照沼 誠一

PNC TN9410 91-325, 71 Pages, 1991/10

PNC-TN9410-91-325.pdf:1.74MB

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平成2年1月の原子炉熱出力 100Mw第20サイクルまで、約 123,000時間の運転実績を得た。この間の原子炉運転時間は約40,190時間となり、2次主循環ポンプは約96,000時間、主送風機は約 700時間もの運転実績を得ることができた。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、補修履歴、主送風機の運転実績などをまとめたものである。

報告書

高速増殖大型炉の設計種要目に関する研究,3; 中間熱交換器の伝熱管寸法の最適化に係わる検討

橋本 博*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*

PNC TN9410 89-059, 121 Pages, 1989/04

PNC-TN9410-89-059.pdf:6.7MB

1次熱輸送系の主要機器である中間熱交換器(IHX)構造の小型化を図るため、IHX伝熱管の小径化、及び薄肉化の可能性を追求し、伝熱管寸法緒元の最適化に係わる検討を行った。本検討においてIHX伝熱管の薄肉化限界を設計、製作、検査等の観点から明らかにし、また伝熱管口径、板厚、ピッチ比等のパラメータ・サーベイを実施して最適構造案を導き出した。更に構造上、応力的に厳しいと予想される部位について評価した。ここでIHX内流路構成としては、1次管側、及び胴側の2ケースを対象とした。以上の検討により次の結論を得た。(1)伝熱管の板厚限界は、管-管板の現状技術における溶接の信頼性から求まり、その板厚は、0.8mmである。(2)伝熱管板厚、口径、ピッチ比(P/D)を小さくすることは、必要伝熱面積を小さくする上で最も有効である。(3)IHX1次管内の場合、1次胴側と比較して管束部体積で同一材料の条件のもとで、約40%の小型化が達成できる見通しを得た。(4)構造健全性の観点からは、1次管内の場合、1次胴側に比べて管板部の発生応力が低減される傾向にあることが明らかとなった。総合的に判断して、伝熱管直径19mm、板厚0.8mmおよび適切なピッチ比を目標仕様とした場合、従来のIHXに比べ管束部体積で1次管内の場合40%以上、また1次胴側の場合10%以上の小型化の達成が可能となる。

報告書

FBR経済性評価システムの開発(II); 建設費評価手法の検討(II)

米川 強*; 竹内 則彦*; 白土 清一*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*

PNC TN9410 88-177, 340 Pages, 1988/09

PNC-TN9410-88-177.pdf:21.32MB

本報告書は、昭和61年度から実施している「FBR経済性評価システムの開発」の内、建設費ひようか手法に係る研究の昭和62年度の成果をまとめたものである。本年度は61年度に開発したFBRプラントの建設費評価手法について、特にFBR特有の系統、機器に重点を置いて更に詳細化を図った。また、建設コストを構成する費目のうち未着手のままの土地・構築物、建物等についてのモデル化を図り、総建設費の算出を可能とした。以下に本年度の主な検討結果を示す。(1)FBR特有設備のコスト評価手法の検討 前年度摘出されたFBR特有設備の評価手法について詳細化を図った。このため、評価方法は原則的に材料費、製作加工費からの積み上げによるものとした。(2)土地・構築物及び建物に関するコスト評価手法の検討LWR(PWR)の物量調査から積算を行い、延床面積価格を算定しこれを用いてFBRの建物評価モデルを設定した。土地、構築物についてはLWRと同じ条件と考えた。(3)100万kWe級FBRの建設費試算 61年度、62年度のコスト評価手法を用いて100万kWe級FBRの建設費を試算した。尚、試算に際して対象プラントの物量、仕様が不明あるいは未定のものは試算していない。(4)新型軽水炉経済性評価データベースの作成 FBRの実用化時期を考慮し、FBRの経済性評価の対象とする軽水炉を新型軽水炉(A-PWR及びA-BWR)と考え、新型軽水炉について従来型からの主要な変更・相違点をコスト評価の観点からまとめ、データベースとして整備した。今後評価手法を使い易いものとしてコード化を行い、FBR経済性評価システムの構築に取り組んでいく予定である。

報告書

高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(II) : 1次冷却材漏洩事故時におけるプラント過渡応答の評価

藤井 正*; 家田 芳明*; 田村 政昭*; 森山 正敏*; 中西 征二; 谷山 洋*

PNC TN9410 88-131, 75 Pages, 1988/08

PNC-TN9410-88-131.pdf:9.87MB

高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(2)の一環として、60年度要素技術設計研究(2)のループ型プラントを対象に、高速炉システムコードSSC-Lを用いて、1次冷却材漏洩事故時のプラント挙動を解析し、冷却材漏洩が炉心冷却に与える影響を評価した。得られた結論は次のとおりである。 (1)原子炉入口ノズル部近傍のコールドレグ配管において、破壊力学的手法を活用して合理化された想定漏洩口1†からの漏洩を想定した場合、漏洩流量は、破損直後最大3.6㎏/sec、ポニーモータ(PM)運転状態の300秒の時点では0.9㎏/secに達する。 (2)起因事象である漏洩口1†からの漏洩に加え、単一故障として非常用ディーゼル発電機1基の起動失敗を想定し、2ループにおいてPM引継に失敗した場合、被覆管最高温度は758$$^{circ}C$$となり、炉心は大きな損傷に至ことなく、かつ十分な冷却が可能である。(3)漏洩口合理化の影響を比較するため、「もんじゅ」での想定漏洩口1/4D・t(本解析では25†)に拡大した場合、被覆管最高温度は漏洩口1†の場合に比べ、5$$^{circ}C$$程度の上昇にとどまる。(4)立地評価のソースタームの設定根拠を得ることを目標に、炉心冷却を阻害する条件の重ね合わせとして、漏洩事故ループ以外の3ループでのPM引継失敗を想定した場合には、被覆管最高温度は847$$^{circ}C$$(漏洩口1†)、854$$^{circ}C$$(漏洩口25†)となり、「もんじゅ」の運転時の異常な過渡変化時の燃料被覆管破損制限温度830$$^{circ}C$$を上回る結果となった。 しかし、設計基準事象の被覆管破損評価手法の保守性から判断すると、内圧破損には至らないことが考えられ、また燃料溶融や、炉心部のナトリウム沸騰も生じない。このように、現在想定している漏洩口1†という条件下においては、1次冷却材漏洩事故が、炉心冷却に与える影響は小さく、事故を安全に収束できる見通しが得られた。また設計基準事象を超えた条件での解析結果から、ソースターム量としては燃料被覆管のある割合の破損に伴うギャップ中インベントリにとどまるものと考えられる。

報告書

高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(II); 配管ベローズ継手による2次主冷却系配管の短縮化に係る検討

橋本 博*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*

PNC TN9410 88-114, 239 Pages, 1988/08

PNC-TN9410-88-114.pdf:25.56MB

〔目的〕FBR大型炉では、2次冷却系配管の短縮化は、単に配管の物量削減に留まらず、配管支持装置等の付属設備、電気設備、及び空調設備等の補助設備の削減、更に、建屋の縮少化が可能であることから、プラントコストの低減効果が大きい。この効果を明らかにするため、ベローズ継手方式と通常配管方式との両方式について配管系応力解析を行い、配管短縮化効果を検討評価した。〔方法〕検討条件としては、60年度に実施したFBR大型炉設計仕様をリファレンスとした。配管材質は、通常配管系の場合は、2・1/4Cr-1Mo鋼材とし、ベローズ継手配管系は、配管をSUS304、ベローズ継手をSUS316とした。 ベローズ継手型式は、配管系に生じる変位量をベローズ継手自身に生じる回転角変位によって吸収するジンバル型(多軸ヒンジ)を用いた。ベローズ継手を用いた配管系コストの合理化の観点からは、ベローズの設置個数を適度に削減する必要があるため、ベローズの設置個数とその位置についてのパラメータ・サーベイを実施した。〔結果〕配管系については、「高速原型炉第1種機器の高温構造設計方針」(BDS)に基づいて詳細応力解析評価を実施し、その健全性を確認した。また、ベローズ継手については、設計条件、及び配置条件に適合する継手仕様をベローズ・スクリーニングコードを用いて選定し、更に「第1種配管ベローズ継手の高温構造設計方針(暫定案)」基づいて評価して角規定を満たしていことを確認した。ベローズ継手を適用した配管系は、通常配管系に比べて非常に簡素化されたものとなり、プラント全体の物量低減にも寄与することが判った。(1)通常配管方式に対しベローズ継手を用いた場合の配管長は、約6割程度に収められる見通しを得た。これに伴い、配管支持構造やエルボについても削減することができた。(2)2次系建屋面積についても約7割程度

報告書

高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(II); 燃料取扱系の検討(II)

竹内 則彦*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*; 尾崎 栄進*

PNC TN9410 88-111, 134 Pages, 1988/08

PNC-TN9410-88-111.pdf:8.74MB

高速増殖大型炉の燃料取扱系の合理化を図るため、昭和61年においてEVS方式(Ex-Vessel Storage:炉外貯蔵方式)の燃料取扱系について設備設計を実施した。EVS方式は設備物量の観点からもIVS方式(In-Vessle Storage:炉内貯蔵方式)に競合出来る概念であり、(1)炉容器径の縮少化、(2)ナトリウム系から水系への燃料移送プロセスの削除、及び(3)炉外NIS(核計装)の実現化、等が期待できる。そこで、本年度はEVS方式としてナトリウムポットEVS貯蔵方式燃料取扱系を対象に、定常時及び異常時の温度挙動解析を行い、昭和61年度の設計評価の妥当性を確認するとともに、設備の要求条件を検討した。その結果、前年度設計の妥当性を改めて確認し、必要な要求事項を摘出した。

報告書

高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(II); 中間熱交換器の浮動支持による一次主冷却配管短縮化の検討

田村 政昭*; 竹内 則彦*; 中西 征二; 谷山 洋*

PNC TN9410 88-103, 115 Pages, 1988/08

PNC-TN9410-88-103.pdf:14.73MB

高速増殖炉(LMFBR)の開発においては、実用化の観点から軽水炉並みの安全性を確保しつつ、如何にしてフラント建設コストを低減するかが重要な課題となっている。現在、建設コストの低減のため多大の努力が傾注されているが、熱輸送系配管の短縮化もその有効な方策の一つと考えられている。配管短縮化方策としては種々提案されているが、ここでは軽水炉で採用されて充分な実績を有する機器浮動支持方式を対象に、中間熱交換器を浮動支持した一次主冷却系について、LMFBRの特徴を考慮した設計手法を取り入れてその成立性を評価した。配管については自重、定格運転時および熱過渡時の熱膨張並びに地震に対して、ノズルについては内圧、自重、地震応力、熱膨張応力および熱過渡に対して評価した。その結果、すべての項目について許容値におさまり、また配管支持装置も実現の高いものであることが明らかとなり、その成立性が十分あることが確認できた。

報告書

高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(II); 崩壊熱除去系の動的信頼性評価手法の開発

藤井 正*; 家田 芳明*; 米川 強*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*

PNC TN9410 88-062, 82 Pages, 1988/06

PNC-TN9410-88-062.pdf:4.19MB

高速増殖炉の安全設計においては、炉心崩壊事故を設計基準外事象として位置づけるため、原子炉停止系と並んで崩壊熱除去系に高い信頼性が要求されている。このため現在提案されている各種の崩壊熱除去系に関する検討を進めるにあたり、定量的な信頼度評価手法の確率が望まれていた。60年度要素技術設計研究(2)において、崩壊熱除去系の信頼度評価手法として、従来のフォルトツリー解析では不十分であり、プラントの状態遷移を考慮した動的な解析評価の必要性が示された。この指摘に基づき、マルコフモデルを用いた動的信頼性評価解析コードDRACを開発した。本コードでは、信頼度評価に対する時間的寄与として、以下の2点を考慮している。(1)崩壊熱の時間変化に従った必要除熱量の推移(Phased Mission法) (2)プラント機器の故障・修復を考慮した冷却能力の推移(マルコフモデル)本コードの解析機能の検証を目的に、実機評価の一例として要素技術設計研究(2)におけるループ型プラント(崩壊熱除去系;SG直列コールドレグ設置型補助炉心冷却系)を対象に、信頼度を評価した。その結果、系統構成や、機器の従属関係の異なるシステムについても、信頼度を用意に比較検討できることがわかり、実機プラントへの適用性を確認した。今後は、動特性コードを用いたプラントの除熱能力評価、及びCREDOデータベース等により機器の故障率・修復率データの設備拡充を行い、実機プラント設計研究への活用を図る予定である。

報告書

高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(I); 燃料取扱系の検討

竹内 則彦*; 茶谷 恵治*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*

PNC TN9410 87-182, 79 Pages, 1987/12

PNC-TN9410-87-182.pdf:37.48MB

高速増殖大型炉の燃料取扱系の最適化を図ることを目的として、IVS方式(In-Vessel Storage;炉内貯蔵方式)とEVS方式(Ex-Vessel Storage;炉外貯蔵方式)の燃料取扱系について設備設計を実施し、比較検討を行った。IVS方式については、空気セルの削除及び使用済燃料の稠密貯蔵化を図り、その成立性を確認した。これによって、要素技術設計研究(2)で実施された設計の約13%が削減された。EVS方式については、保持筒内ナトリウムポットEVS方式に成立性があり、最大20kwの崩壊熱を持つ使用済燃料が貯蔵出来ることがわかった。EVS方式は設備物量の観点からも、IVS方式に競合出来、(1)炉容器径の縮小化、(2)ナトリウム系から水系への燃料移送プロセスの削除、(3)炉外NISの実現化のために、高速増殖大型炉の燃料取扱系として有望な概念であると考えられる。

論文

高速実験炉「常陽」格納容器全体漏洩律試験

田村 政昭; 磯崎 和則*; 遠藤 順一; 宮口 公秀

日本原子力学会誌, 27(10), p.939 - 952, 1985/10

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ループ型高速炉における格納容器全体漏洩率試験は従来の軽水炉などにおけるそれとは異なり、高温の冷却材Naを循環運転し、それに伴い必要となる一次アルゴンガス系及び格納容器雰囲気調整系を運転した状態で実施せざるを得ず、このような試験条件下でいかにして必要な測定精度を得るかという固有の問題を有している。しかしながら、これらの問題点は「常陽」においてこれまで実施した3回の試験の結果から基本的に解釈され、測 定精度についても軽水炉などにおけるそれと同等のものを得ることができ、「常陽」に代表されるループ型高速炉における格納容器全体漏洩率試験方法と測定率の妥当性を実証することができた。

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