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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。
・Arガス供給系,圧縮空気供給系,Na漏洩検出設備)伊藤 芳雄*; 道野 昌信*; 野口 浩二*; 相川 幸司*; 阿部 定好*; 軽部 浩二*; 郡司 泰明*
PNC TN9410 89-186, 46 Pages, 1989/09
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,整理及びその蓄積を行い、設備保全,プラントの安全・安定運転の確保に役立てることを自的としている。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ぎの面においても有効である。本報告書は、原子炉第1課運転第2グループの担当系統である1次・2次Na純化系,1次・2次Na充填ドレン系,1次・2次Arガス系、N2・Arガス供給系,圧縮空気供給系及びNa漏洩検出設備の昭和63年度の機器台帳をまとめたものである。
甲高 義則; 道野 昌信; 伊藤 芳雄*; 郡司 泰明*; 小沢 健二*; 山下 芳興*; 照沼 誠一*
PNC TN9410 89-129, 50 Pages, 1989/04
高速実験炉「常陽」におけるこれまでの運転・保守経験及び知見を「もんじゅ」へ適切に反映するため、実験炉部原子炉第1課が中心となって「常陽」-「もんじゅ」運転計画検討会等の場を通じて技術交流を行っている。本資料は、上記検討会の一環として設置された「ナトリウム純化系に関する情報交換会」(昭和63年12月設置)の資料として、「常陽」一次系におけるナトリウムの受入れ、初期純化及び出力上昇時の純化運転経験についてまとめたものである。
中村 正人*; 野口 浩二*; 相川 幸司*; 伊藤 芳雄*; 郡司 泰明*; 小沢 健二*; 山下 芳興*
PNC TN9410 89-084, 61 Pages, 1989/03
コールドトラップの表面線量率及び,放射性核種の分布とその推移から酸素不純物捕獲分布を把握することを目的に,第6回及び第7回定期検査時にコールドトラップの線量率測定試験を実施した。測定結果以下の知見が得られた。1)新型コールドトラップの表面線量率は,第6回定期検査時に比べ第7回定期検査時には約2倍に上昇していたが,その分布状況はほぼ同じ傾向であった。2)放射性核種測定試験の結果炭素60,マンガン54,ナトリウム22,アンチモン124が検出された。3)旧コールドトラップの炭素60の分布は,旧コールドトラップのモックアップであるCT―4B1号機の解体検査で得られた酸素不純物捕獲分布と同じ様な分布であった。このことから旧コールドトラップでは,炭素60の分布と酸素不純物捕獲分布は同じであったと推察される。4)酸素不純物がメッシュ部全体に均一に捕獲される様に設計された,新型コールドトラップのメッシュ部における炭素60の分布はほぼ均一であった。このことから,新型コールドトラップにおいても,炭素60の分布と酸素不純物捕獲分布に相関関係があるとした場合,新型コールドトラップは,初期の性能を発揮し酸素不純物が均一に捕獲されていることが確認出来た。
昭和62年3月)甲高 義則; 野口 浩二*; 軽部 浩二*; 中村 正人*; 郡司 泰明*; 堀米 利元*; 小澤 健二*
PNC TN9410 88-108, 121 Pages, 1988/03
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(SN941 79-196)の続編として作成したものであり、第1回定期検査期間中の昭和54年9月から第6回定期検査期間中の昭和62年3月までの運転経験をまとめたものである。得られた主な知見は、次の通りである。(1)2次主冷却系ナトリウム中の主な不純物は酸素と水素であり、これらのナトリウム中濃度とフラギンク温度との対応は良好であった。(2)2次主冷却系ナトリウム中の不純物による腐食を低減するため、昭和57年5月16日からコールドトラップ制御温度を150
から130に変更した。(3)昭和54年度12月26日から29日にかけて、ナトリウム温度200の低温待機状態において2次ナトリウム純化系コールドトラップの純化効率を測定した結果80%であった。(4)昭和55年10月29日の2次ナトリウム純化系自重ドレン操作時によるものとおもわれるアルゴンガス溜まりがコールドトラップ内に発生したが、昭和56年1月13日にコールドトラップ内アルゴンガス抜き操作を実施して正常に復旧した。その後この様なガス溜まり現象は発生していない。(5)原子炉出力100MWにおいて、外部電源喪失時の2次ナトリウム純化系電磁ポンプダクト温度と2次系ダンプタククナトリウム温度の温度差制限値(60)までの時間を調査したところ20分以内に電磁ポンプを再起動しなければならないことがわかった。(6)期間中、2次ナトリウム純化系の不具合は28件であり、その内電気的な不具合は12件、機械的な不具合は16件であった。しかし、プラント全体に影響する様な不具合は無かった。(7)コールドトラップバイパス運転試験によって、プラギンク温度が約215で、物質移動係数が小さな第3の不純物が存在することが確認された。
道野 昌信*; 中村 正人*; 郡司 泰明*; 甲高 義則; 野口 浩二*; 相川 幸司*; 軽部 浩二*
PNC TN9410 88-045, 96 Pages, 1988/03
「常陽」2次補助冷却系には、ナトリウムの純度監視のためプラグ計が設置されている。本プラグ計には、設置以来数々の不具合現象が発生しその都度対処してきたが、現在においても依然として不具合現象は発生している。この対策を検討するために、100MW第1サイクルから第14サイクルの間に発生した不具合現象を調査しその原因を推察した。不具合原因は次に示すものであると考えられる。1. 原子炉運転中のプラグ温度の上昇は、系統機器・配管から溶出する酸素、水素以外の第3の不純物の析出によって発生する。2. ノイズ状の流量変動は、系統ナトリウム中へガス巻込みによって発生する。3. 不純物の析出・溶解ではない流量変化は、ナトリウム温度変化に起因する電磁流量計出力電圧の変化によって発生する。これらの対策を講ずるためには、さらに解明しなければならない点があり引続き調査するとともに、その根本的対策を検討していくことにしている。
関口 峰生*; 原田 正之*; 松本 正樹*; 弓井 忠雄*; 清水 克彦*; 安 哲徳*; 郡司 泰明*
PNC TN9410 87-124, 392 Pages, 1987/09
高速実験炉「常陽」の燃料取扱設備は、昭和49年10月据付完了後、順次フェーズを変え全55項目にも達する厳密な性能試験が行われ、設備機能並びに取扱性能の確認がなされた。その後、昭和53年7月に50MWを達成、昭和54年7月75MW、そして昭和58年3月に100MWを達成し、照射用炉心としての運転が開始され、現在に至っている。燃料取扱設備においても、その間、燃料取替計画書に従って約600体の燃料交換作業と5回の定期点検を行ってきた。本報告書は、先に発行した『高速実験炉「常陽」照射用炉心移行作業報告書』(SN-94183-27)の続編として、昭和58年1月より昭和60年12月までの燃料取扱設備の運転保守経験をとりまとめたものである。
佐藤 勲雄*; 中村 和夫*; 藤枝 清*; 伊藤 秀明*; 郡司 泰明*; 横田 淑生*; 岩田 秀三*
PNC TN941 83-27VOL2, 456 Pages, 1983/02
PNC-TN941-83-27VOL2.pdf:20.9MB
高速実験炉「常陽」の燃料取扱設備は照射用炉心構成作業に伴い、昭和57年1月初旬から12月末にかけて、これまでに経験したことのない多量の炉心構成要素を取扱った。ここでは、これらの炉心構成要素取替実績を示すとともに、燃料取扱設備データバンキングシステム(DBS)で得られたデータを掲載する。今後の燃料取扱設備の運転の参考となれば幸いである。
佐藤 勲雄*; 中村 和夫*; 藤枝 清*; 伊東 秀明*; 郡司 泰明*; 横田 淑生*; 岩田 秀三*
PNC TN941 83-27VOL1, 827 Pages, 1983/02
PNC-TN941-83-27VOL1.pdf:25.12MB
高速実験炉「常陽」は,昭和57年1月より「燃料・材料開発などの照射施設」として利用するため,増殖用(MK―I)炉心から照射用(MK―II)炉心への移行を実施した。本移行作業は,使用済炉心構成要素を新炉心構成要素へ各々290体交換する照射用炉心構成を主作業とし,制御棒上部・下部案内管交換,駆動部改造等のMK―II移行に伴う改造,及び関連作業として予備中性子検出系の設置,新燃料受入及び検査,使用済燃料プール間移送等の作業が実施された。昭和57年度中に熱出力100MWを達成するという目標のもとに綿密な計画を立て,当初の基本計画どおり,11月22日に臨界,12月23日に初期炉心構成作業を終了し,100MW性能試験に引継いだ。MK―2移行期間中に取扱われた炉心構成要素本数は,過去5年間の約2倍になり,また併行して行われた定期・自主検査及び保守・補修作業によって,燃料取扱設備の運転・保守に関する種々の経験並びに貴重なデータが得られた。本移行作業を実施するに当り検討された各種問題点,移行作業計画,移行作業実績及び保守・補修実績,移行作業期間に於ける諸成果等について報告する。