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前田 幸基; 鹿志村 洋一; 鈴木 寿章; 礒崎 和則; 干場 英明; 北村 了一; 中野 朋之; 高松 操; 関根 隆
JNC TN9440 2005-001, 540 Pages, 2005/02
JNC-TN9440-2005-001.pdf:8.35MB
試験炉規則第14条の2では、原子炉設置者に対して、「原子炉施設の定期的な評価(以下「定期的な評価」)として、(1)原子炉の運転を開始した日から起算して10年を超えない期間ごとに、1)原子炉施設における保安活動の実施の状況の評価、2)原子炉施設における保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価を義務付けている。 これを受け、高速実験炉「常陽」における定期的な評価(保安活動に関する評価)として、「原子炉施設の保安活動の実施状況の評価」及び「原子炉施設の保安活動への最新技術知見の反映状況の評価」を平成17年1月に実施した。これらの評価の結果、これまでの保安活動及び最新の技術的知見の反映状況は適切であったことが確認できた。また、本評価により、原子炉施設の安全性・信頼性確保のための新たな追加措置は摘出されなかった。
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
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。
寺門 嗣夫; 大内 雅之; 川崎 徹; 鹿野 千秋; 小貫 修; 鹿志村 洋一; 大久保 利行
PNC TN9440 95-014, 75 Pages, 1995/08
「常陽」では、これまでに外部電源喪失事象(D/Gは2基とも通常起動)異常事象に関する実機での経験がほとんどない。そこで、現行の異常時操作マニュアル(EPO)の妥協性の確認と実機での運転操作経験を得るためにもっと発生頬度の高い外部電源喪失時において、2基あるD/Gのうち1号D/Gが自動起動に失敗した場合を想定したプラント実動作試験を実施した。試験は、原子炉停止時において予め1号D/Gを待機除外として、大洗変電所常陽線用遮断器(352P)を「切」とすることにより行った。得られた結果は次のとおりである。1、「常陽」において初めての経験である外部電源喪失時の1号D/G起動失敗という貴重な運転経験を得ることができた。また、現行EPOの操作手順の妥当性を確認した。2、外部電源喪失後の1次オーバーフロー系と純化系電磁ポンプの起動には、母線切替え指示から約5分要した。これにより、外部電源喪失後5分以内に非常系4S母線への切替えの指示を出し、かつ手順通りに速やかに実施された場合、制限時間(外部電源喪失後10分)以内での起動が可能である。3、試験時のプラント状態での2号D/Gの実負荷は1.53MWであり、適切に負荷を制限する事により設計値の2MW以下に迎える事ができた。100MWでの原子炉定格運転時には、今回よりも2号D/Gの実負荷は下回ることがよそうされるが、系統降温後は2次予熱ヒータの投入により同等の負荷となることが予想され、設計上特に問題とはならない。
寺門 嗣夫; 鹿志村 洋一
動燃技報, (91), p.20 - 28, 1994/09
高速実験炉「常陽」では、高速炉のより一層の運転信頼性の向上と実用化への運転技術開発の観点から、原子炉の全運転領域にわたる制御棒操作自動化システムの開発を行っている。これまでに、運転経験をルール化したファジィ制御を用いた自動化システムの基本プログラムを設計・製作し、これを「常陽」運転訓練シュミレータ及びプラント動特性解析コードに組み込み、制御特性を検証し、評価した。この結果、原子炉の全運転領域での制御特性が円滑かつ連続的に安定した挙動を示すことを確認し、制御棒操作自動化システムの実機への適用の見通しを得ることができた。
前田 幸基*; 飯沢 克幸*; 鹿志村 洋一*; 池田 諭志*; 砂押 博*
PNC TN9410 89-130, 36 Pages, 1989/09
FBRプラントにおいて生成される放射性腐食生成物(CP)は、一次冷却系機器配管に移行し付着・沈着するとともに、燃料交換及び一次系機器の分解検査・修理等に伴うナトリウム洗浄により燃料洗浄装置や液体廃棄物処理設備に移行する。これらCPは一次系内外の作業場での強い放射線源となるため、メンテナンス等における作業員の被ばくの主な要因となっている。このためCPによる被ばくの低減化技術開発を目的に、CPの挙動、抑制、除去、及び除染に係る研究開発を1984年より3ヶ年の計画で体系的に実施し、初期の目的を達成することができた。しかしながら、軽水炉においても水質管理を中心としたプラントの低クラッド化による被ばく低減化が進んでおり、FBRの優位性を示すためにも被ばく低減のための研究開発をさらに進める必要性が認識された。このため3ヶ年の研究開発成果をベースとして、さらに研究開発を行う必要のある項目と発生廃棄物の低減という観点からも取り組むべき項目について、新たにフェーズ2として活動を開始することとなった。本報告書はアルファベット計画フェーズ2の全体計画をまとめたものである。
沢田 誠*; 河津 滋郎*; 礒崎 和則*; 前田 清彦*; 鹿志村 洋一*; 富田 直樹*
PNC TN9440 89-007, 90 Pages, 1989/05
「常陽」ではMK-III計画の一環として,二重管SGを用いた中間系合理化システムの許認可性に対する検討を進めており,具体的には,50MWSG1基を1次系Bループ側に,「IHXを有する方式」と「IHXを有しない方式」との2通りの設置案について検討を行ってきた。本検討より,Na-水反応生成物収納設備を付帯すれば,伝熱管1本破断によるNa-水反応事故を想定しても,両方式とも十分安全性を有したプラントシステムを達成できるとの見通しを得た。また,上記1次系設置方式の他,2次系設置方式についても併せて検討を行い,概念的なプラントシステム構成を得た。今後は,1次系設置方式案に対する検討を,以下の点について進める予定である。1)Na-水反応事故をBDBEとするためのリーク検出条件等の整備,及びBDBEとした場合のシステムの見直し 2)最適設置方式の選択 3)MK-III出力に対応したシステムの見直し(70MWSG設置)4)「常陽」設置に係る必要R&D計画の策定(MK-IIIサブW/G「中間系合理化検討チーム」にて検討)
岸本 洋一郎; 河田 東海夫*; 大内 仁; 山田 雅人*; 算用子 裕孝*; 鹿志村 卓男; 葉賀 徹*
PNC TN8410 88-004, 123 Pages, 1987/12
本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第10回ホット試験の結果をとりまとめたものである。 試験には,高速実験炉「常陽」MK-2,燃料度31,700MW-法-,冷却日数約1.8年の燃料ピン3本を対象として再処理試験を実施した。 1.溶解は初期硝酸濃度3.5M,沸点にて13時間保持したが溶け残りが完全に溶解することは出来ず同じMK-2燃料(P-富化度29%)でも燃焼度13,800MW-法-と31,700MW-法-とでは燃焼度の高い方が溶解性が悪い。 2.小型溶解装置による溶解試験では,酸濃度,温度,U・P-濃度,剪断長による溶解速度の変化を求める為に十数回の試験を実施した。その結果, (1)剪断長の短い方が溶解時間が短いことが分かった。 (2)溶解中のU・P-濃度の高い方が溶解時間が短いことがわかった。 3.共除染・分配試験では,新しいミキサセトラを用いて行った結果抽出段のテーリングは認められなかった。
大内 仁; 算用子 裕孝*; 鹿志村 卓男; 岸本 洋一郎; 河田 東海夫*; 堀江 水明; 葉賀 徹*; 大西 清孝*
PNC TN8410 87-011, 253 Pages, 1987/01
高速炉使用済燃料の溶解性及び抽出等に関する基礎データを取得する。 本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第8回ホット試験の結果をまとめたものである。 試験には,燃焼度31,700MWD法T,冷却日数約1.1年の常陽MK-2燃料ピン3本を用いて実施した。試験の結果,下記の知見が得られた。 1)各工程における85Krの放出率は,それぞれ剪断時に40
46%,溶解時に43%,小型溶解時に2%であり,合計で85%91%であった(ORIGEN値比較)。 2)バスケット充填での溶解率は,初期硝酸濃度3.5M,温度97
,加熱時間約10時間の条件下で94%であった。 3)剪断片1ヶの溶解試験では,初期硝酸濃度3.5M,温度約90の条件下で約6.5時間で全量溶解した。 4)小型パルスカラムを用いた有機相連続抽出試験では,以下に示す結果を得た。 1高飽和度(55%)領域でのDFは80,また相当理論段高(HETS)はUに対して60cm/段,Puに対しては80cm/段であった。 2低飽和度(1.8%)領域でのDFは20,また相当理論段高(HETS)はUに対して130cm/段,Puに対しては140cm/段であった。
大内 仁; 算用子 裕孝*; 鹿志村 卓男; 岸本 洋一郎; 河田 東海夫*; 堀江 水明; 田中 幸一*; 大西 清孝*
PNC TN8410 87-012, 98 Pages, 1986/12
本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において中燃焼度燃料溶解性に主眼を置いて実施した第9回ホット試験の結果をとりまとめたものである。 今回は,英国ドンレイ炉で,平均52600MWD/T照射後約13.1年冷却した燃料ピン2本相当を対象とし再処理試験を実施した。 溶解は初期硝酸濃度3.5M,沸点にて10時間保持という条件で行い,溶解性が「常陽」MK-1炉心燃料(40100MWD/T)と同等であることを確認した。抽出はミキサ・セトラを用い回収されたプロダクト液をマイクロ波により酸化物に転換した。
田村 政昭*; 前田 幸基*; 川部 浩康*; 水谷 友律*; 鹿志村 洋一*; 八木 昭*; 時田 光彦*
PNC TN941 85-16, 256 Pages, 1985/02
高速実験炉「常陽」は,昭和57年1月4日から昭和58年3月31日に照射用炉心移行作業も含めた第3回定期点検を実施し,その後原子力出力100MWt定格運転を安全かつ安定した状態で2サイクル連転を実施した。▲引続き原子炉施設の安全な運転を維持するために,昭和58年12月1日から昭和59年4月28日にかけて自主点検及び改造工事等を含めた第4回の定期点検を実施した。▲第4回定期点検は,照射用炉心移行作業後初めてのものであるため今後のFBRにおける定期点検のスケジュールと内容の原型となるよう計画した。▲この間,前回に引続き実施した1次主循環ポンプA号機の分解点検に代表されるように,放射化Naと腐食生成物(CP)環境下での高速炉における多くのしかも貴重な保守経験を得るとともに,安全上大きなトラブルもなく,当初の予定通りに全ての作業を終了することができた。▲
線被ばくの防護対策に関する手引(改訂版)北原 義久*; 中田 啓; 岸本 洋一郎; 鹿志村 攻*; 吉村 征二*; 丸山 進*; 薄井 貞次*; 椿 裕彦*
PNC TN852 83-23, 37 Pages, 1983/10
一般に線による被ばくについては,
線や中性子線による被ばくに比較して軽視されがちである。しかし,線と言えども防護対策を適切に実施しなければ予想外の局部被ばくを受ける事になる。そこで線による被ばくの防護をより適切に実施するために手引き書を作成した。本書では,外部被ばくの防護について一般的な原則を線の特性も加味しながら記載している。又,線場における作業に当っては事前モニタリングの原則にしたがって計画目標線量の設定を適切に行なうためにその算定方法と手順を記載した。一方,放射線作業は被ばく管理を念頭におき実施する必要があるので,機器の特性をふまえて線量率のモニタリング方法を記載した。最後に実際の放射線作業を実施する場合に放射線防護の3原則を適用して線被ばくの低減化方法について触れた。「P 20010620」
沢田 誠*; 瀬戸口 啓一; 鹿志村 洋一*; 田村 政昭*; 平尾 和則*; 古平 清*; 宮口 公秀
PNC TN941 82-270, 109 Pages, 1982/12
高速実験炉「常陽」では原子炉運転中における構造材の健全性を確認し,原子炉の安全を確保するため約20年間にわたってサーベイランス試験が義務づけられている。サーベイランス試験計画は、(1)原子炉構造材サーベイランス試験計画、(2)安全容器構造材サーベイランス試験計画、(3)1次主冷却系配管材サーベイランス試験計画、(4)2次冷却系機器配管材サーベイランス試験計画から成り、本稿はこのうち(4)の2次系サーベイランス試験計画に基づき去る昭和57年2月22日から3月10日にかけて実施された第1回目の2次系ダンプタンク内サーベイランス材取出し作業をまとめたものである。本作業はタンク内に高温ナトリウムが充填されたままの状態で実施しなければならず、ナトリウム火災、酸欠事故等の危険を伴う作業であったが、無事故でかつ効率的に作業を完遂することができた。本作業は今後4回実施される予定であるが、次回以降の作業も円滑に実施するため、次の点に留意して作業を実施するよう推奨する。(注)(1)キャスク類組立リハーサルの実施、(2)専用治具不使用によるホルダー固定用アイボルトの取付・取外し、(3)マンホール蓋取外し時の注意事項、(4)酸欠サーベイの徹底実施、(注)各項目の詳細内容は本文の結言を参照のこと。
線被曝の防護対策に関する手引(改訂版)北原 義久*; 中田 啓; 岸本 洋一郎; 鹿志村 攻*; 吉村 征二*; 丸山 進*; 薄井 貞次*; 椿 裕彦*
PNC TN852 81-65, 44 Pages, 1981/11
一般に線による被ばくについては,線や中性子線による被ばくに比較して軽視されがちである。しかし,線と言えども防護対策を適切に実施しなければ予想外の局部被ばくを受ける事になる。そこで線による被ばくの防護をより適切に実施するために手引き書を作成した。本書では,外部被ばくの防護について一般的な原則を線の特性も加味しながら記載している。又,線場における作業に当っては事前モニタリングの原則にしたがって計画目標線量の設定を適切に行なうためにその算定方法と手順を記載した。一方,放射線作業は被ばく管理を念頭におき実施する必要があるので,機器の特性をふまえて線量率のモニタリング方法を記載した。最後に実際の放射線作業を実施する場合に放射線防護の3原則を適用して線被ばくの低減化方法について触れた。
線被曝の防護対策に関する手引北原 義久*; 中田 啓; 岸本 洋一郎; 鹿志村 攻*; 吉村 征二*; 丸山 進*; 薄井 貞次*; 椿 裕彦*
PNC TN852 81-20, 43 Pages, 1981/06
一般にベータ線による被ばくについては,ガンマ線や中性子線による被ばくに比較して軽視されがちである。しかし,ベータ線と言えども防護対策を適切に実施しなければ予想外の局部被ばくを受ける事になる。そこでベータ線による彼ばくの防護をより適切に実施するために手引き書を作成した。本書では,外部被ばくの防護について一般的な原則をベータ線の特性も加味しながら記載している。又,ベータ線場における作業に当っては事前モニタリングの原則にしたがって計画目標線量の設定を適切に行なうためにその算定方法と手順を記載した。一方,放射線作業は被ばく管理を念頭におき実施する必要があるので,機器の特性をふまえて線量率のモニタリング方法を記載した。最後に実際の放射線作業を実施する場合に放射線防護の3原則を適用してベータ線被ばくの低減化方法について触れた。
八木沢 秀治*; 白石 良二*; 山田 栄吉*; 金森 昭士*; 鹿志村 洋一*; 佐藤 稔*; 阿部 明男*
PNC TN941 75-57, 89 Pages, 1975/07
期間1975年4月1日1975年5月31日▲目的50MW蒸気発生器1号機の解体,洗浄を行なって得られた経験を取纏め報告し,関係各位の参考に供する。▲要旨▲50MW蒸気発生器1号機はナトリウム浸漬時間で4200時間の運転を行ない昭和50年3月27日をもってすべての試験を終了した。この蒸気発生器は構造上および材料上の問題を解明するため,諸検査を行なうことになっているが,それに先立ち解体洗浄工事を実施した。解体洗浄は初めての試みとして,蒸気発生器本体を据付状態にてループ施設より隔離し,その本体シエルを洗浄槽として水蒸気とアルゴンガスの混合気によりナトリウムの洗浄を行なった。その結果は極めて順調であり,計画通り作業を進めることができた。▲本報はそれらの貴重な経験を集約し,今後の大型ナトリウム機器の洗浄に役立てられるよう取纏めた。その結果,本法は大型ナトリウムに機器の洗浄法として有効な手段の1つであることの確証を得た。▲
金森 昭士*; 八木沢 秀治*; 山田 栄吉*; 永瀬 進*; 鹿志村 洋一*; 白土 清一*; 泉 喜朗*
PNC TN941 74-29, 72 Pages, 1974/05
期間1971年4月2日1971年10月31日▲目的IMW蒸気発生器試験施設の試運転時に発生した種々の問題点をまとめ,今後の参考に供する。▲要旨本施設は昭和46年3月末予定通り機器据付を完了し,4月より試運転調整に入いった。その後,種々の問題が生じたため,当初計画では7月末完了の予定であったが,10月初旬に延期された。▲本報告書は,試運転において経験された問題をまとめたものであるが,主な問題点として次の点があげられた。▲1)SG表面のサビによりNa純度が低下し,その純化のために2基のコールドトラップの交換を要した。▲2)プランジャー式給水ポンプの故障がひんぱんに生じた。▲3)SG―膨張タンク間に高圧力損失が生じた。▲4)SG安全弁が作動し後もれによりすりあわせが必要であった。▲5)給水のメークアップ容量か小さくフラッシング作業等に困難をきたした。▲
