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論文

改修後のJMTRの運転訓練について

亀山 恭彦; 尾上 龍次; 塙 善雄; 根本 宣昭

UTNL-R-0483, p.10_6_1 - 10_6_6, 2013/03

JMTRは、平成18年8月で一旦運転を終了し、平成19年度から平成22年度までの4年間で改修を実施し、平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震後の建家の補修も完了し、現在、再稼働に向けた準備を進めている。原子炉施設の改修においては、再稼働後20年間の運転を考慮し、経年化安全確保上の判断基準(機器の経年変化、安全機能の重要度、保守経験等)、稼働率向上の判断基準(交換部品の調達性等)の観点から、原子炉本体の炉心、計測制御系統施設、原子炉冷却系統施設、その他の主要な事項、気体廃棄物の廃棄施設の非常用排気設備、制御設備、液体廃棄物の廃棄設備、電源設備、純水製造設備、ボイラ設備、冷凍機等の更新を行った。この改修において、計測制御系統施設(プロセス計装、核計装)の操作方法が変わった。そのため、更新後の原子炉運転操作について、これまで通りのプロセス計装の監視を行いつつ、原子炉の臨界近接、出力上昇等の操作を安全かつ確実に行うための方法について検討し、その検討結果に基づき運転マニュアルを策定し、運転訓練を実施してきた。本報告では、原子炉の改修により変更となった原子炉運転操作の方法について、運転マニュアル作成上の留意点、運転訓練の実施により確認した課題とその対応等についてまとめた。

報告書

冷凍機及びボイラー設備更新報告

亀山 恭彦; 箭内 智博; 菅谷 直人; 楠 秀彦; 佐藤 信一; 深作 秋富

JAEA-Review 2012-011, 35 Pages, 2012/03

JAEA-Review-2012-011.pdf:4.8MB

材料試験炉(以下「JMTR」という)は、発電用原子炉などで使用する燃料や材料の照射試験を行う施設であり、平成18年から改修工事を開始して、平成23年度に完了した。本報告は、改修工事の一環として更新した、(1)原子炉建家内除湿及び冷房を目的として設置されている冷凍機,冷凍機附随配管等及び附随電気設備等の更新、(2)原子炉建家・ホットラボ施設・AGF施設内の除湿及び暖房を目的として設置されているボイラー設備及びボイラー附随設備の更新についてまとめたものである。

報告書

埋設配管のき裂による放射性物質の漏えいへの対応について

亀山 恭彦; 箭内 智博; 黒澤 昭彦; 浅野 典一; 檜山 和久; 楠 秀彦; 深作 秋富

JAEA-Review 2011-017, 19 Pages, 2011/06

JAEA-Review-2011-017.pdf:2.8MB

材料試験炉(以下「JMTR」という)は、発電用原子炉などで使用する燃料や材料の照射試験を行う施設であり、平成18年から改修工事のため、原子炉の運転を停止している。JMTR施設の居室実験室建家におけるホット実験室では水分析等を行い、放射線管理室では放射線管理用試料の調製及び測定等を行っている。これらの部屋で発生する手洗い水,試料水,洗浄水等の廃液は埋設配管を通って、ホット機械室の廃液タンクに貯留される。汚水配管(放射性物質は含まない)の更新を行うために作業をしていた時に、管理区域外(屋外)で放射性物質を含む廃液を通す埋設配管の塩化ビニル製フランジ部にき裂を発見した。周囲の土壌の放射性物質濃度の測定を実施した結果、微量の放射性核種(セシウム137及びコバルト60)が検出された。本報告では、埋設配管からの漏えいの発生原因,是正処置及びその後の対策等についてまとめた。

報告書

HTTR長期連続運転の結果の概要; 高温・並列50日運転

栃尾 大輔; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 島崎 洋祐; 関田 健司; 近藤 雅明; 七種 明雄; 亀山 恭彦; 齋藤 賢司; 江森 恒一; et al.

JAEA-Technology 2010-038, 57 Pages, 2010/12

JAEA-Technology-2010-038.pdf:2.36MB

HTTRは平成10年の初臨界達成後、定格運転及び高温試験運転の出力上昇試験を経て、現在、供用運転を行っている。高温ガス炉を実用化するにあたり、高温ガス炉システムが長期にわたって熱利用系に安定な熱供給ができることを実証しなければならない。そこで、HTTRでは、平成22年1月より高温・並列運転で50日連続運転を行い、HTTRは長期にわたって熱利用系に安定な熱供給ができることを確認した。また、高温試験運転での長期連続運転に伴うデータを取得することができた。本報は、運転より得られたHTTRの高温試験運転での長期連続運転に関する特性をまとめたものである。

報告書

HTTR非常用発電機の保守管理とガスタービンエンジンの分解点検

猪井 宏幸; 清水 厚志; 亀山 恭彦; 小林 正一; 篠崎 正幸; 太田 幸丸; 久保 司*; 江森 恒一

JAEA-Technology 2009-048, 48 Pages, 2009/10

JAEA-Technology-2009-048.pdf:5.0MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉施設の非常用電源設備として、ガスタービンエンジンの非常用発電機が設置されている。非常用発電機の性能の維持管理を目的に、分解点検や保守管理を設備設置時から現在に至るまで実施し、改良,改善を行ってきた。主な改善として、今まで行ってきたガスタービンエンジンの起動時間の監視に、起動時における排気最高温度を追加監視することにより、その劣化の程度を十分に推測できること及び急激な劣化の発生を判断できるようになった。

報告書

HTTR長期連続運転の結果の概要; 定格・並列30日運転

栃尾 大輔; 野尻 直喜; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 関田 健司; 近藤 雅明; 七種 明雄; 亀山 恭彦; 齋藤 賢司; 藤本 望

JAEA-Technology 2009-005, 47 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-005.pdf:4.01MB

HTTRは1998年の初臨界達成後、定格運転及び高温試験運転の出力上昇試験を経て、現在、供用運転を行っている。今回、HTTRでは長期にわたって熱利用系に安定な熱供給ができることを実証するために、定格・並列運転で30日連続運転を行った。本報はその運転で得られたHTTRの長期連続運転の特性をまとめたものである。

報告書

HTTR気体廃棄物の廃棄施設の保守管理

山崎 和則; 亀山 恭彦; 猪井 宏幸; 新垣 悦史; 篠崎 正幸; 太田 幸丸

JAEA-Testing 2008-002, 52 Pages, 2008/03

JAEA-Testing-2008-002.pdf:15.54MB

高温工学試験研究炉(HTTR)で発生する気体廃棄物を適切に回収し、放射性物質の除去・減衰を経て放射性物質の濃度を監視しながら大気へ放出するために気体廃棄物の廃棄施設が設置されている。この設備は、それらの目的を果たすために常に設備の健全性が求められているため、毎年実施する保守管理によって機器の健全性の維持管理を行っている。本設備の保守管理はHTTRの運用に必要不可欠であり、現在まで効率的な保守管理を行ってきた。本報は、気体廃棄物の廃棄施設の維持管理を目的に実施してきた保守項目並びに実際の経験に基づいて改善した事項についてまとめたものである。

報告書

HTTR補機冷却水設備及び一般冷却水設備の保守管理

亀山 恭彦; 渡辺 周二; 猪井 宏幸; 清水 康則; 新垣 悦史; 篠崎 正幸; 太田 幸丸

JAEA-Testing 2008-001, 63 Pages, 2008/03

JAEA-Testing-2008-001.pdf:20.97MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の冷却設備には、補機冷却水設備及び一般冷却水設備が設置されている。補機冷却水設備は、原子炉の安全運転,停止等に必要な系統・機器に冷却水を供給し、一般冷却水設備は、原子炉の通常運転時に必要な一般の系統・機器に冷却水を供給しており、各系統・機器で昇温した冷却水を冷却塔で除熱している。これらの設備には、循環ポンプ,冷却塔,配管・弁類,薬液注入装置があり、原子炉の運転の有無に関係なく年間を通して運転している。本報は、補機冷却水設備及び一般冷却水設備の維持管理を目的に実施してきた保守項目,設備の改善等についてまとめたものである。

報告書

Operating experiences since rise-to-power test in High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

栃尾 大輔; 渡辺 周二; 茂木 利広; 河野 修一; 亀山 恭彦; 関田 健司; 川崎 幸三

JAEA-Technology 2007-014, 62 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-014.pdf:9.74MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、2000年4月より出力上昇試験を開始した。2001年12月にHTTRの最大熱出力である原子炉熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}$$Cを達成した。その後、2004年4月の最後の出力上昇試験において最大熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成した。使用前検査合格証取得後は、高温ガス炉固有の安全性を実証する安全性実証試験を行っている。本報では、出力上昇試験から6年間の運転経験についてまとめている。これらについては、(1)新型のガス冷却炉設計に関連する運転経験,(2)性能向上のための運転経験,(3)系統や機器の故障等に関する運転経験、の3つに分類してまとめた。

報告書

HTTRの補機冷却水設備冷却塔の伝熱性能に関する評価

栃尾 大輔; 亀山 恭彦; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 山崎 和則; 清水 康則; 新垣 悦史; 太田 幸丸; 藤本 望

JAEA-Technology 2006-045, 43 Pages, 2006/09

JAEA-Technology-2006-045.pdf:5.97MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の冷却設備の一つに補機冷却水設備がある。この補機冷却水設備は種々の機器の冷却だけでなく、工学的安全設備の一つである炉容器冷却設備のヒートシンクとなる機能を有している。そのため、補機冷却水設備は設計時に想定された除熱性能を有していなければならない。本報では、HTTRにおいてこれまで実施してきた出力上昇試験,供用運転のデータから、補機冷却水設備に設置されている最終ヒートシンクである冷却塔について伝熱性能を評価した。また、設計時における冷却塔の伝熱性能との比較を行い、冷却塔が設計時に要求された伝熱性能を有していることを確認した。

報告書

燃料破損検出装置の保守管理

野地 喜吉; 亀山 恭彦; 江森 恒一; 青野 哲也

JAEA-Testing 2006-003, 47 Pages, 2006/06

JAEA-Testing-2006-003.pdf:7.43MB

原子炉通常運転時、燃料の健全性を監視するための設備として、HTTRには燃料破損検出装置(Fuel Failure Detection(FFD) System)が設置されている。本装置は、7領域に分割した原子炉の高温プレナム部から1次冷却材をサンプリングし、それぞれの領域の短半減期核分裂生成物希ガスを検出することにより、燃料破損が発生した際に、その領域を特定できるようになっている。設計では、本装置における1次冷却材サンプリング流量は運転中変更する必要がないと考えていた。しかしながら、原子炉の運転状況により変化する1次冷却材圧力の影響でサンプリング流量が変動し、測定値が不安定になることが明らかとなった。また、サンプリング流量の変更は、運転中立入が制限されるサービスエリア内に設置された手動弁で行わなければならないため、運転中の流量調整が困難であった。そこで、サービスエリア外からサンプリング流量の制御ができるように流量制御系を改善した結果、安定した計測が可能となった。また、計測時のノイズの低減化,ガス圧縮機のオイルレベル計の改善等を実施したことにより、現在は良好な運転状態を維持している。本報は、FFDを運用するうえでの検出器(プレシピテータ)による検出性能の維持,設備の維持管理を目的に実施してきた保守項目,改善等についてまとめたものである。

口頭

HTTR(高温工学試験研究炉)の高温連続運転完遂,1; 全体計画

高田 昌二; 関田 健司; 亀山 恭彦; 齋藤 賢司; 飯垣 和彦; 沢 和弘; 橘 幸男

no journal, , 

原子力機構では、HTTRを用いて高温ガス炉の技術基盤の確立を目指した研究開発を推進している。HTTRでは、平成22年1月から3月にかけて50日間の高温連続運転を実施し、水素製造に必要な高温の熱を長期にわたり安定供給できることを世界で初めて示した。運転期間は、(1)過去の運転からの特性変化,性能劣化等を十分確認できること、(2)HTTR-ISの設計,安全審査に必要なプラント挙動に関するデータを取得できるだけでなく、長期連続運転での熱源としての安定性を実証できることを考慮して50日とした。高温連続運転では、炉心の燃焼特性,ヘリウムの純度管理,高温機器の性能,炉内構造物等の健全性等に関するデータを取得・評価した。1次系の除熱に加圧水冷却器及び中間熱交換器を使用する並列運転モードにより、高温ガス炉の熱供給性能を実証した。

口頭

JMTR原子炉施設の更新,1; 原子炉施設更新の概要と今後の保全計画

浅野 典一; 黒澤 昭彦; 箭内 智博; 綿引 俊介; 亀山 恭彦; 尾上 龍次; 飛田 健治; 深作 秋富

no journal, , 

JMTRは、定格熱出力50MWの試験研究炉である。昭和40年に建設を開始、昭和43年3月に初臨界を達成し、昭和45年より共同利用運転が開始され、平成18年8月までに延べ165サイクルの共同利用運転に寄与してきた。JMTRは平成18年に一旦停止し、その後、JMTRの利用者や文部科学省によるJMTR将来計画の検討が行われ、JMTRの改修と再稼動の方向付けがされた。その結果を受けて、平成19年度より平成22年度末にかけ、原子炉施設関連、約40件の機器等の更新、ユーティリティ、構築物等の補修・保全で約20件、併せて約60件に及ぶ改修工事を行った。改修期間中は大きなトラブルもなく無事に完遂することができた。本件は、この改修による設備・機器の選定,改修仕様の決定方法等の基本的な考え方,再稼動後のJMTRの安全・安定運転と高稼働率の達成に資するための保全計画についてまとめたものである。

口頭

更新後の計測制御系統施設

箭内 智博; 小笠原 靖史; 花川 裕規; 大戸 勤; 川俣 貴則; 亀山 恭彦

no journal, , 

JMTRは平成19年度に改修工事に着手した。計測制御系統の更新に関しては、平成21年6月に文部科学省への設計及び工事の方法の認可申請手続きを終了し、平成23年3月まで更新作業を行った。使用前検査は全3回で、検査期間としては平成22年1月から平成23年4月であった。東日本大震災の影響により使用前検査期間が平成23年3月終了から平成23年4月終了に延びたことを除き、更新作業はほぼ予定どおりに終了した。JMTRの計測制御系統施設は、昭和43年の初臨界以来、42年が経過している。これまでに、核計装については昭和56年に一部更新(機器盤のユニット化等)を行ったが、それ以外の機器は、平成18年8月の原子炉運転停止まで使用されてきた。今回の計測制御系統施設の更新にあたっては、平成24年10月(平成23年6月再開予定であったが、東日本大震災の影響により変更)の原子炉再稼働後20年の運転期間を考慮し、機器の経年変化,安全機能の重要度,保守経験等の安全確保の観点及び交換部品の調達性改善等の稼働率向上の観点から、基本設計は活かしつつ、ほぼ全面更新することとした。本報告書は、JMTR改修のうち、計測制御系統施設の更新内容と今後の課題についてまとめたものである。

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