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水野 学*; 大草 享一; 玉山 清志
Proceedings of International Symposium on Symbiotic Nuclear Power Systems for 21st Century (ISSNP) (CD-ROM), p.148 - 153, 2007/07
原子力プラントにおいては、異常をできるだけ早く検出し、その進行を食い止めることが求められる。これは、高速増殖原型炉「もんじゅ」においても特に重要である。このため、「もんじゅ」用の監視診断システムの開発が求められている。最近では、コンピューターネットワークテクノロジーの驚くべき発展により、このような監視診断システムは合理化されたシステム資源を用いたWeb技術を用いられる。そこで、われわれは「もんじゅ」の監視診断システムのためのWebベースのプラットフォームを開発した。開発においては分散化,標準化,柔軟な構造を考慮した。この新しく開発されたプラットフォームとプロトタイプ監視診断機能を検証した。プラットフォーム上のプロトタイプ監視診断システムは、「もんじゅ」のイントラネットを用いて、許容可能な遅延時間内に、「もんじゅ」のプラントデータを取得し、ユーザーのコンピュータにデータを表示できた。
鈴木 亮輔*; 田邊 健太郎*; 近藤 恒幾*; 小野 勝敏*; 戸田 信一; 笠川 勇介; 玉山 清志; 桶谷 和浩*
JNC TY4400 2003-004, 214 Pages, 2003/08
JNC-TY4400-2003-004.pdf:19.93MB
既存の原子力発電所から排出される未利用の熱エネルギーを再利用することは、近年の環境負荷低減やプラント高効率化の観点から重要になってきている。特に、高温システムの代表例であるナトリウム冷却FBRでは避けて通れない課題であることは間違いない。熱電発電システムは、これまで宇宙、軍事等の特殊用途において実用化され、その信頼性、保守性等に実績を持ち、最近では一般産業においても省エネの観点から見直されてきている。本研究では、熱電発電システムをナトリウム冷却FBRに適用して排熱回収する場合の技術的可能性について見直すことを目的としている。すなわち、基礎となる熱電変換素子の開発、モジュール化技術の開発並びに基礎実験装置と小型試験装置による確認実験を行い、モジュール熱電変換効率の評価さらにはシステム熱電変換効率評価のための基礎資料とする。
村井 祐一*; 山本 富士夫*; 石川 正明*; 酒井 康丞*; 大岩 浩司*; 戸田 信一; 吉川 信治; 玉山 清志
JNC TY4400 2003-006, 75 Pages, 2003/06
JNC-TY4400-2003-006.pdf:12.95MB
高速増殖原型炉「もんじゅ」では、蒸発器と過熱器においてヘリカルコイル形伝熱管が利用される。ヘリカルコイル形伝熱管は、U形伝熱管に比べ構造的にコンパクトで、かつ、流動の急曲折部をもたないため流力振動の発生要因が少ないという利点を持つ。一方、ヘリカルコイル形では、その経路によって内部二相流に対する定常的な遠心力の大きさに分布がある。また、複数の伝熱ループが曲率半径と距離の異なる経路を通り、それらが同じ圧力差で駆動される点で、並列流路管での動特性に位相差を生じうる。これらの現象については、伝熱および圧力損失の多次元的特性を考慮した詳細な解析を進め、より高い性能安定性を保証するよう検討しなければならない。本研究では、ヘリカルコイル内二相流の可視化・画像解析システムを構築し、これらの課題解決に資するものとする。本研究の成果は以下にまとめられる。ヘリカルコイル流路実験装置を製作し、可視化実験による流動様式マップの作成、ならびにステレオ画像処理による界面構造の抽出を試みた。また、気泡流における数値シミュレーションを遂行した。以上の研究より、以下のことが分かった。
Ishikawa, Kazuhiko*; Asada, Katsuhiko*; 玉山 清志; Ueda, Masahiro*
レーザー研究, 30(2), p.91 - 93, 2002/00
CCDカメラと再帰反射体を用いて、遠隔地より変位、変形、振動をリアルタイムで検出するシステムの開発である。
光元 里香*; 大草 享一; 玉山 清志; 新 誠一
no journal, ,
入出力信号の相互相関関数のウェーブレット変換によりむだ時間を測定する手法に着目し、高速増殖原型炉「もんじゅ」の制御系に適用した。適用の結果、むだ時間を測定することができ、原子力プラントの制御系においても、本手法が有効であることがわかった。
水野 学*; 大草 享一; 玉山 清志
no journal, ,
相関法は、流体中に存在するゆらぎが、流れとともに移行することを利用し、流れに沿って配置した一対の検出器を用いて、ゆらぎの移行時間と検出器間距離から流量を求める手法である。本手法を高速増殖原型炉「もんじゅ」のナトリウム流量計に適用した。この結果、流量計のオンサイト校正法として利用できる可能性があることがわかった。
光元 里香*; 大草 享一; 玉山 清志; 新 誠一*
no journal, ,
Wavelet transform of a cross correlation function between an input signal and output signal has been shown to be effective in determining dead times of control systems of nuclear power plants, through two applications to Japanese prototype fast breeder reactor MONJU. This method needs only inherent fluctuations of plant parameters, without any artificial disturbance like a maximum-length linear shift register sequence. This feature is thought very advantageous in nuclear power plants, where disturbances are highly restricted.
大草 享一; 玉山 清志; 吉川 榮和
no journal, ,
「もんじゅ」では、設計情報やこれまでに得られた運転・保守にかかわる技術情報をデータベースとして整備している。また、プラントデータをオンラインで利用し、プラントの状態を監視・診断する分散型監視・診断システムの開発も実施している。しかしながら、それらのデータベース及び監視・診断システムは、目的ごとに用意されたもので、それぞれの情報を統合して利用する仕組みとはなっていない。今後、「もんじゅ」が運転を再開し、運転・保守データやプラントデータが蓄積され、それらのデータを用いて「もんじゅ」の評価を実施するためには、データベース,プラントデータを横断的に利用することが望ましい。そこで、ここでは「もんじゅ」の役割について整理し、「もんじゅ」で運用又は開発中の管理データベース,分散型監視・診断システムについて説明し、今後、それらを知的に統合していくにはどうすべきかについて発表する。
山田 文昭; 木村 浩一; 城 隆久; 森 健郎; 森薗 孝次; 玉山 清志; 宮川 明
no journal, ,
「もんじゅ」プラント全系の過渡応答を解析するSuper-COPDコードと水・蒸気系の過渡応答を解析するFanpsyコードについて、試運転再開後に予定される性能試験に基づき、開発したコードの検証計画を明らかにした。
光元 里香*; 木村 浩一; 玉山 清志; 渡辺 久夫*
no journal, ,
「もんじゅ」水・蒸気系の過渡応答を解析するプラント動特性解析コードFanpsyについて、実機弁特性に基づき水・蒸気系起動解析モデルを整備するとともに、水・蒸気系起動試運転結果から妥当性を検証した。
木村 浩一; 光元 里香*; 村中 誠; 玉山 清志; 渡辺 久夫*
no journal, ,
「もんじゅ」水・蒸気系のプラント動特性解析コードFanpsyについて、実機弁特性データに基づき主給水ポンプモデルを整備するとともに、40%出力解析の妥当性を確認した。
木村 浩一; 玉山 清志; 宮川 明
no journal, ,
「もんじゅ」性能試験再開にむけて、「もんじゅ」のプラント過渡応答を解析するプラント全系動特性解析コード:Super-COPDと水・蒸気系動特性解析コード:Fanpsyの整備を行っている。これらのプラント動特性解析コードの整備の進捗状況を報告し、シリーズ発表にてコード整備の中で実施している40%出力上昇時の解析評価の結果について報告する。
本多 慶; 木村 浩一; 玉山 清志; 光元 里香*; 荒木 浩介*
no journal, ,
高速増殖原型炉「もんじゅ」熱輸送系の全系を解析可能なプラント動特性解析コードSuper-COPDを用いて、プラント起動の過程の一つである給水ポンプ切替操作における制御系の応答を解析した。まず、解析モデルの妥当性を検証するため、平成7年11月の性能試験の切替操作を模擬した解析を行った。解析の結果から、実機の結果をよく再現することができ、制御安定性を評価可能であることを確認した。続いて、給水弁差圧制御系について、切替操作に対する制御定数のパラメータサーベイを行い、運転時における適切な制御定数の範囲を明らかにした。さらに、運転範囲より広範な制御定数の範囲でのパラメータサーベイを行い、給水弁差圧制御系の安定限界を明らかにした。その結果、平成7年11月の性能試験で用いた制御定数が十分な裕度を持っていることが確認できた。
光元 里香*; 木村 浩一; 玉山 清志; 渡辺 久夫*
no journal, ,
「もんじゅ」水・蒸気系動特性解析コードFanpsyを用いて、プラント起動時の出力上昇操作に追従して、水・蒸気系の給水流量を増大させる解析を実施した。今回、Fanpsyの給水流量を制御する給水調節弁の弁特性のうち、CV特性(弁開度-流量特性)について、実機試験結果から求めた開度-流量の関数を用いることにより、解析結果の実機再現性に改善がみられ、実機応答特性を模擬できることを確認した。
光元 里香; 木村 浩一; 玉山 清志; 丸山 富美*
no journal, ,
「もんじゅ」水・蒸気系動特性解析コードFanpsyの給水流量及び、蒸発器出口蒸気温度を制御する給水調節弁を実機の動作特性を模擬するようモデル化し、実機での給水流量の定常ゆらぎを再現した。これらの整備したモデルを用いることにより、前回性能試験で確認された制御系の干渉による長周期の振動現象をFanpsyにより再現できることを確認した。また、蒸発器出口蒸気温度制御系の制御定数のサーベイ解析により、制御系干渉が発生する領域を明らかにした。
光元 里香; 木村 浩一; 玉山 清志; 鈴木 悟志*
no journal, ,
本報告では、プラント全系を対象とする動特性解析コードSuper-COPD及び水・蒸気系を対象とする動特性解析コードFanpsyの2つの解析コードを用いて、原子炉自動停止の起因となった給水流量制御系に着目し、制御定数のパラメータサーベイ解析を実施した。これらの結果から、設備改善により、制御系が安定に動作する範囲がどの程度変化するのかを明らかにするとともに、解析コードの違いが評価結果に及ぼす影響について確認した。その結果、異なる解析コードを用いて、前回性能試験の際に、原子炉自動停止の起因となった給水流量制御系に着目し、制御定数のパラメータサーベイ解析を実施した結果、設備改善により、給水流量制御系の安定領域が拡大する傾向が明らかとなった。また、両コードによる制御系の応答は、ほぼ同等であることを確認した。これらのことにより、次回性能試験に向けて、異なるコードを用いて、解析結果を相互に確認し合うことが可能であることとなる。
木村 浩一; 荒木 浩介*; 玉山 清志
no journal, ,
「もんじゅ」には、プラント起動時に蒸気発生器へ給水するポンプを、電動機駆動給水ポンプ(MD)1台からタービン駆動給水ポンプ(TD)2台へ切替操作を行う段階がある。この段階では、運転されている給水ポンプの組合せが3通りあり(MD/TD1台並列運転,TD1台単独運転,TD2台並列運転)、異なる給水ポンプの運転状態において、蒸発器出口蒸気温度、及び給水流量が安定に制御される必要がある。これまで、Super-COPDを用いて、試験で得られた実機データに基づき、解析モデルの整備を行い、実機の試験結果をよく再現することを確認してきた。本報では、各給水ポンプの運転状態における、蒸発器出口蒸気温度制御系の制御定数をパラメータに解析を実施し、その制御特性を評価・確認した。その結果、解析から各給水ポンプ運転状態における、安定領域を確認した。次に、給水ポンプの運転状態の違いにより、主給水ポンプ特性が異なることを確認した。さらに、給水流量制御フローにおいて、主給水ポンプ特性が異なることで、安定領域に差が生じることを確認した。
木村 浩一; 玉山 清志; 大草 享一
no journal, ,
本発表では、水・蒸気系の圧力外乱が最も大きな事象の一つとなるタービンバイパス弁(以下TBVを記す)開閉試験について、設計仕様に対して余裕を持たして実機が製作されているTBVの1弁あたりの容量、及び設計仕様に対して多少の誤差を許容させているTBV開閉時間の設計値との差がプラントの過渡応答にどのような影響を与えるかを水・蒸気系動特性解析コードであるFanpsyを用いて、蒸発器出口温度の変化量及び同プロセス値の警報設定値への余裕の確認により評価を行った。また、Fanpsyを用いたプラント動特性の解析結果より、TBV1あたりの容量の最適値,TBV開閉時間の設計仕様の妥当性評価を合わせて実施した。その結果、TBV開閉試験でのTBV容量及びTBV開閉時間の設計値との違いは、大きな影響を与えるものではないと評価された。一方でTBV1弁あたりの容量の最適値は給水制御系の応答特性から考慮すると18%以下とするのが望ましいと評価された。また、TBV開閉時間については圧力制御系が十分に追従して制御しているため、現状の設計仕様から変更の必要は認められないと評価された。
吉川 榮和; Lind, M.*; J
rgensen, S. B.*; Yang, M.*; 玉山 清志; 大草 享一
no journal, ,
Multilevel flow modeling is a method for modeling complex processes on multiple levels of means-end and part-whole abstraction. The modeling method has been applied on a wide range of processes including power plants, chemical engineering plants and power systems. The modeling method is supported with reasoning tools for fault diagnosis and control and is proposed to be used as a central knowledge base giving integrated support in diagnosis and maintenance tasks. Recent developments of MFM include the introduction of concepts for representation of control functions and the relations between plant functions and structure. The paper will describe how MFM can be used to represent the goals and functions of the Japanese Monju Nuclear Power Plant. A detailed explanation will be given of the model describing the relations between levels of goal, function and structural. Furthermore, it will be explained how goals and functions of the control systems are represented using the recent MFM extensions for modeling control functions.