検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 7 件中 1件目~7件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

「常陽」原子炉出力自動制御方式の検討

寺門 嗣夫; 伊澤 修

UTNL-R-0466, p.8_1 - 8_11, 2008/03

「常陽」では、平成16年度から照射機能の拡大,多様化のための方策について検討を進めている。燃料・材料にかかわる温度変動の少ない照射データを蓄積するためには、目標とする照射条件に相当する原子炉出力を維持することが有効である。また、「常陽」での高精度な過渡試験を実施するためには、1次冷却材温度変化率50$$^{circ}$$C/hを制限値とする出力変化率5MW/10分の範囲内で計画的な出力上昇,下降を正確かつ確実に行うことが重要である。これらを運転員の負担増又は技量によらず可能とするため、手動操作よりも制御棒の操作頻度を増やす自動操作により精密に原子炉出力を制御することを検討した。その結果、「常陽」の原子炉出力自動制御を制御棒全数を対象として、あらかじめ設定された時間間隔で、約2mmの引抜き又は挿入を行った場合、原子炉設置変更許可申請書に記載の範囲で保守的な設定を行っても、出力変化率5MW/10分の範囲内で正確な出力制御が可能であることが確認できた。また、制御棒駆動機構についても、ソフト・ハード両面からこれらの制御に十分に耐えられることを確認した。これにより、「常陽」をより精密な運転とするための原子炉出力自動制御の成立性を確認できた。

報告書

高速実験炉「常陽」MK-III総合機能試験結果報告; 2次主循環ポンプ関係試験

寺門 嗣夫; 森本 誠; 伊澤 修; 石田 公一; 星野 勝明; 鈴木 伸也; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘

JNC TN9430 2004-003, 87 Pages, 2004/03

JNC-TN9430-2004-003.pdf:2.86MB

本報告書は、MK-Ⅲ総合機能試験の一環として実施された2次主循環ポンプ関係の試験結果について取りまとめたものである。2次主循環ポンプ関係試験は、MK-Ⅲ改造工事により主中間熱交換器、主冷却器を交換し、かつ、2次主循環ポンプ電動機、速度制御盤、抵抗器盤を更新したことから、2次主冷却系統全体の特性を把握するために実施した。本試験はMK-Ⅲ改造工事後の2次主循環ポンプ、2次純化系電磁ポンプ、2次アルゴンガス系統設備の機能が満足していることを確認する目的のものであり、以下の6項目を実施した。(1)SKS-205-1: 2次主循環ポンプ特性試験・流量制御試験、(2)SKS-205-2: 2次主循環ポンプ特性試験・フローコーストダウン特性試験、(3)SKS-205-3: 2次主循環ポンプ特性試験・連続運転試験、(4)SKS-205-4: 2次主循環ポンプ特性試験・振動測定試験、(5)SKS-212: 2次純化系電磁ポンプ流量制御試験、(6)SKS-213: 2次アルゴンガス系圧力制御試験。試験結果はいずれも判定基準を満足し、MK-Ⅲ改造工事後における2次主循環ポンプ、2次純化系電磁ポンプ、2次アルゴンガス系統設備がMK-Ⅲ運転に必要な機能を満たしていることを確認した。

報告書

「常陽」制御棒操作自動化システムの開発; オフラインシステムMK-III適用性評価

寺門 嗣夫; 星野 勝明; 鈴木 伸也; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘

JNC TN9410 2004-008, 55 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2004-008.pdf:1.82MB

高速実験炉「常陽」では、原子炉の起動から停止までの全ての運転領域にわたる原子炉出力の自動制御化を実現し、より一層の運転信頼性を図ることを目的として、ファジィ推論による制御棒操作自動化システムの開発を進めている。制御棒操作自動化システムを実機に据付ける前段階として、MK-Ⅱ原子炉運転時に開発した「制御棒操作自動化オフラインシステム」についてMK‐Ⅲ性能試験中に操作ガイド機能の基礎データを採取し、その適用性を検討した。評価結果は以下の通りである。(1) 制御棒操作量表示機能のうち臨界近接モードは、MK-Ⅲにて臨界点が2$$times$$104cpsに変更となったことから、規定ファジィ制御部の構造を一部変更する必要がある。(2) その他の制御モード(核加熱、系統昇温、出力上昇、出力下降)については、出力変化率、系統温度変化率がMK-Ⅱと同じであることから、MK-Ⅲ運転においても良好にガイドを提供できる。(3) 機器運転ガイド機能については、MK-Ⅲ原子炉運転マニュアルを反映したソフトウェアの変更が必要である。 (4) オフラインシステムのハードウェア機能を維持するため、当該システムの更新が必要である。

報告書

「常陽」MK-III冷却系改造工事; 2次冷却系撤去機器の解体・ナトリウム洗浄作業

石井 貴之; 礒崎 和則; 芦田 貴志; 皆川 暁; 寺門 嗣夫; 野上 浩*; 加倉井 克洋*; 植田 宗嗣*; 川原 啓孝; 市毛 聡; et al.

JNC TN9410 2002-013, 86 Pages, 2002/11

JNC-TN9410-2002-013.pdf:68.29MB

高速実験炉「常陽」では、照射能力の高度化に向けたプロジェクト(MK-III)を進めている。MK-III計画は、炉心の高速中性子束を高める、照射技術を向上させることを目的としているが、炉心の中性子束を高めることで熱出力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。MK-III冷却系改造工事は、その除熱能力を高めるため、原子炉冷却系機器のうち、主中間熱交換器及び主冷却機をはじめとした原子炉冷却機器を交換する工事である。このうち、1次冷却系では主中間熱交換器を既設の50MWt/基から70MWt/基、2次冷却系では主冷却器を既設の25MWt/基から35MWt/基に交換した。これらの工事は、平成12年10月30日から平成13年9月21日の間に実施し、無事工事を終了することができた。 本報告書は、これらの工事で撤去された機器のうち、非放射性ナトリウムの付着した主冷却器、主冷却器接続配管主中間熱交換器2次側接続配管をはじめとしたナトリウム機器の解体・洗浄及び主送風機等をはじめとした非ナトリウム機器の解体に係る方法、結果及び安全対策等についてまとめたものである。 2次冷却系撤去機器の解体・ナトリウム洗浄作業は、ほぼ計画通りの方法にて安全、かつ、効率的に作業を行うことができ、処理したナトリウム量は、約13.5kgであった。

論文

「常陽」制御棒操作自動化システムの開発

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。

口頭

「常陽」における確率論的安全評価,3-1; 「常陽」のATWS事象及びPLOHS事象の炉心損傷頻度の評価

山本 雅也; 川原 啓孝; 寺門 嗣夫; 青山 卓史; 佐藤 一憲; 大島 宏之

no journal, , 

「常陽」における確率論的安全評価(PSA)において、レベル2以降のPSAの評価対象事象を選定するため、炉心損傷に至る可能性のある事象の発生頻度が高いATWS(Anticipated Transient Without Scram)事象及びPLOHS(Protected Loss of Heat Sink)事象について、成功基準の詳細化を行うとともに、それぞれ動特性解析及び自然循環解析等を実施し、炉心損傷頻度を評価した。その結果、全炉心損傷頻度が十分に低く抑制されていることを確認するとともに、全炉心損傷頻度に占める各炉心損傷カテゴリの相対的な寄与割合は、UTOP(Unprotected Transient Over Power)事象が最も大きくなる結果を得た。

口頭

「常陽」における確率論的安全評価,4-1;「常陽」のリスク評価上重要な事故シーケンスの同定

山本 雅也; 川原 啓孝; 寺門 嗣夫; 前田 茂貴; 齋藤 拓人; 青山 卓史

no journal, , 

「常陽」の確率論的安全評価(PSA)において、炉心損傷に至る可能性のある事象のうち、発生頻度が相対的に高い異常な過渡変化時のスクラム失敗事象(ATWS)及び崩壊熱除去機能喪失事象(PLOHS)について、成功基準を詳細化するとともに、動特性解析及び自然循環解析を実施し、炉心損傷頻度を定量化した。また、各炉心損傷事象の環境への影響の重大性を評価した。これらの結果から過出力時のスクラム失敗事象(UTOP)に起因する炉心損傷が最もリスクが大きいと評価し、本事象をレベル2以降のPSAの評価対象に選定した。

7 件中 1件目~7件目を表示
  • 1