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論文

Development of Decommissioning Engineering Support System (DEXUS) of the Fugen NPS

井口 幸弘; 関口 峰生; 兼平 宜紀

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(3), p.367 - 375, 2004/03

 被引用回数:39 パーセンタイル:90.71(Nuclear Science & Technology)

新型転換炉ふげん発電所では、現在廃止措置の準備を進めているが、合理的な解体計画を策定するため、3次元CAD、バーチャルリアリティ等の最新の計算機技術を利用した、廃止措置エンジニアリング支援システムの開発を行っている。本システムは、廃棄物の物量評価作業に成果をあげている他、放射能量の可視化、解体シミュレーション等、廃止措置計画の最適化のために利用している。また、PA用としても活用可能な他、将来は、解体作業の教育・訓練、遠隔装置との結合など多面的な活用が期待できる。

報告書

ふげん廃止措置技術専門委員会第7回委員会資料集

北端 琢也; 下野 公博; 関口 峰生; 松嶌 聡

JNC TN4410 2003-004, 42 Pages, 2003/03

JNC-TN4410-2003-004.pdf:11.33MB

新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」という。)は、新型転換炉原型炉としての運転を平成15年3月末で終了する。「ふげん」では、平成10年度以来、核燃料サイクル開発機構法にもとづき、廃止に伴う措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という。)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を平成11年12月に設置し、平成11年12月14日に第1回委員会を開催した。同委員会については、平成12年度以降も引き続き設置し、平成15年2月28日に第7回委員会を開催した。本書は、第7回ふげん廃止措置技術専門委員会において配布された資料集であり、"「ふげん」廃止措置の準備状況"、"運転終了後の設備点検計画"、"原子炉本体解体技術の検討状況"、"重水精製装置Iを用いたトリチウム除去試験計画"についてまとめたものである。

報告書

炉内検査装置に関する調査・検討(II)

唐沢 博一*; 関口 峰生*; 佐藤 孝男*; 鈴木 健彦*; 長井 敏*

PNC TJ9164 95-012, 50 Pages, 1995/03

PNC-TJ9164-95-012.pdf:1.64MB

高速炉の供用中検査・補習(ISI&R)に関する技術開発の一環として、炉内構造物及び炉心に装荷されている炉心構成要素の健全性を目視によって確認するための炉内検査手法の調査・検村を行った。炉心構成要素頂部及び連管部を対象に、検出精度向上を指向した検出器仕様・構成、信号処理装置システム構成・基本仕様、駆動機構構造概念を具体化し、課題及び開発項目を摘出、整理した。

報告書

「常陽」炉運転自動化の検討

佐藤 増雄*; 府川 直弘*; 玉置 哲男*; 岩下 強*; 伊藤 篤*; 関口 峰生*; 山中 俊勝*; 吉田 恵*; 丸山 富美*; 山本 博樹*

PNC TJ9164 88-007, 96 Pages, 1988/11

PNC-TJ9164-88-007.pdf:2.11MB

本報告書は、「常陽」の制御棒操作を自動化することによって、運転員の負担を軽減すると共に、マンマシンインタフェイスの充実と運転操作性の向上を図り、さらに、運転操作面での信頼性、安全性の改善を図ることを目的とし、以下の項目について検討した結果をまとめたものである。尚、本検討は、現状プラント構成に基づくもの(制御棒操作自動化システム)と、蒸気発生器を設置した場合のプラント構成に基づくもの(プラント運転自動化システム)とに分け、検討を実施した。(1)制御棒操作自動化システム、及びプラント運転自動化システム構成の検討、(2)知識工学等新技術適用による制御手法の検討、(3)マンマシンインタフェイス手法、及び異常時処置方法の検討、(4)既設制御棒駆動機構、及び中央制御盤の改造範囲の検討 また、自動化システムを実現するにあたっての課題について検討した。以上の検討により、制御棒操作自動化システムとプラン運転自動化システムの基本構成を設定するとともに、既設制御棒駆動機構の改造を行わなくとも、制御棒操作自動実現に必要な制御棒位置制御が可能である見通しを得た。

報告書

高速実験炉「常陽」燃料取扱設備の運転・保守経験(5)

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

PNC-TN9410-87-124.pdf:11.38MB

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。

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