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大山 卓也; 三枝 博光
JAEA-Testing 2008-007, 248 Pages, 2009/03
JAEA-Testing-2008-007.pdf:44.09MB
日本原子力研究開発機構では、複雑な水理地質環境における地下水流動を効率的にモデル化・解析するため、これを一貫して実施できるGEOMASS(GEOlogical Modelling Analysis And Simulation Software)システムを開発してきた。本システムは、地質構造モデルの構築とモデル化・解析結果の可視化を行う市販ソフトウェアであるEarthVision
と、原子力機構が所有権を有する地下水流動解析コードであるFracAffinityが統合された環境となっており、情報量の増加などによるモデルの更新に迅速に対応することを可能としている。また、岩盤の連続構造と断層や割れ目などの不連続構造を同時に扱える手法を取り入れることにより、より現実的な地下水流動の表現を可能としている。本報告書は、GEOMASSシステムのマニュアルとして整備したものであり、"Overview of GEOMASS system", "FracAffinity Theoretical Background"及び"FracAffinity User Guide"から構成されている。"Overview of GEOMASS system"ではGEOMASSシステムの概要,"FracAffinity Theoretical Background"ではFracAffinityが有する機能の理論的背景,"FracAffinity User Guide"ではFracAffinityの入力ファイルの構成や解析を実行する際のインターフェイスの使用方法などについて述べるものである。
上脇 忠義; 大和田 明彦; 竹田 武司; 中村 秀夫
JAEA-Testing 2008-006, 77 Pages, 2008/07
JAEA-Testing-2008-006.pdf:6.32MB
加圧水型原子炉(PWR)の冷却材喪失事故(LOCA)時には、非常用炉心冷却系(ECCS)の蓄圧注入系タンクから注水後、加圧用の非凝縮性ガスが一次系に流入する。同ガスが蒸気発生器(SG)伝熱管に蓄積すると凝縮熱伝達が劣化し、SG二次側減圧による一次系冷却の阻害要因となる。一方、PWRのLOCA及び過渡を模擬するROSA計画大型非定常試験装置(LSTF)実験では、非凝縮性ガスが減圧に及ぼす影響を定量的に把握する必要があるため、非凝縮性ガスに空気を用いてジルコニア酸素濃度計により水蒸気中のガス濃度を直接計測する装置を開発してきた。今回、本ガス濃度測定装置をLSTF実験に適用するため、同装置を改良してLSTFに設置するとともに、蓄圧注入系タンクの加圧ガスとして空気を用いた実験を実施し、SG二次側減圧過程においてガスが通過すると思われる圧力容器頂部及びガスが蓄積するSG出口プレナム部の酸素濃度を直接計測した。本報では、本ガス濃度測定装置の改良点などを紹介するとともに、性能確認試験及びLSTFを用いたSG二次側減圧模擬試験で得られた酸素濃度測定結果を報告する。
加藤 佳明; 三輪 幸夫; 高田 文樹; 近江 正男; 中川 哲也
JAEA-Testing 2008-005, 48 Pages, 2008/06
JAEA-Testing-2008-005.pdf:13.36MB
本報告は、JMTRホットラボ施設に設置した照射後原子炉材料のための結晶方位解析装置に関するものである。同装置は、原子炉材料の照射後試験設備の1つとして世界で初めてホットセル内に設置され、IASCC(照射誘起応力腐食割れ),IGSCC(粒界型応力腐食割れ)の研究に貢献している。その整備と運転経験についてまとめた。
加藤 佳明; 山本 敏雄; 高田 文樹; 近江 正男; 中川 哲也
JAEA-Testing 2008-004, 22 Pages, 2008/06
JAEA-Testing-2008-004.pdf:5.88MB
本報告は、平成19年度に実施したJMTRホットラボにおける鉛セル内放射線モニターの更新についてまとめたものである。鉛セル内放射線モニター7系統のうち2系統の更新を実施した。その設計,製作,据付、及び調整検査について記述した。
線測定の影響調査堀越 義紀; 根本 典雄; 黒澤 重行*; 高崎 浩司; 水庭 春美
JAEA-Testing 2008-003, 29 Pages, 2008/04
JAEA-Testing-2008-003.pdf:1.65MB
プルトニウム燃料技術開発センターにおいて、発汗を伴う作業に適した管理区域内作業衣の検討が行われた。その中で作業衣に付着したMOX粉末の汚染が、汗で濡れた状態になることにより生じる線検出への影響が懸念されたことから、現在使用している作業衣の素材及びほかの素材での汚染検査時の検出状況,汚染の拡散性,作業衣への浸透・貫通性を確認,調査した。その結果、素材によって、発汗による線検出への影響を少なく抑えることができることがわかった。本書は、これらの調査結果及び作業衣に適した素材選定における留意点についてまとめたものである。
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。
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。