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論文

耐熱FBGを用いた高速炉プラント健全性監視システムの開発; 耐熱FBGのひずみ計測性能評価

猿田 晃一; 月森 和之; 島田 幸洋; 西村 昭彦; 小林 喬郎*

日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.219 - 222, 2009/08

フェムト秒レーザを使用してシングルモード光ファイバのコアに形成した耐熱fiber Bragg grating(FBG)のひずみ計測性能の評価を行った。耐熱FBGとひずみゲージを金属片に取り付け、4点曲げ法によって負荷を与えてBragg波長シフトとひずみ量を計測した。Bragg波長は、開発したBragg波長決定アルゴリズムによりスペクトラム強度を重み付けに利用して求めた。市販されている常温用FBGセンサとの比較実験の結果、耐熱FBGのひずみ感度は0.34pm/$$mu$$$$varepsilon$$であり、常温用FBGセンサの約1/4の感度であったが、実験値の標準偏差から推定したひずみ計測精度は、$$pm$$3$$mu$$$$varepsilon$$となり、開発したアルゴリズムを用いることにより、常温用FBGセンサの精度$$pm$$2$$mu$$$$varepsilon$$と同程度の精度が得られることが示された。

論文

東海再処理施設における加湿器を用いた計測導圧管の詰まり予防対策

安尾 清志; 瀬戸 信彦; 綿引 誠一; 岩崎 省悟; 伊波 慎一

日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.506 - 509, 2009/08

東海再処理施設では、放射性溶液の液位及び密度の測定にエアパージ計測法を用いている。エアパージ計測法では、硝酸塩を含む放射性溶液からの塩の析出により、計測導圧管先端部に詰まりが生じる。塩が析出する原因は、エアパージ計測に乾燥した空気を用いていることが考えられる。そこで、塩が析出する可能性のある計測導圧管に加湿した空気を送ることで詰まりを予防する実験を行い、その効果を確認した。

論文

リスクベースメンテナンスにおける炉管クリープの損傷係数の算出方法

渡士 克己

日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.337 - 341, 2009/08

米国石油協会規格API-581 Jに示される炉管のクリープ破断のしやすさの評価では時間消耗則が用いられている。本報は、当該評価方法の破断しやすさの評価方法を改良して、API評価体系の枠組みの中で使用できる方法を示している。APIの規格では8種類の破損モードの損傷係数の合計値を用いて破損発生のしやすさを評価するため、炉管のクリープ破断の損傷係数も整合性を保つために標準化している。

論文

JRR-4反射体要素の割れ事象の発生及び今後の保全

坂田 茉美; 八木 理公; 堀口 洋徳; 平根 伸彦

日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.275 - 278, 2009/08

JRR-4において、平成19年12月28日に、1体の反射体要素の溶接部に割れが確認された。このため、JRR-4では平成20年1月8日から予定していた運転を延期して、割れの原因調査を行った。割れの原因調査の進捗により、内蔵された黒鉛反射材が設計段階の予想を上回り膨張したことが、割れの主たる要因と推定されたため、割れの生じていない他の反射体要素について放射線透過試験を実施し、その結果を今後の反射体に関する保全に反映させることとした。本報告は、JRR-4反射体要素の割れ事象の原因調査と、今後の反射体要素における管理についてまとめたものである。

論文

JRR-3における計測制御装置の保全活動

井坂 浩二; 照沼 憲明; 大内 諭; 大木 恵一; 諏訪 昌幸

日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.279 - 282, 2009/08

計測制御装置はJRR-3改造時の設置より18年以上が経過し、原子炉の安全安定運転を確保するために機器の更新を含めた保全活動が必要不可欠である。今回、JRR-3において行われている計測制御装置の保全内容及び今後の保全活動について述べる。

論文

東海再処理施設における火災報知設備の非火災報低減化対策

石井 貴広; 清水 和幸; 酒井 克己; 伊波 慎一

日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.289 - 293, 2009/08

現在、東海再処理施設の自動火災報知設備は、約40の施設に感知器が約5000個設置されている。この自動火災報知設備では、2001年1月から2009年5月までの約8年間に51件の非火災報が発生しており、原因の約半数は感知器内部の結露が原因であった。この感知器の結露対策として、感知器取付け用の台座を製作し、取付けた。この台座は、天井面から感知器を離した状態におくことで、結露の水滴が感知器ベース部を伝い、感知器本体裏側に浸入することを防止するとともに、感知器裏面が配管経路の温度,湿度環境と接触するのを避け、室内と同じ温度,湿度環境におくことで、感知器内部の結露発生を防止するものである。この結果、対策を施した感知器については非火災報が発生していない。本報では、改善策とその他の非火災報の原因と対策について述べる。

論文

東海再処理施設における非常用電源設備(無停電電源装置)の保全管理

西田 恭輔; 檜山 久夫; 柴田 里見; 岩崎 省悟; 伊波 慎一

日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.294 - 297, 2009/08

再処理施設の負荷の中には、使用済核燃料物質を処理する施設の特質として、放射線管理上重要な臨界モニタや放射線管理機器等、給電の中断が許されないものがあり、これらの機器は無停電電源装置を介して給電を行っている。本報告では、重要設備である無停電電源装置の機能を維持するために実施している定期的な点検,部品交換,装置更新等の状況について述べる。

論文

減肉モニタリング用EMATの高温耐久試験結果

田川 明広; 藤木 一成

日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.570 - 574, 2009/08

本研究は、EMATの高温耐久性試験結果である。これまでは、初期減磁の把握できる200$$^{circ}$$C,200時間の耐久性しか確認されていなかったが、本研究では、板厚10mmの試験片を用いて、200$$^{circ}$$C,2年間の耐久性を確認した。測定方法も2種類で測定し、パルスエコー法とパルスエコー共振法のどちらでも耐久性を有することを確認した。また、磁石ノイズを除去するフィルタも考慮した。

論文

伝熱管検査技術高度化のための磁性粉探傷用蛍光マイクロカプセルの作製

伊東 富由美; 西村 昭彦

日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.551 - 553, 2009/08

溶接部の検査技術として蛍光磁性粉を用いた磁気探傷法が挙げられる。伝熱管の検査技術に磁気探傷法を適応するためには、複雑な形状及び深さが数$$mu$$m以上の欠陥でも検出可能という長所を活かしつつ、伝熱管内に磁性粉を散布するという短所の改善が必要である。ここではミリメートルサイズの欠陥に磁性粉を集合するため、磁性粉を含有した$$mu$$mサイズのカプセルを作製した。この作製したマイクロカプセルは磁力線に集合することを確認した。これにより磁性粉の回収が容易となることから高経年化する軽水炉や今後のFBRの伝熱管の保守安全に役立つ手法となる。

論文

伝熱管内壁検査補修技術開発,2; ソフトウェア開発と性能試験準備

西村 昭彦; 岡 潔; 山口 智彦; 赤津 朋宏*; 関 健史*; Mihalache, O.; 島田 幸洋; 田川 明広; 山下 卓哉

日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.250 - 253, 2009/08

高速増殖炉の熱交換器伝熱管の保守保全のため、新型のプローブシステムの設計及び製作を行った。本報告ではシステムの要素技術のうち、複合型光ファイバスコープとレーザー及び画像撮影システムを結合させるカップリング装置及びレーザー加工ヘッドとECT探勝システムを動作させるソフトウェアの開発について述べる。

口頭

東海再処施設における換気設備の負圧監視と保全管理

堂村 和幸; 算用子 裕孝; 福有 義裕; 伊波 慎一

no journal, , 

原子力プラントでは、換気設備により施設内の気圧を大気より負圧にすることにより、放射性物質を閉じ込めている。このため、常に負圧を維持すること、この負圧状態と換気設備の運転状態を日常監視すること、また、換気設備が故障した際には速やかに復旧できるような保全管理が重要である。東海再処理施設では、負圧の監視と換気設備の運転状態の監視において、合理的かつ効率的な方法として集中監視システムを導入している。また、保全管理では、過去の保全実績から設備の故障履歴を解析することと、状態監視保全方法を導入してきた。この結果、換気設備における故障率の低減化を図ってきた。本件では、換気設備の運転状態の監視方法と保全管理について報告する。

口頭

核燃料物質使用施設の安全評価の取組み,3; 高経年化施設の運転管理の改善方策

藤島 雅継; 雨谷 富男; 水越 保貴; 坂本 直樹; 大森 雄

no journal, , 

大洗研究開発センター燃料材料試験部の核燃料物質使用施設(5施設)では、高速増殖炉の研究開発を中心とした燃料・材料の照射後試験を実施している。これらの施設は、いずれも運転開始から30年以上経過しているが、非密封核燃料物質を取り扱える数少ない照射後試験施設として各方面から利用されており、今後も有効活用することが期待されている。平成14年度から自主的な保安活動として施設の安全評価に取組むとともに、その評価結果に基づいて適切に保全活動を展開し、成果を上げてきた。また、この活動の中では、次の世代を担う人材育成にも取組んできた。しかしながら、運転開始当初から在籍してきた熟練した運転要員の世代交代の時期を迎え、施設固有の保全にかかわる技術・技能の継承等が喫緊の課題となりつつある。さらに、施設や設備の高経年化が進むことにより、相対的に保全の技術的難易度が上がりつつある。このような状況においても施設の安全確保はゆるがせにはできないことから、高経年化によるリスクを軽減し、将来的な施設の保安確保を目的とした運転管理の改善に取組む必要が生じている。本報では、その運転管理の改善の方策について報告する。

口頭

核燃料物質使用施設の安全評価の取組み,2; H20年度の評価結果と保全経験

雨谷 富男; 藤島 雅継; 水越 保貴; 坂本 直樹; 大森 雄

no journal, , 

大洗研究開発センター燃料材料試験部は、高速増殖炉の燃料及び材料の開発を行う照射後試験施設とプルトニウム燃料の研究施設の運転管理を行っている。照射後試験施設は4施設管理しており、照射燃料集合体試験施設,照射燃料試験施設,照射材料試験施設及び第2照射材料試験施設である。また、プルトニウム燃料の研究施設は燃料研究棟である。これらの施設は、運転開始からいずれも30年以上経過しており、独自の手法によりこの5施設の安全評価を行うとともに、適切な保全に取組んできた。平成20年度は、これら5施設のすべての保安上重要な設備(計372設備)の継続的な安全性を確認し、施設の状態は良好であった。また、安全評価結果に基づき、適切な保全活動を展開し、上記372設備のうちの38設備の補修課題を解消して施設の安全を確保している。本報では、平成20年度の各施設の安全評価結果と保全経験の実例を報告する。

口頭

$$alpha$$ホットセル排気弁の運転中保全手法の確立

水越 保貴; 櫛田 尚也

no journal, , 

大洗研究開発センターの照射燃料集合体試験施設(以下、FMF)は、高速増殖炉の高性能燃料の開発を目的として、原子炉で照射された燃料要素のさまざまな研究をするための核燃料物質使用施設(以下、使用施設)である。使用施設では、非密封のプルトニウムやウランなどの核燃料物質の漏えいや作業員の放射線障害を防止するために、放射線の遮蔽,密封,負圧保持といった閉じ込め機能を有する気密型ホットセルやグローブボックスを設置し、その中で核燃料物質を取り扱う。FMFでは、原子炉で照射された燃料要素(ウランとプルトニウムの混合酸化物燃料等)の破壊試験を実施するため、$$alpha$$核種を取り扱う気密型ホットセル($$alpha$$ホットセル)を有している。この$$alpha$$ホットセルでは、セル内の負圧を保持するために使用している機器などの補修は、核燃料物質の漏えいを防止し、作業員の被ばく低減に考慮しながら行う必要がある。本報では、FMFで確立した$$alpha$$ホットセルの核燃料物質の閉じ込め機能を維持($$alpha$$ホットセルを運転)した状態で負圧を調整する排気弁を更新する方法について報告する。

口頭

SUS304鋼のクリープ変形における強磁性相生成のPhase-fieldシミュレーション

塚田 祐貴*; 白木 厚寛*; 村田 純教*; 森永 正彦*; 高屋 茂; 小山 敏幸*

no journal, , 

SUS304鋼のクリープ変形中における強磁性$$alpha$$相の生成をPhase-field法を用いてシミュレーションした。相の析出と成長を同時に取り扱うために、実験結果に基づいたモデルを構築した。このモデルでは、クリープ変形中に$$M_{23}C_6$$炭化物近傍に蓄えられたひずみエネルギーが、$$alpha$$相析出の駆動力を増加させると考える。ひずみエネルギーは、炭化物周辺の転位密度の分布関数に基づき評価し、$$alpha$$相の核形成エネルギーの計算に用いた。シミュレーション結果は、$$M_{23}C_6$$炭化物と$$alpha$$相のモル分率の変化とよく一致していた。さらに、クリープ変形中の転位密度の増加率が、$$alpha$$相のモル分率の変化挙動に影響を与えることが明らかになった。

口頭

「もんじゅ」の運転再開に向けた設備健全性確認と保全プログラム

仲井 悟; 向 和夫

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」は、平成7年12月の2次主冷却系ナトリウム(Na)漏えい事故以降、約14年間停止状態にあるが、この間原子炉には燃料が装荷されており、原子炉の安全を確保するうえで必要な設備は運転を継続している。これら運転中設備は、定期的な点検を実施して設備の機能・性能を維持している。運転再開に向け、これら運転中設備及び停止中設備に関し点検(補修,設備更新,改造),試験・検査を計画的に実施することにより安全に試運転が行えるプラント状態を確立することを目的に平成18年に長期停止プラントの設備健全性確認計画書を策定した。順次点検・試験を進め、平成21年5月末の段階で約90%の設備に関する健全性を確認した。健全性を確認した設備に関しては、平成21年1月に導入した保全計画に点検内容を反映し、設備の健全性を維持し、運転再開の準備を進めている。

口頭

照射損傷評価のための遠隔操作式振動試料型磁力計の開発

高屋 茂; 山県 一郎; 市川 正一; 永江 勇二; 若井 栄一; 青砥 紀身

no journal, , 

中性子照射試料用の遠隔操作式振動型磁力計(VSM)を開発した。最大印加磁場は$$pm$$0.5/$$mu_0$$ A/m以上、磁化分解能は5$$times 10^{-8}$$ A$$cdot m^2$$以上である。開発したVSMを用いて中性子照射試料の磁化曲線を測定し、代表的な照射損傷指標の一つである弾き出し損傷量と保磁力などの磁気特性との関係を調べた結果、それらに良い相関があることが明らかになった。このことは、VSMを用いた照射損傷の非破壊評価の可能性を示している。

口頭

超短パルスレーザーによるFBGセンサの製作と性能評価

島田 幸洋; 西村 昭彦; 猿田 晃一; 月森 和之; 小林 喬郎*

no journal, , 

FBGとはコア内に周期的な屈折率構造を持つ光ファイバセンサであり、特定の波長の光を反射させる性質を持つ。その波長は温度または歪みに対して感応するため、構造物に装着することで状態センサとして使用することができる。しかし通常使用されているFBGセンサは紫外光の干渉露光で製作するために高温耐性を持たない。われわれはこの問題を解決すべく、チタンサファイアレーザーを用いたpoint by point法にてFBGを作成した。作成したFBGセンサに対して600$$^{circ}$$C,1時間の加熱試験を行った所、反射波長特性は大きく変化せず高温耐性が有る構造であることを確認した。近年、原子力発電所の耐震保全基準の見直しが始まっている。プラント内の高温伝熱配管等の健全性を遠隔測定する手段として、本研究で開発を行っている耐熱FBGセンサシステムは強力な方法となる。

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