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池田 真輝典; 前田 太志; 谷山 定美; 荒 邦章; 大高 雅彦
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), (3), 1659 Pages, 1995/00
高速増殖原型炉もんじゅの1次主冷却系機器のISI(供用期間中検査)について、その概要及び検査装置について紹介する。もんじゅは冷却材にナトリウムを使用し軽水炉とは異なった特徴を有するため、その特徴を考慮したISI方法が採用される。具体的には漏洩監視、肉眼検査、体積検査によってISIを実施する。漏洩監視は原子力炉運転中、SID、DPD2種類の漏洩検出器を用いてナトリウム漏洩の有無を監視する。原子停止中の定検時には、定期的に肉眼検査及び体積検査を実施する。肉眼検査は1次主冷却系室に設置された軌道上を遠隔操作で動くITVカメラを用いて実施する。体積検査はホットレグエルボ部について超音波探傷試験を実施し、無軌道遠隔操作で動く専用の検査装置を用いて検査を行う。
高橋 啓三; 永田 敬; 内藤 明礼
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), p.1871 - 1984, 1995/00
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素都 益武; 井口 幸弘; 磯村 和利
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), 0 Pages, 1995/00
「ふげん」の保守・点検は、先行プラントの経験や「ふげん」で開発した保守管理システムに蓄積されているデータを利用して行っている。また、保守の重要度を評価するために、設備機器の稼働率(Availability)評価を行っている。この作業は、プラントの稼働率を観点として、設備・機器の重要度及び保守の費用効果を示すために1987年に実施された。また、プラントの安全性、運転・保守について有益な知見を得るためにPSA作業を進めている。本発表では、保守管理システムの故障データ解析、PSAの最新成果及び稼働率評価とPSAによる保守最適化手法についての検討を紹介する。保守管理システムは、故障データ、保守作業データ及び予備品管理データを「ふげん」の設備データベースを基に蓄積している。保守管理システムは保守作業の低減・改善を目的に開発された。故障データの解析では、「ふげん」の故障率はWASH-1400などの一
高下 浩文
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), 0 Pages, 1995/00
粒子燃料炉によるマイナーアクチナイド(MA)、
Tc、
Iの消滅処理及び、加速器制御の粒子燃料を用いた消滅処理システムにおける放射線損傷を議論する。粒子燃料炉は高出力密度が達成可能なため高中性子束が得られ放射性廃棄物の効率的な消滅処理が期待できる。しかし、冷却材による燃料粒子の振動により反応度がゆらぐ恐れがある。そこで、炉を未臨界とし加速器制御の粒子燃料炉を考えた。高速炉体系と熱中性子炉体系を調べた。各体系に対して、MA、Tc、Iの消滅特性、未臨界炉運転に必要とされる陽子ビーム電流等を調べた。更に、陽子加速器を用いた消滅処理システムにおけるビーム窓、ターゲット、構造材等の原子変位、水素及びヘリウム生成率、エネルギー発生率等を計算した。
薄井 和也; 家村 圭輔; 鈴置 善郎*; 竹澤 一晃*; 丸岡 邦夫*
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), p.0 - 0, 1995/00
原子力施設廃棄物中の極微量のTRU核種存在量の測定には、アクティブ中性子法の適用が有望である。そこでアクティブ中性子法TRU核種測定装置をSn法及びSn法とモンテカルロ法の組合せ法で解析し、解析精度を把握するとともに、装置の特性を検討した。その結果マトリクス内にPu試料を装荷した時の計数管の計数の計算精度はファクタ0.5
2の範囲にあること及びマトリクス内の熱中性子束分布とその時間依存性が一様である焼却灰がマトリクスとして有効であることを確認した。
石橋 祐三; 河田 東海夫; 田中 康正; 山本 隆一; 萩野谷 勲
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), p.0 - 0, 1995/00
再処理施設においては、高放射性物質を取り扱うため、主要なプロセス機器類は、セル内に収められている。そして、再処理施設のセルに収められた機器類の故障に伴なう補修、交換作業には、多大な作業員と長期間を要し、結果として施設稼動率の低下とメンテナンス費用の増大をもたらすことと言える。そこで、これらの課題の克服を目的として実施してきた、遠隔操作による大型塔槽類の解体・撤去技術開発に関するモックアップ試験の結果等について報告する。
羽賀 一男; 浜田 広次
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), 0 Pages, 1995/00
まず、深炉の概要について、熱出力約100kWeの深海炉を例にして説明を行う。(ここでは省略)その後,原子炉から起因す事故及び耐圧殻海水漏洩事故時の安全性概念について検討を行う。前者については、一次系流量喪失事象、苛酷事象、二次系機能喪失事象について、従来の地上で使用している高速炉の場合と比較して検討する。後者については、ナトリウム-水反応解析コードSWACS/REG4を使用して耐圧殻海水漏洩時に、本システムのベローズ型アッキュムレータが破損したとして計算した結果について報告する。この結果によれば、ナトリウム-水反応による圧力波は原子炉容器まで到達せず、炉容器は破損することは無い。
上出 英樹; 戸田 信一; 家田 芳明; 佐藤 和二郎; 林 謙二
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), 0 Pages, 1995/00
自然循環による崩壊熱除去は固有の安全性の観点で高速炉の重要な特性である。自然循環時の炉心部の健全性担保する上で、炉心部の熱流動現象の把握は非常に重要である。ここでは、自然循環時の炉心高温度評価をする上で効果が大きいことが指摘された集合体間熱移行現象に着目し、複数集合体からなる模擬炉心部をもつPLANDTL-DHX(37ピン、7集合体)、CCTL-CFR試験装置(61ピン、3集合体)を用いたナトリウム実験により、熱移行、最高温度の評価手法について検討した。 ネットワークコードによる評価を前提とし、集合体断面平均温度から最高温度、集合体間熱移行にかかる代表温度を予測するパラメータとして、ピーキングファクター、壁サブチャンネルファクターを導入し、その自然循環状態、集合体間熱移行の下での特性を2つのバンドルサイズについて実験的に求めた。
中江 延男; 長井 修一朗
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), 0 Pages, 1995/00
動燃と米国DOEとの共同研究として、FBR-II炉を利用しての緩慢な過渡出力試験が実施されている。本試験においては、燃料仕様や照射条件の異なる19本の燃料燃料ピンからなる燃料集合体を用いての過渡過出力試験が、これまでに5回実施されており、それらを通じてPNC製被覆管の破損裕度が高いことが実証されている。また、照射後試験や解析評価の結果から、燃料ピンに歪みを生じさせ破損に到らしめるメカニズムは燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用(FCMI)であることが明らかになった。本試験で得られたデータは、CEDARをはじめとする燃料挙動解析コードの開発に利用されている。
鈴木 伸也; 伊東 秀明; 田村 政昭
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), 0 Pages, 1995/00
「常陽」は、昭和52年の初臨界以来、現在までに17年間にわたり順調に運転を行ってきた。この間、高速炉に特有なシステム構成に基づく燃料取扱設備は、多くの運転・保守経験を積み重ねており、それを設備の改善に反映することによって、大きな問題もなく約1800体の燃料取扱実績を得ている。例えば、ナトリウム蒸着による回転プラグの動作不良やプラグ類の引抜き抵抗増大等を経験したが、これらの事象解明に取り組み対策技術を確立した。主要な運転方法及び設備の改善実績やMK-3計画との関連で予定している将来の改造計画について報告する。