Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
槇 彰; 佐本 寛孝; 田口 克也; 佐藤 武彦; 清水 亮; 庄司 賢二; 中山 治郎
JNC TN8410 2001-012, 185 Pages, 2001/04
JNC-TN8410-2001-012.pdf:9.61MB
本資料は、平成13年3月14日に日本原燃(株)六ヶ所事務所にて開催した「第三回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。東海再処理施設技術報告会は、これまでに2回開催されており、第一回は「東海再処理施設の現状、今後の計画」について、第二回は「東海再処理施設の安全性確認作業」について、東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等を紹介してきた。今回第三回は、「東海再処理施設の腐食・ISIに関する実績と今後の計画」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。
高嶋 秀樹; 叶野 豊; 江森 修一; 進藤 勝利
JNC TN9410 2000-001, 20 Pages, 1999/12
JNC-TN9410-2000-001.pdf:1.84MB
高速実験炉「常陽」では、平成10年2月24日から平成11年6月28日の期間にかけて、第12回定期検査が実施された。本定期検査は、当初予定されていた作業に安全対策等の工事作業が加わり3ヶ月程度期間が延長されている。期間中の被ばく管理については、予想総被ばく線量当量約407人・mSvに対して実績被ばく線量当量は263.92人・mSvであった。これらのことを含め、今回の定期検査は適切な放射線作業計画の基に行われたことが確認できた。本報告書は、第12回定期検査で行った被ばく管理結果について、これまでの定期検査の実績を基にとりまとめた。
高嶋 秀樹; 江森 修一; 荻沼 宏樹; 安藤 秀樹
PNC TN9410 97-094, 27 Pages, 1997/10
高速実験炉「常陽」では、平成7年5月10日から平成9年3月24日の期間にかけて、第11回定期検査が実施された。本定期検査は、期間延長が行なわれたため、被ばく管理については2期間に分割し実施した。その結果、前記(H7.5.10
H8.12.7:約17ヶ月)における総被ばく線量当量の実績は、予想総被ばく線量当量約280人・mSvに対して243.34人・mSv、後期(H8.12.8H9.3.24:約3ヶ月)については予想総被ばく線量当量約85人・mSvに対して44.73人・mSvとなり、定期検査期間中の総被ばく線量当量は288.07人・mSvであった。これらのことを含め、今回の定期検査は適切な放射線作業計画の基に行なわれたことが確認できた。本報告書は、第11回定期検査で行った被ばく管理及び被ばく低減対策についてこれまでの定期検査の実績を基に取りまとめた。
小鷹 幸三; 天藤 雅之; 菅原 正幸; 小池 通崇; 松田 昌悟; 遠藤 和雄; 揖場 敏
PNC TN9410 96-235, 258 Pages, 1996/03
原子炉の定検作業時における被曝低減対策の一環として,炉心一次冷却系統機器に付着したクラッドを除去するための化学除染法が開発され,ふげん発電所で既に実施されている。一方,これまでの化学除染は,燃料体が炉心に無装荷の状態で実施されているため,設備利用率の向上を図る観点から,燃料体が装荷された状態で除染を行う計画が策定された。本計画を実施に移すに当たっては,除染剤が燃料集合体を構成する部材に悪影響を及ぼさないことを,試験を行って確認しておく必要がある。本報告は,除染剤が燃料集合体構成部材の健全性に与える影響を調べるために実施した材料特性試験並びに燃料要素被覆管のフレッティング摩擦特性に関する実規模炉外耐久試験の結果について,まとめたものである。本試験で得られた結果の概要を以下に記す。(1)除染処理及び残留除染材による,燃料集合体構成部の応力腐食割れに対する感受性は十分低い。(2)除染処理及び残留除染剤は,燃料要素被覆管のフレッティング摩擦の進展を促進させる傾向はほとんど認められず,スペース・リング素子の燃料要素保持機能並びに燃料要素被覆管のフレッティング摩擦特性に対する健全性に悪影響を及ぼすことはない。
長谷川 市郎; 大関 清; 柴 浩三; 三上 智; 豊田 素子; 金澤 信之; 江花 稔
PNC TN8520 96-001, 2536 Pages, 1996/03
None
小池 通崇; 秋山 隆; 石川 敬二; 永松 健次; 新沢 達也; 柴原 格
PNC TN9410 92-321, 30 Pages, 1992/10
「ふげん」第2回取り出し圧力管材料監視試験片(照射期間8年、高速中性子照射量 5.6
1021n/CM2(E 1MeV))の結果について健全性評価を行った。試験項目は、引張、曲げ、腐食及び水素分析である。照射後試験データにより圧力管材料の延性及び脆性上の評価を行った結果、健全であることがわかった。また、腐食による材料の減肉量及び材料への水素吸収量も設計値よりも小さく、良好な結果が得られている。
橋本 修; 三宮 都一; 大山 康昌; 岩田 昇; 川上 一善; 西山 守
PNC TN8470 92-006, 224 Pages, 1992/09
建設工務管理室及び再処理工場が再処理施設の設計・建設や改造を行う場合,両者において品質管理基準が整備されていると共にその整合性が不可欠であるが,内容的に実態と合わなかったり,スペック等に若干の食違いがあったため検討・修正することにした。その基本方針は,技術の進歩及び社会的ニーズの変化による見直し,建設段階において得られた技術的ノウハウの追加,及び法令の改正を取り込み現時点で最新のものを作成することとした。全体を11の章から構成し,主な内容は次のとおりである。1,品質管理の基本となる機器区分を,法令上の分類,解説及びTVFの例を挙げて説明するとともに,動燃独自の基準も示した。2,溶接士及び溶接施行法の確認要領及び更新方法を図解し,理解し易くした。3,材質材料は,使用機器区分及び検査等が細かく定められているため,それらの情報が正確かつ容易に得られるように一覧表化した。4,各種試験検査の要領を実態にあったものに修正すると共に,法令で定められた検査や動燃独自の検査を表に整理し,体系化を計った。
爲平 浩一; 永井 桂一; 横山 邦彦; 荒 邦章; 林道 寛
PNC TN9410 92-254, 76 Pages, 1992/07
もんじゅ蒸気発生器伝熱管に対し,その健全性を確認するため運転中定期的に体積試験を実施する。ここで使用する検査装置は専用に開発したものであり,この検査装置実用化の最終段階として実規模モックアップ装置による総合機能試験にて最終的な機能,性能の確認を行う。もんじゅ蒸気発生器伝熱管ISI装置用総合機能試験装置はこの総合機能試験に供することを目的に設計,製作したものである。本装置の設計,製作にあたっては検査装置の機能,性能及び実機への適用性が確認できるよう試験対象部と検査装置が取り合う部分について,寸法,形状,材質等を実機と同一になるよう模擬するものとした。検査装置が取り合う部分としては検査装置の据付を行う蒸気発生器上部構造部及び試験対象である伝熱管が挙げられ,上部構造部についてはメンテナンスフロアを含む水室周辺の構造物について寸法,形状を実機と同一とし,伝熱管についてはヘリカルコイル部の最内層,中間層及び最外層の伝熱管各1本ずつを選択し,これらをモデルとして寸法,形状,材質及び溶接施工法を実機と同一として設計,製作を行った。本装置の実機を模擬した部分に対し,製造段階及び据付時に実機と同一の試験検査を行い,本装置が実機と同一の仕様であることを確認した。これより本装置は試験対象である蒸気発生器と検査装置との取り合い部分が実機と同一に模擬されており,総合機能試験にて検査装置の機能,性能の確認に供することが可能となった。
飯沢 克幸; 茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9410 92-224, 81 Pages, 1992/07
高速炉プラントの保守,点検時における作業員の被ばく低減化を目的として,高速実験炉「常陽」の定期検査期間を利用し,1次冷却系における放射性腐食生成物(CP)の管壁付着密度と線量率分布の測定を実施し,CP挙動機構の解明とCP挙動解析コード"PSYCHE"の検証を進めて来た。1次冷却系配管壁のCP付着密度の測定は高純度Ge半導体検出器を,配管及び中間熱交換器(IXH)及びポンプの表面線量率は熱蛍光線量計を用い,いずれも保温材表面で実施した。今回の第9回定期検査時の測定も含めこれまでに計7回の測定データが蓄積され,これにより実プラントにおけるCP挙動の評価を進めた。本研究により得られた結果は次の通りである。(1)1次ナトリウム冷却系内に蓄積する主要なCP核種は54Mnと60Coであり,54Mnが最優勢核種で60Coの約20倍に達する。(2)54MnはIHXから原子炉容器入口までのコールドレグ管壁に移行し易く,60Coは原子炉容器入口からIHX入口までのホットレグに移行し易い。(3)1次冷却系内の54Mnのビルドアップは44.5実効運転年(EFPY:54Mnの約4半減期)を経て,ホットレグで飽和に達し,コールドレグでもゆるやかな上昇あるいは変動を示す。即ち実際上の飽和性を示す時期に入り,表面線量率も約1.5mSv/hで概ね飽和に達したものと考えられる。IHXとポンプの線量率はそれぞれ約1.5,2.1mSv/hのレベルにあり,冷却材停留部と流動攪乱の大きな部位で線量率分布のピークを示した。(4)測定値(E)と"PSYCHE91"による計算値(C)を比較した結果,C/E値はCP付着分布に対して1.2,線量率分布に対して1.5が得られた。以上より,「常陽」1次主冷却系配管と機器におけるCP挙動は,機器内CPの定量化と予測精度向上等努力すべき課題を残すものの,その特徴が概ね明らかとなって来た。今後は,燃料洗浄・廃液処理系のCP評価に関連して,外側反射体等の炉心構成要素におけるCP挙動の評価と解明を進める必要がある。更に,CP制御因子の明確化とナトリウム中CPトラップ等のCP低減対策の実証を図る必要がある。
片山 高*; 吉川 進*; 山下 芳興*; 石岡 克浩*
PNC TN941 83-08, 51 Pages, 1983/03
高速実験炉「常陽」の補助冷却系統について,昭和52年1月から昭和56年12月までのMK―I炉心の運転実績を報告する。主な運転実績は次のとおりである。1次補助冷却系統は大きな故障もなく良好な運転実績が得られた。定検等で主系統での炉心崩壊熱が除去できない際に1次補助冷却系統が運転された時間は約530時間であった。1次補助循環ポンプが自動起動したのは6回であった。その内5回は,各種試験による計画的なものであった。他の1件は昭和56年7月26日にオーバフローポンプトリップによる炉容器液面低低で自動起動した。しかし主冷却系統での炉心冷却が可能であったため,補助冷却系統の冷却運転には至らなかった。2次補助冷却系統は100%流量で約39,140時間運転されその間2次補助循環ポンプは4回トリップしている。その原因は外部電源喪失によるもので,系統には問題なかった。その他,系統内の故障件数は1次補助冷却系統と比べ多少多かったが,それを原因として系統の運転を停止するような重大な故障はなかった。2次補助冷却系統も概ね良好な運転実績が得られた。
橋立 竜太; 近藤 佑樹; 矢田 浩基; 高屋 茂; 江沼 康弘
no journal, ,
本研究では、プラントを構成する機器間の機能の関係性の情報に基づき、プラントをグラフ構造として表現し、点検実施条件を抽出する手法を提案する。また、点検工程自動作成手法と連携し、抽出した点検実施条件を用いて、点検工程を自動作成する数理モデルを提案する。最後に、提案手法を用いて点検工程を作成し、作成した点検工程とグラフ構造を用いて定期点検期間の長期化を招く設計上課題の抽出及び対策について検討した結果を報告する。