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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。
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JNC TJ1400 99-003, 70 Pages, 1999/03
プラント、プロセスの信頼性、安全を評価するための代表的な手法としてHAZOPがある。この安全評価手法は、多くのプラント、プロセスに適用され、その有用性は高く評価されている。しかし、ますます大型化、複雑化する化学プラントや原子力発電所等の安全問題に適用するためには、多くの労力と時間が必要であり、計算機によるHAZOP支援システムが提案されている。昨年度報告書では、ユニットの入出力変数の状態に着目して対象プロセスをモデル化し、プラントを構成する各要素の入出力変数の状態と内部事象及び外部事象の関係をデシジョンテーブルにより表現し、HAZOP及びFT生成を行う手法を提案した。デシジョンテーブルの情報を知識ベースとして計算機に格納し、HAZOP及びFT生成を行う解析システムを構築した。この解析システムを高レベル廃液貯槽冷却システム等の安全評価に適用し、有用性を示した。本研究では、プラント構成要素の異常の因果関係を記述するための要素異常基本モデルを提案する。これより、異常伝播構造の情報を考慮に入れた安全評価支援システムを開発する。要素異常基本モデルは、各構成要素における状態異常と機能不全の因果関係に関する情報を基に作成する。この要素異常基本モデルを用いることにより、構成要素の状態異常が明らかになるたけでなく、その状態異常から外部環境への影響なども解析することができる。システム開発にはGUI(Graphical User Interface)に優れたオブジェクト指向開発ツールであるG2を用いる。G2を用いることにより、解析者は簡単な操作でHAZOPを実施することが可能となる。開発した安全評価支援システムを高放射性廃液濃縮工程を対象とした安全評価を実施し、その有用性を示した。
小林 岩夫*; 金子 俊幸*; 山本 俊弘; 三好 慶典
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 1, p.252 - 261, 1999/00
プルトニウム溶液貯槽では臨界安全の要求から通常、全濃度安全形状を用いるために空間占有率が高くなり、プルトニウム溶液貯槽の経済効果を大きく圧迫している。それを解決するために中性子吸収体を内蔵したプルトニウム溶液貯槽容器を提案する。この貯槽容器では、中性子吸収体が上部から底板まで貫通しており、供用期間中においても吸収体の健全性検査が可能なことが特長である。中性子吸収体としては種々の吸収体の特性を考慮した結果、天然のボロンカーバイドを用いることとした。また、吸収体の形状、吸収体間の間隔等をパラメトリックに検討した結果、十字形の吸収体形状を提案する。この貯槽容器を用いることにより、貯槽の体積を
Puが100wt%の場合では1/10に、Pu/
Pu/
Pu=71/17/12wt%のときには1/4に縮小できる。
岡 芳明*; 越塚 誠一*
PNC TY9602 97-005, 66 Pages, 1997/03
液体金属冷却高速増殖炉では、液体金属ナトリウムをほぼ常圧下で冷却材として用いており、冷却系の機器内に自由液面を有している。また、冷却材の使用温度範囲が広いため、熱応力をなるべく低減するために構造物を薄肉にする必要がある。そのため、自由液面におけるスロッシングやこれと構造物との相互作用、あるいは流れに励起される流体-構造物連成振動などに関連した問題が生じやすい。しかしながら、これまでの数値解析法では、自由液面や構造物の大変形を扱えるものが無かった。マクロ粒子を用いて連続体の数値解析を行なうMPS法(Moving Particle Semi-implicit Method)では、連続体が大きく変形し、そのトポロジーまで変化してしまう場合でも適用することができる。これまでの研究で、非圧縮性流れの計算アルゴリズムの開発を行ない、自由液面での砕波を伴う流れの数値解析を行なった。本年度はこれを発展させ、流体-構造相互作用の計算法を開発し、薄肉の弾性壁によって構成されるタンク内のスロッシングの数値解析を行なうことを研究目標とした。まず、剛体壁で構成された2次元矩形タンクに周期的な外力を与えることによる有限振幅のスロッシングの計算を行ない、既存の実験データと比較した。水位が浅い場合の共鳴周波数は線型理論から導かれるものよりも大きくなるが、計算でもこれが再現され、得られた振幅は定量的にもよく一致した。水位が深い場合には線型理論とほぼ同じ共鳴周波数になり、計算でもこれが再現されたが、実験と比較して得られた振幅の定量的な一致はあまり良くなかった。弾性壁については、片持ち梁の自由振動の計算を行ない、固有周波数が理論解と一致することを確認した。これらの計算により、流体計算および構造計算の妥当性がそれぞれ検証された。次に、矩形タンクの左右の垂直壁を弾性壁としたスロッシングの計算を行った。弾性壁の振動によって高次のスロッシングモードが発生するなど、剛体壁の場合と異なる挙動が計算された。本研究により、MPS法に基づいた自由液面と構造物の大変形を伴う流体-構造相互作用数値解析法が開発された。
峯尾 英章; 柳澤 宏司; 外池 幸太郎; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 村上 清信; 安田 直充*; 土尻 滋; 竹下 功
JAERI-Tech 96-027, 209 Pages, 1996/06
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の臨界実験施設の核物質計量管理のため、ホット運転前の1994年にプルトニウム溶液用計量槽2基を対象に、換排気運転下で貯槽校正を2回実施した。校正では、液位及び体積データ並びに密度差圧ディップチューブ間距離を取得した。液位及び体積の最大測定誤差は0.42mm及び0.1dm
と十分小さく、ディップチューブ間距離は再現性良く得られた。これら液位・体積データと初期校正時に得られた校正関数との比較を行った。さらに初期校正結果を含めた校正関数を新たに決定した。この校正関数とディップチューブ間距離の誤差評価を行い、バルク測定誤差を推定したところ、密度測定が可能な広い範囲の液位において、偶然誤差及び系統誤差が、国際目標値(偶然誤差0.3%、系統誤差0.2%)を十分満足できる見通しが得られた。
佐山 隼敏*; 鈴木 和彦*; 島田 行恭*
PNC TJ1612 96-001, 84 Pages, 1996/03
HAZOPは、国内外において数多くのプラントプロセスに適用され、その有用性が高く評価されている。しかし、実プラントの解析を進めるためには多大の労力と時間を要する。このような問題に対して、計算機によりHAZOPを支援するためのシステムが提案されている。本報告書では、動力炉・核燃料開発事業団の委託により(株)三菱総合研究所が開発したHAZOP支援システムをいくつかのプラントに適用し、支援システムの汎用性を確認するとともにいくつかの問題点を提示する。プロセスプラントには制御回路などの電気回路を含むが、これら回路に対するHAZOPの手順を示す。さらに、システム工学の入出力の概念を基礎とし、論理型人工知能言語Prologを用いて開発したHAZOP自動解析システムについて報告する。異常の因果関係の分類を行い、要素の異常に関するデータをデシジョンテーブルにより整理し、データベースとして計算機に格納しておく、知識ベースとして計算機に入力する対象プロセス固有の情報を基に、ずれに対する原因、影響をデータベースの検索により取り出し、HAZOPの解析結果として出力する手法である。
山本 多平; 堂野前 寧; 会川 英昭; 飛田 祐夫; 谷本 健一; 照沼 誠一
PNC TN9420 94-011, 154 Pages, 1994/03
「常陽」廃棄物処理建家は、更新廃棄物処理施設の完成に伴い、平成6年10月頃に運転の切替えを行う予定である。運転切替え後、廃棄物処理建家は運転を停止することになるため、長期に渡る安全な維持管理を行う必要がある。その為、廃棄物処理建家の塔槽類及び配管の系統除染を行い、可能な限り線量当量率の低減を図ることが望ましい。本調査は、廃棄物処理建家の塔槽類及び配管の系統除染を、限られた期間に効果に実施するため、系統ごとの除染方法等について具体的に提示したものである。調査の主な結果を以下に示す。(1)除染すべき除染対象物が特定できた。(2)系統除染の具体的な配管取合いが、設定できた。(3)現在の廃液処理機能を有効に利用できる除染方法(高圧ジェット、水循環及びエアブロー、希硝酸除染)が選定できた。(4)これらの除染を行うことにより、廃棄物処理建家の設計基準値(80
SV/H) 以下に低減できる見通しが得られた。
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PNC TJ2068 94-002, 70 Pages, 1994/03
本報告書は、高速増殖原型炉もんじゅの炉外燃料貯蔵槽(EVST)6連式床ドアバルブに関して、構造、系統構成、計測制御装置の製作設計結果をまとめたものである。EVST6連式床ドアバルブは、6基のEVST案内装置案内筒に対し、6台のドアバルブを各々配置するものである。6連式床ドアバルブの全体構造として、据付スペースの制約から、1体型のケーシングに6個の独立した回転式の弁体を有する構造、及びこれに対応したドアバルブガス置換系の系統構成を設計し、各種設計条件を満足しつつ、製作上の成立性に見通しが得られた。また、6連式床ドアバルブの計測制御装置についても設計し、実機運転条件を満足する装置の成立性に見通しが得られた。
阿部 仁; 館盛 勝一; 鈴木 伸一; 内藤 俶孝
JAERI-M 93-127, 37 Pages, 1993/07
再処理抽出工程で分離されたプルトニウムは、一時的にプルトニウム溶液貯槽に貯蔵される。貯槽溶液からの水と硝酸の蒸発によるプルトニウムの濃縮を防止するため、一定の割合で硝酸水溶液が注入されている。一方プルトニウムは、溶液の酸性度が低いと加水分解反応を受け、ポリマーを形成することが報告されている。したがって、何等かの原因で酸性度の低い注入液が貯槽に添加されると、プルトニウムポリマーが生成する危険性があり、これによるプルトニウム溶液の非均質化は、臨界安全上重要な問題となる。そこで同工程の平常時と異常時の安全性を評価する計算コードPNSTを開発した。PNSTは、平常時の溶液状態を模擬するPNST-Nと異常時におけるプルトニウムポリマー生成を計算するPNST-Aから成る。本報告書はPNSTコードの使用手引書を兼ねた解析モデル解説書である。
室川 佳久; 上野 勤; 本橋 昌幸; 新沢 幸一*; 真道 隆治; 狩野 元信; 大山 康昌*
PNC TN8470 93-015, 311 Pages, 1993/03
ガラス固化技術開発施設(以下「本施設」という。)の装置工事(以下「本工事」という。)は、平成元年1月11日に設計及び工事の方法(以下「設工認」という。)の許可を受け、工事を着手し、平成4年月30日を以て竣工した。本報告では、平成3年6月末に機器、配管、機械等の据付工事の完了に引き続き実施した試運転に係わる経緯、経験、反省等をまとめ報告する。なお、本施設内固化セルで実施した遠隔操作試験については、「ガラス固化技術開発施設工事報告書遠隔操作試験-II(PNC PN8470 93-012)」にまとめたので、そちらを参照されたい。
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PNC TN1700 93-007, 138 Pages, 1993/01
2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由(1) 分離精製工場の予備溶解セル(今回濃縮ウラン溶解セル(第3セル)に名称変更)に濃縮ウラン溶解槽を設置するため。(2) 現在溶解施設にある濃縮ウラン溶解槽及びその他再処理設備の附属施設にある濃縮ウラン溶解槽を遠隔補修技術の開発の用に供するため。(3) 再処理施設において発生する低放射性の固体廃棄物の貯蔵能力を増すため。(4) 再処理施設における給水施設の容量を増すため,及び資材管理の円滑化を図るため。4. 工事計画当該変更に係る工事計画は,別紙-3のとおりである。
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PNC TN1700 93-006, 24 Pages, 1993/01
2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。2. 再処理を行う使用済燃料の種類及び再処理能力3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由再処理工場は独立した2基の溶解槽を回分式に運転することにより最大再処理能力0.7トン/日として設計建設されているが,溶解槽の1基をその補修に着手するまで溶解施設からその他再処理設備の附属施設へ区分変更するものである。
澤畠 啓
保健物理, 28, p.368 - 371, 1993/00
原子力施設においては、管理区域内で発生した放射性廃液は一旦廃液貯槽に貯留し、廃液の一部を採取して放射能濃度を測定している。廃液の放射能濃度の測定値の信頼性は、採取試料の代表性、測定器の性能などに依存する。測定器は定期的に点検校正を行い性能の維持を図っているが、採取試料の代表性については必らずしも確認されていない。採取試料が廃液を代表しているかどうかは、貯槽内廃液の放射能濃度の一様性に依存する。そのため、採取試料の放射能濃度と貯槽内廃液の攪拌時間の関係について調査した。その結果、循環ポンプ方式の場合は貯留廃液量以上を循環する、エアーパージ方式の場合は4分間以上エアパージする、プロペラ方式の場合は3分間以上攪拌する必要のあることが分かった。
月森 和之
PNC TN9410 91-393, 152 Pages, 1992/12
実際のシェル構造では何らかの形状不整が存在する。構造の信頼性を確保するためには形状不整を合理的に押さえる必要がある。液体を内包する円筒シェル構造の動的座屈問題について形状不整の影響を検討した例はない。本研究は周方向形状不整を有する不完全円筒シェルの動的座屈問題の解析に関するものである。まず、変分原理に基づき、動的な流体-構造連成、周方向と軸方向のモード連成および周方向形状不整を考慮した動的座屈問題を解くために基礎方程式を導いた。つぎに、これらに有限要素法を適用し、マトリックス形の方程式を導き解析プログラムを作成した。最後にいくつかの基本的な例題を通して形状不整の影響を検討した。その結果、完全円筒を仮定した解析では現われない不安定領域を促えるとともに固有振動数の変化等についても確認された。なお、本研究は筆者が、1990年9月から1991年8月にかけて米国ノースウエスタン大学に客員研究員として滞在中にW. K. Liu教授のもとで行ったものである。
阿部 仁; 館盛 勝一; 鈴木 伸一; 内藤 俶孝
JAERI-M 91-203, 34 Pages, 1991/11
高レベル廃液中には、溶媒抽出工程から分離された超ウラン元素や核分裂生成物が溶解しており、それらの崩壊熱によって廃液は加熱されている。したがって実際の高レベル廃液貯槽では、冷却機能が絶えず作動しており、廃液の温度上昇・沸騰を防いでいる。しかし工程に対して、誤操作や機器の故障が加わり、その冷却機能の一部あるいは全部が失われた場合には、廃液の温度は上昇し、場合によっては沸騰さらに蒸発乾固を引き起こす可能性がある。HLST(Simulation Code for Transient Phenomena in High Level Liquid Waste Storge Tank)は、冷却コイル中を流れる冷却水の流量に異常が生じたと仮定することで廃液に対する冷却機能の喪失を模擬し、その機能喪失の度合いと廃液状態の経時変化をシミュレーションする計算コードである。本報告書はHLSTの使用手引書であるとともに、プログラム内容説明書でもある。
北村 誠司
PNC TN9410 90-099, 73 Pages, 1990/06
FBRの原子炉容器構造は薄肉大口径となり、内部に冷却材として大量の液体金属ナトリウムを包む。このような原子炉容器等の耐震安全性を評価する際、流体と構造系の動的相互作用を考慮することが重要である。そこで本研究では、この相互作用を考慮した手法により液体を内包する円筒殻体の振動特性を解析し把握することを目的とする。底板固定の平底タンク及び上吊り型の丸底タンクを解析モデルとして、汎用構造解析コードFINASによる固有値解析を実施した。FINASの結果は既往の研究結果と良く一致し、FINASが流体-連成振動解析に十分に有効であることを検証した。今回解析対象とした平底タンクの場合、最も低い固有振動数は高次(8次)のシェルモードであること、丸底タンクの場合、固有モードはかなり複雑になるものの低次のシェルモードの場合には鏡部が、高次のモードでは胴部がよく揺れる傾向があること、および軸直モードやシェルモードでは鏡部の中心は振動の節となるが軸モードの場合は振動の腹となること等いくつかの知見を得た。本研究成果と先に実施した原子炉容器のスロッシング解析とを合わせると、線形の範囲内での流体-構造連成振動解析手法が-通り整備されたことになる。
権田 浩三; 福田 章二*
PNC TN841 77-60, 204 Pages, 1977/09
MIXSETは、溶媒抽出工程の動力学的シミュレーションおよび最適化計算のために開発された電算機用計算コードであり、次の特徴をそなえている。(1)抽出成分は8種類まであつかうことができる。(2)成分は全て相互にInteractiveであり、減衰反応が関与することができる。(3)供給液流量、濃度の時間変化入力ができる。(4)処理量の大きさの異なった工程の動計算ができる。(5)製品の回収率、除染率を一定にして、供給液入力および流量入力の最適化計算ができる。このMIXSETコードは、幾つかの溶媒抽出工程を中間貯槽を介して直列および並列に連結した再処理工場全体の溶媒抽出工程の動力学的シミュレーションと最適運転モード計算等、現在開発中の再処理工場運転管理システム(PROMISE)の計算コード中のサブルーチンとして利用することができる。
中塩 信行; 村口 佳典; 三村 竜二; 根本 浩一; 白石 邦生
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資するために、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)している。本報告は、LV-1内底部に残存する高い放射能濃度の残渣の除去作業及び底部の除染作業について述べる。
三村 竜二; 村口 佳典; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資するために、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)している。本報告は、LV-1内底部に残存する高い放射能濃度の残渣の除去作業計画の概要について述べる。
三村 竜二; 横塚 佑太; 根本 浩一; 白石 邦生
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資することを目的として、
核種で汚染された廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。解体作業を通して、作業管理、作業者被ばく及び廃棄物等のデータを取得し、原子力施設の状況に応じた安全で合理的な廃止措置の確立に役立てることとしている。前回までに報告したLV-1内残渣の回収作業後に、内部配管及び貯槽の切断作業に着手しており、本報告では、LV-1の切断作業について述べる。
