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松田 誠; 阿部 信市; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; et al.
第27回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.142 - 145, 2015/03
原子力機構-東海タンデム加速器において、過去10年ほどの間に発生した様々な機器の故障事例を紹介する。当施設は運転開始から約30年を経過し、機器の高経年化による故障が多々見られるようになった。その代表として、冷却水配管の継ぎ手、ホローコンダクタなどからの水漏れや、圧力タンク内部機器の接触不良などがある。圧力タンク内は六フッ化硫黄(SF
)ガスが充填されているが、コロナプローブのコロナ放電や時折発生する放電により腐食性のあるSFの分解生成物のガスも発生している。この腐食性のガスにより徐々に電気機器の接点やアルミガスケット、真空機器の溶接部が腐食し、接触不良および真空リークを発生する事例がみられる。このほかベローズの伸縮の繰り返しによってビームラインバルブやファラデーカップのベローズ部からの真空リークも近年多く発生するようになってきた。また高圧下および放電サージに晒される特殊環境下である加速器圧力タンク内の機器の故障について報告し、それらの原因および対処法などについて述べる。
奈良 孝幸; 上松 敬; 石堀 郁夫; 倉島 俊; 吉田 健一; 福田 光宏; 奥村 進; 宮脇 信正; 柏木 啓次; 中村 義輝; et al.
JAEA-Review 2005-001, TIARA Annual Report 2004, P. 370, 2006/01
原研AVFサイクロトロン装置は1991年のファーストビーム引き出し以来順調な運転が継続されている。利用運転開始から本年まで、また月ごとの運転実績を発表する。また、2004年度に利用されたイオン種の割合,新しく加速可能になったイオン種,整備状況も併せて報告する。
高温工学試験研究炉開発部
JAERI-Review 2005-010, 83 Pages, 2005/03
JAERI-Review-2005-010.pdf:5.18MB
日本原子力研究所(原研)のHTTR(高温工学試験研究炉)は、燃料として被覆燃料粒子、炉心構造材に黒鉛、1次冷却材にヘリウムガスを用いた原子炉熱出力30MW,原子炉入口冷却材温度395
C,原子炉出口冷却材温度850/950Cの日本初の高温ガス炉である。HTTR原子炉施設は、平成13年12月に熱出力30MWを達成し、平成14年3月に使用前検査合格証を取得した。本書は、平成15年度(2003年度)の設備の整備状況,運転保守管理,放射線管理及び技術開発の状況を紹介する。
高温工学試験研究炉開発部
JAERI-Review 2003-043, 92 Pages, 2004/02
JAERI-Review-2003-043.pdf:5.76MB
日本原子力研究所(原研)のHTTR(高温工学試験研究炉)は、燃料として被覆粒子燃料,炉心構造材に黒鉛,1次冷却材にヘリウムガスを用いた原子炉熱出力30MW,原子炉入口冷却材温度395C,原子炉出口冷却材温度850/950Cの日本初の高温ガス炉である。HTTR原子炉施設は、平成13年12月に熱出力30MWを達成し、平成14年3月に使用前検査合格証を取得した。本書は、平成14年度(2002年度)の設備の整備状況,運転保守管理,放射線管理及び技術開発の状況を紹介する。
小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 井澤 一彦; 谷野 秀一; 神永 城太*; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; 三好 慶典; 柳澤 宏司; et al.
JAERI-Tech 2001-057, 54 Pages, 2001/09
JAERI-Tech-2001-057.pdf:4.28MB
NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度に引続き、中性子相互干渉体系の臨界実験を行った。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた。炉心タンクの寸法は、厚さ35cm、幅70cm、高さ150cmである。平成12年度には、2基の炉心タンクの間に設置したコンクリート,ポリエチレンの中性子隔離材やハフニウム,カドミウムの中性子吸収材による反応度効果を測定した。本報告書は、平成12年度に実施した計57回の実験に関する運転管理及び燃料管理データをまとめたものである。
道野 昌信; 寺野 壽洋; 塙 幹男; 青木 裕; 大久保 利行
JNC TN9410 2000-004, 30 Pages, 2000/03
JNC-TN9410-2000-004.pdf:0.86MB
高速実験炉「常陽」では、プラントの安定かつ安全な運転と将来のFBRプラントの運転信頼性の向上に寄与することを目的として、運転保守支援システムを開発している。その一環として、プラント全体の運転管理業務を支援する運転管理システム(JOYPET:JOYO Plant Operation Management Expert Tool)を開発した。本システムでは、運転管理に必要な次の機能を順次開発して運用を開始した。1.文書管理支援機能2.操作禁止札取付管理支援機能3.工程管理支援機能4.作業可否判定支援機能これにより、プラント運転管理の信頼性の向上に寄与するとともに、管理に要する労力を大幅に削減することができた。
太田 吉美*; 児玉 清次*; 大西 幸男*; 内山 和幸*
JNC TJ3410 2000-021, 73 Pages, 2000/03
JNC-TJ3410-2000-021.pdf:52.78MB
「ふげん」の廃止措置プロジェクトを合理的かつ円滑に進行させるためには、廃炉作業の計画について、事前に詳細な評価を行う必要がある。このための必要不可欠なデータとして、現在の「ふげん」の建屋躯体、主要機器、配管、空調ダクト、ケーブルトレイ、操作架台等の物量の総量を把握する必要がある。これらのレイアウトデータの3D-CAD化を実施し、これを有効活用することにより、運転、監視、廃炉措置計画等のプラント管理全般にわたる業務の高度化を図るものである。そのため平成11年度は、燃料建屋、廃棄物処理建屋、及び中間建屋についての概略の物量評価を実施した。特に、廃棄物処理建屋内については別途実施する内蔵放射能評価と連携し、放射性廃棄物の正確な評価を実施する必要があることから、また、廃止措置計画全体に対する影響が大きい事から、詳細にデータ入力作業を行った。
本間 信之*; 千葉 恭彦*; 棚井 憲治
JNC TN8400 99-050, 94 Pages, 1999/11
本報では、地層処分の技術的成立性を明らかにするため、処分場の操業段階におけるガラス固化体の受け入れから人工バリア定置までの作業の具体的な方法について工学的な検討を実施した結果を報告する。まず、検討を行ううえで必要となるいくつかの前提条件を提示し、次に地上施設、アクセス施設、地下施設の区分で各施設における作業の内容と手順について検討した。さらに、各工程で必要となる具体的な機器、設備、および配置、系列数について検討し、各施設の概念を示した。これらをもとに実際の操業にかかる時間について検討した。また、操業段階で想定される事故事象をまとめ、既存の原子力関連施設を参考に放射線管理の考え方についても整理を行った。最後に今後検討されるべき課題をまとめた。
not registered
PNC TN1340 97-004, 170 Pages, 1997/12
特集「常陽」20周年によせて, 「常陽」20年の歩み, 「常陽」を用いた高速炉技術開発, 高速炉の運転及び保守技術の実績, 高速炉の運転管理及び保守技術の開発, 高速炉の放射線管理と技術開発, 照射試験実績と照射技術, 「常陽」の高度化と利用計画, 「常陽」20周年特集のむすびに, 技術概要:「陸地地下構造フロンティア研究」の現状, 技術報告:TRU廃棄物の処分施設に関する設計研究-岩盤の力学特性及び発熱性廃棄体の影響を考慮した処分空洞径の検討-, 解析的手法によるプラズマジェットトーチの最適化-デコミッショニング技術の開発-, 研究報告:低溶存酸素条件下における炭素鋼の腐食挙動の実験的検討, 高品位ウラン鉱石の密度推定方法, 吸着によるウランと不純物の分離回収法の開発, 概況(平成9年度第2四半期):高速増殖炉の開発, 新型転換炉の開発, ウラン資源・炭鉱と技術開発, ウラン濃縮技術の開発, 核燃料サイクルの開発, 使用済燃料の再処理, 放射性廃棄物の環境技術開発, 新技術開発(フロンティア研究), 核物質管理と核不拡散対応, 安全管理と安全研究, 国際協力:国際会議、海外派遣等, 活動:外部発表、特許・実用新案紹介
小綿 泰樹; 大坪 章
PNC TN9410 97-064, 42 Pages, 1997/06
加速器と未臨界高速炉とを組み合わせたハイブリッド炉(加速器ハイブリッド高速炉)の特徴(出力制御性、硬中性子スペクトル等)を生かし、これまで主として超ウラン元素(TRU)を消滅させる性能に着目して検討を行ってきた。使用する加速器の形式として、単位出力当りの中性子発生数の観点から、加速ビームが電子又は陽子の場合を比較した。その結果、ターゲット(タングステン)原子核とのスポレーション反応を利用する陽子加速器が優れており、当然TRU消滅特性も有利であることが分かった。本来、高速炉は転換比が高いので加速器のような外部中性子源を組み合わせれば、制御棒や高富化プルトニウム燃料を使用しなくても出力密度を高くして長期運転が可能であると考えられる。すなわち、核分裂性プルトニウムを自給できる(燃料自給)特性をもっている。従って、本報告書では、陽子加速器の高い中性子発生能力に基づく原子炉制御への適用性を利用し、陽子加速器ハイブリッド高速炉の炉心特性を2D-BURNコードを用いて概略的に検討した。出力密度300w/ccでターゲット部を無視した円筒炉心を想定し、炉心の寸法と全炉心体積に占める燃料の体積比をパラメータとして行った燃焼計算から燃料自給の可能性を検討した。この結果、炉心高さと半径がそれぞれ100cmの炉心では、初期炉心にのみ中富化度(約10wt%)のウラン又はプルトニウム燃料を装荷すれば、以後の燃焼サイクルには天然ウランのみを供給するだけで長期運転が可能になる見通しが得られた。なお、より詳細な解析は次年度に行う予定である。
米川 強; 須田 一則; 小澤 健二; 瀬谷 義一*; 山本 裕史*
PNC TN9410 97-006, 46 Pages, 1996/12
原子力プラントの安全性、信頼性向上を目的とした運転制御の高度化、知能化の観点から、プラントで人間(運転員、保守員)が運転制御、保守において果たしている役割を人工知能で代替することを目指し、平成元年度から原子力クロスオーバー研究の一環として自律型プラントの開発を進めている。この中で動燃は自律型プラント運転制御のための人工知能を具備した運転制御システムの開発を担当している。一方、自律型プラントにおける運転、保守の自律分散協調機能の動作状況監視システムの開発を船舶技術研究所(船研)が担当している。本報告では相互の研究開発を推進する上で不可欠となる動燃側の運転制御システムと船研側の監視システムとの結合を通信回線によって実現するためのデータ通信の形態、手法等について検討し、この検討結果をもとに、公衆回線及びインターネットを利用したデータ通信機能を具体化した。また、実接続による通信試験を行って、所定の機能を確認した。
尾崎 禎彦; 須田 一則; 吉川 信治; 小澤 健二
PNC TN9410 96-101, 40 Pages, 1996/04
原子力プラントの安全性,信頼性向上を目的とした運転制御の高度化,知能化の観点から,プラントで人間(運転員,保守員)が運転制御,保守において果たしている役割を人工知能で代替することを目指し,平成3年から原子力クロスオーバー研究の一環として自律型プラントの開発を進めてきている。自律型プラントにおいては,運転制御,保守保全に係わる人工知能や知的ロボットが必須であるが,それらが有効,かつ,適応的に稼働するためには,プラントに関する膨大な量の知識,情報の中から,必要な知識,情報が適切な形,タイミングで遅滞なく,これら人工知能や知的ロボットに与えられる必要がある。自律型プラントにおける知識ベースの特徴として,原子力プラントの設計,運転,保守といったプラントの全ライフサイクルをカバーする多様で,大規模なものとなること,そして,プラント運転制御の使用に耐え得る実時間性が保証されたものであることが必要となる。この知識ベースの,正にこの大規模であることと実時間性との両立が可能となる知識ベースの構築,運用手法,方式の開発が愁眉の課題となっている。大規模実時間知識ベースシステム構築に関する研究開発は,平成6年度からのクロスオーバー研究第2期の中で実施に着手された。平成7年度には,自律型プラントにおける人工知能の役割を整理し,また,過去の軽水炉での事故例における事象進展に対応した運転員操作を整理,分析し,自律型プラントという人工知能システムでの知識ベースに期待される機能と課題について検討した。自律型プラントにおける大規模・実時間知識ベースの基本概念と機能に関して,特に,診断を含めたプラント運転制御における診断推論機構と知識,また,大規模と実時間の両立のための知識の共有化と動的合成,再配列,さらには,未知,未経験事象への対応という点からの学習による知識の更新(修正)の必要性を明らかにした。本報告では,軽水炉での事故例の整理,分析結果を含めてこの知識ベースの基本概念と機能についての検討結果を報告する。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 95-002, 98 Pages, 1995/11
本報告書は、第29サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、30サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、29サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・「もんじゅ」燃料ピン照射試験、改良オーステナイト被覆燃料ピン照射試験、太径燃料ピン照射試験、フェライト鋼被覆燃料照射試験、太径中空燃料ピン照射試験、炭・窒化物燃料照射試験(以上B9)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・「もんじゅ」被覆管材料照射(CMIR-5)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)・実証炉炉心候補材料の高精度照射特性把握(MARICO-1)・実証炉構造材料強度基準策定(EXIR-1)また、29サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の71,800(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の71,800(MWd/t)である。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 95-001, 104 Pages, 1995/11
本報告書は、第28サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、29サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、28サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、28サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の69,200(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 94-002, 100 Pages, 1994/02
本報告書は、第27サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、28サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、27サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・改良オーステナイト被覆燃料ピン照射、太径燃料ピン照射、日米共研フェライト鋼被覆燃料照射、「もんじゅ」燃料ピン照射、軸非均質燃料照射、高Am-241燃料照射(以上B8)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・大学連合からの受託照射(CMIR,SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、27サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の68,600(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 94-001, 95 Pages, 1994/02
本報告書は、第26サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、27サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、26サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・改良オーステナイト被覆燃料ピン照射、太径燃料ピン照射、日米共研フェライト鋼被覆燃料照射、「もんじゅ」燃料ピン照射、軸非均質燃料照射、高Am-241燃料照射(以上B8)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・大学連合からの受託照射(CMIR、SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、26サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD406の68,100(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。
軽部 浩二; 山崎 学; 吉野 和章; 佐藤 聡; 河井 雅史; 田村 政昭
PNC TN9440 93-012, 83 Pages, 1993/04
高速実験炉「常陽」の1次主・補助冷却系統の運転実績について報告する。主冷却系統は昭和57年1月から平成4年3月まで、補助冷却系統は昭和61年10月から平成4年3月までの運転実積は以下の通りである。1次主冷却系統とも特に大きな支障もなく、順調な運転を継続した。(1)1次主冷却系統主循環ポンプ運転時間は67675時間であり、総合運転時間は105970時間に達した。主循環ポンプの起動回数は212回である。(2)1次補助冷却系統、補助冷却系統は、ナトリウム初充嗔以降ほとんど待機状態であった。補助循環ポンプの運転時間は4767時間であり、総合運転時間は8667時間に達した。循環ポンプの自動起動回数は31回であり、これらの異常時の自動起動ではなく、全て計画的な各種試験によるものである。
礒崎 和則; 道野 昌信; 伊東 秀明; 伊藤 和寛; 茶谷 恵治; 鈴木 惣十; 圷 正義
PNC TN9520 93-006, 198 Pages, 1992/11
高速実験炉「常陽」では、燃料カラム部の中心に人工欠陥を設けた試験用要素を照射することにより、破損燃料位置検出(FFDL)装置の性能確認と原子炉容器内における核分裂生成物の挙動の評価等を目的としたFFDL炉内試験(2)を平成4年11月25日から12月9日にかけて実施する予定である。本資料は、FFDL炉内試験(2)に関する、「常陽」の運転及び監視方法、放射線監視方法及び試験装置等の実施要領をとりまとめたものである。
材料試験炉部
JAERI-M 91-228, 185 Pages, 1992/02
材料試験炉部は、JMTR及びその付設のホットラボ施設の運転管理を行っており、またJMTRの利用に関しての必要な研究・技術開発を行っている。本報告書は、1990年度に行ったJMTRの運転・保守、設備整備及びJMTRにおける研究・技術開発についてまとめたものである。
管理部工務課
PNC TN9440 91-018, 232 Pages, 1991/10
本資料は、管理部工務課が所掌するユーティリティー設備(電気、給排水、ボイラ、給排気等)の運転、保守及び建設工事(本社及び現地工事)に関する実績と記録について成果としてとりまとめたものである。各施設の運転データ、保守、更新の記録を出来る限り図表にして見やすい方法にした。また、建設工事に関しては、工事の記録に加えて建設費や建設コストに役立てることができるようにした。主な内容は次のとおり。1各年度の運転データが比較できるようにホーマットを統一した。2運転データは、項目事に評価を行った。3保守点検費は、項目ごとに評価を加え次年度に生かせるようにした。4建設工事は、建設費、工程等をとおして新たな設計に役立てることができるようにした。5建設や運転に直接関係してないものでも記述した。本資料は、運転、保守の実際、運転技術の高度化や安全性についてQAの立場で活用できるように作成した。
