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渡邉 憲夫
JAERI-Review 2004-015, 144 Pages, 2004/07
JAERI-Review-2004-015.pdf:25.58MB
本報告書では、2002年3月6日に米国の加圧水型原子力発電所(PWR)、Davis Besseにおいて見つかった原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)上蓋の著しいウェステージについて、設置者及びNRCの発行した報告書などに基づいて、RPV上蓋劣化の発見に至った経緯,劣化の状況と原因,NRCによる対応などをまとめた。また、ホウ酸水の漏えいによる原子炉冷却材圧力バウンダリ機器の腐食・損傷事例に対してNRCが発行した規制書簡の具体的内容、並びに、NRCが当該事象の調査にあたって結成したタスクフォースによる報告書の内容についても付録に紹介した。
永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一
JNC TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09
JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB
原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.1
6.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.49.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.915.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。
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PNC TJ1409 97-023, 19 Pages, 1997/03
1 Reflection of R&D Results, Design and Operation Experiences All knowledge obtain in the project, such as R&D results, design, operation experiences and so on, are tbe reflected to following items. 1) Improvement of safety and reliability in plant eration 2) Design modification of the plant 3) Design of the next plant 2 Basic Sndpoint for Data Base Composition "Design/R&D/Plant Performance Data Base" will be mposed ad shown in the following, so that the Data Base could be utilized for reflecng them to the above items and for improving the above items, effectively and efficitly. (1) United Data Bases of Design and R&D "Design/R&D/Plant Performance Data Ba" will be composed by uniting design data base and R&D data base, considering that t R&D of the project is mainly made in order to establish the design engineering and chnical basis, such as design policy, design criteria, design conditions, alloable dign limits, design verification, etc. (2) Addition of Initial Plant Perform
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PNC TJ1409 97-022, 53 Pages, 1997/03
None
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PNC TJ1409 97-021, 27 Pages, 1997/03
None
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PNC TJ1409 97-020, 29 Pages, 1997/03
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渡邉 憲夫
JAERI-M 94-076, 97 Pages, 1994/06
本報告書では、PWRにおける原子炉停止時の崩壊熱除去機能喪失事象に関し、米国原子力規制委員会が発行した規制関連文書を収集・整理し、その内容を紹介する。また、米国の設置者事象報告書を基に、1990年下半期から1992年末までの間に発生した崩壊熱除去機能喪失事例とその可能性のあった事例を同定し、各事例について、事象の概要、原因、対策等をまとめると共に、事象の直接原因別及び根本原因別に事例を分類した結果について記述する。1980年以降、当該事象に関して15件の規制関連文書が発行されているが、その多くは、水抜き状態下での余熱除去系の運転手順、保守作業の手順や管理、水位計装に係わる問題を指摘していることが判明した。また、最近の事例を調べた結果、直接原因は、原子炉水位の下げすぎや一次冷却材の流出による空気巻き込みが主要因であり、根本原因は、手順書の不備や運転員/作業員の過誤等の人的要因によることが明らかとなった。
23, 1992, Oarai, Japan高温ガス炉技術国際シンポジウム実行委員会
JAERI-M 92-215, 687 Pages, 1993/01
平成4年10月22,23の両日茨城県大洗町で「第2回高温ガス炉技術国際シンポジウム」が原研主催で、かつ、IAEA、科学技術庁、日本原子力学会の後援のもとに開催された。本報は、本シンポジウムで発表された計47件の論文とHTTRに関連した研究成果のパネル展示11件を収録し、「第2回高温ガス炉技術国際シンポジウム」のプロシーディングとしてまとめたものである。本シンポジウムでは、各国の高温ガス炉計画の現状と見通し、安全性、運転経験、燃料及び熱利用を中心に、招待講演3件を含む計47件の論文が発表され、参加者は海外からバングラディシュ、ドイツ、フランス、インドネシア、中国、スイス、ポーランド、ロシア、英国、米国、ベネズエラ、IAEAの計11ヶ国、1国際機関及び日本からの約280名であった。又、高温ガス炉がいかに地球環境保全に貢献できるかについて、パネル討論が行なわれた。
渡邉 憲夫; 平野 雅司
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1212 - 1223, 1992/12
1976年から1990年の間に、米国のPWRで発生した原子炉停止時の崩壊熱除去(DHR)機能喪失事象197件に関して、事例の分析を行った。このうち、約3分の1(63件)は原子炉の水抜き状態下で発生しており、その多くは、原子炉水位の下げすぎ、一次冷却材の流出、ポンプ流量の増加等によるDHRポンプの空気巻き込みが原因となっている。DHR機能の喪失が長時間にわたり、一次冷却材の沸騰が起こった事象もある。また、本報では、水抜き状態時の12事例について、実際の事象から得られたデータに基づいて、一次冷却材の温度上昇率と沸騰が起こるまでの時間を評価した。4件の沸騰事例については、DHR機能が喪失している間に冷却材の沸騰が起こったことを確認した。また、原子炉停止後長期間たって(例えば、停止後30日)DHR機能が喪失した場合でも、1時間以内に冷却材沸騰が起こることを示した。
松川 達哉; 大森 憲一郎; 高橋 春次; 大森 俊造; 寺門 恒久; 柳生 純一; 大森 栄和; 宮地 謙吾; 竹下 明*; 池田 幸治; et al.
Fusion Technology 1988, p.1444 - 1448, 1989/00
JT-60電源設備は1985年に運転を開始した。その後プラズマ実験の要求を満足させるため、JT-60の休止期間中、幾つかの改造を行った。特に1987年には、プラズマ電流がリミタ配位で3.2MA、磁気リミタ配位で2.7MAを達成するため、JT-60電源の出力を、サイリスタ変換器の増強等で増やした。この論文では、これ迄のJT-60電源の改造及び運転経験について述べる。更に1988年現在における電源設備の現状について述べる。
石塚 悦男
no journal, ,
ポーランドにおける高温ガス炉建設に向けた若手原子力技術者育成の一貫として開催される第1回高温ガス炉セミナーにおいて、これまでの公開情報用いてHTTRの建設, 施設, 運転経験について講義する。
