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論文

HTTRの保全管理(保全管理の特長及び実績)

島崎 洋祐; 山崎 和則; 飯垣 和彦

保全学, 18(1), p.16 - 20, 2019/04

高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)は、高温の冷却材を利用した水素製造技術の研究開発及び高温ガス炉開発のための試験研究を目的として、日本原子力研究開発機構の大洗研究所に設置されている日本初の高温ガス炉である。現在HTTRは、早期の運転再開に向けて、2013年12月18日に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準への適合性確認のための原子力規制委員会による審査に対応している。本報では、保全管理に係る項目として、HTTR原子炉施設の設備、機器類の保守管理の実施状況について紹介する。

論文

東海再処理施設における保守管理技術とその展望

芳中 一行; 阿部 定好

技術士, 27(6), p.4 - 7, 2015/06

AA2014-0901.pdf:0.46MB

再処理施設では、沸騰硝酸下の厳しい腐食環境に曝される機器があり、有機溶媒による火災防止等の安全機能も必要となる。それら機器と機能維持のため様々な点検が実施されており、高線量下での対応を要することから、経験で培った遠隔保守に保守管理の特徴がある。2014年、東海再処理施設の廃止措置の方向性が示されたが、高放射性廃液処理のため関連設備を長期に渡り使用していくことから、保守管理の重要性は変わらない。これまで培ってきた遠隔保守技術を更に発展させ、福島第一原子力発電所の廃止措置に寄与することが期待される。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験運転と技術開発(1999~2001年度)

高温工学試験研究炉開発部

JAERI-Review 2003-013, 98 Pages, 2003/05

JAERI-Review-2003-013.pdf:4.98MB

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395$$^{circ}C$$,原子炉出口冷却材温度850/950$$^{circ}C$$の日本初の高温ガス炉である。HTTR原子炉施設は、大洗研究所の南西部の約5万平方メートルの敷地に平成3年から建設が進められ、平成10年11月10日に初臨界を達成した。その後、平成11年9月から出力上昇試験を進め、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11年(1999年)から平成13年(2001年)までの出力上昇試験,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。

報告書

「常陽」運転管理システムの開発

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。

報告書

非常用発電設備保守計画書

狩野 元信; 都所 昭雄; 石黒 信治; 照井 新之助; 松井 典夫; 川野辺 俊夫; 菊池 明夫

JNC-TN8520 99-002, 56 Pages, 1999/04

JNC-TN8520-99-002.pdf:4.31MB

本保守計画書は、平成10年11月6日に発生した高レベル放射性物質研究施設(CPF)のの非常用発電設備におけるトラブルを教訓とし、トラブルの再発防止と非常用発電設備の信頼性の維持、向上を目的として、建設工務管理部内にワーキンググループを設置し、従来の点検要領を全面的に見直し、新たに「非常用発電設備保守計画書」として作成したものである。

報告書

システム構成管理プログラムの整備(2) ‐ 事故シーケンスカットセットデータベースの構築とGUI部の改良 ‐

重盛 正哉*; 関 一弘*; 多田 浩之*

JNC-TJ9440 2000-003, 173 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-2000-003.pdf:19.86MB

高速炉プラントのメンテナンス計画の策定に資することを目的として、メンテナンスにおける各フェイズ(運用系統が等しい期間)毎のリスクを評価するプログラムを作成した。平成10年度の作業では、平成9年度までに作成したプログラムのグラフィカルユーザーインターフェース部に対して、データ設定操作や評価結果の解釈の容易さ等のプログラムの使用性の向上を図るための改良作業を実施した。具体的には、系統運用構成画面の縮小表示機能、結果表示画面間の連携呼び出し機能等を追加した。また、リスク評価機能については、事故シーケンスカセットデータベース機能、リスクトレンド追跡機能等の追加作業を実施した。改良したグラフィカルユーザーインターフェースおよび解析部を用いたテストを行い、プログラムが正しく機能することを確認した。

報告書

Process condition monitoring at FUGEN

Lund

PNC-TN3410 98-001, 14 Pages, 1998/01

PNC-TN3410-98-001.pdf:3.07MB

ふげん発電所で、選択されたプロセス機器の挙動をオンラインでモニタするシステム:CONFU(CONdition monitoring Fugen)が実施された。このシステムは、IFE・OECDハルデン・リアクター・プロジェクトで開発されたMOCOM(Model Based Condition monitoring System)を基にしている。システムは、現在、原子炉補機冷却系熱交換器をモニタしている。これらの熱交換器は、目詰まり(海水側有機材料の耐熱層への蓄積物)によって、時間とともにゆるやかに効率が低下することを示した。従来の制御・警報システムでは感知されないこのゆるやかな低下は、運転の問題ではなく、むしろ保守の問題である。CONFUは、熱通過、熱伝達率または温度効率で表現される熱交換器の、効率低下を計算する動的な最新数学モデルを使用している。実機データでCONFUをテストした結果は、予想された低下傾向と一致している。CONFUからのデータは、よく最適化した保守スケジュールを決定するため、保守計画の担当者によって利用可能である(加えて、プラント運転員に機器の運転状況について良好な印象を与えている)。さらに、CONFUのプロセスモデルはシミュレーション目的に使用された。

報告書

間隙水圧モニタリング装置のメンテナンス報告書

松岡 永憲*

PNC-TJ1439 97-001, 39 Pages, 1997/03

PNC-TJ1439-97-001.pdf:1.69MB

釜石鉱山250mレベル坑道において坑道掘削影響試験の一部として、掘削坑道周辺の間隙水圧測定が実施されている。坑道掘削作業がこの間隙水圧測定システムに影響を与える可能性があるため、掘削作業前、作業中、作業後の3回、システムのメンテナンスを実施した。同時に問題がある間隙水圧計7台を交換した。交換前の間隙水圧計7台には、継続して初期ひずみの増加がみられた。メンテナンス作業中には、坑道掘削がシステム全体に影響を与えるような異常は認められなかった。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」燃料取扱貯蔵設備の運転・保守経験,1; 総合機能試験完了後から平成8年3月まで

長広 義彦; 廣部 岩男; 山田 多圭士; 内藤 栄一; 小幡 宏幸; 浜野 知治; 皆藤 泰昭; 今村 弘章; 甲高 義則; 井関 淳; et al.

PNC-TN2410 96-005, 339 Pages, 1996/03

PNC-TN2410-96-005.pdf:14.53MB

「もんじゅ」の燃料取扱貯蔵設備は、平成3年4月に据付を完了した後、5月から総合機能試験を開始し平成4年8月に終了した。平成4年12月に設備移管を受け性能試験に入った。燃料装荷試験においては炉心燃料198体の炉内への移送、炉心への装荷を燃料取扱設備により行った。この間大きなトラブルもなく、円滑に運転が行われ平成6年4月5日168体で初臨界を達成した。燃料装荷以降も出力分布試験、模擬体洗浄処理運転を実施しており、平成4年から毎年設備点検を実施して設備の健全維持に努めている。本報告書は総合機能試験完了以降の燃料取扱設備の運転及び保守についてまとめたもので、この間に経験したトピックスを記載するとともに設備の信頼性向上に向けた今後の検討事項についても述べたものである。

報告書

安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)(改訂2)

not registered

JNC-TN1400 2000-002, 56 Pages, 1996/03

JNC-TN1400-2000-002.pdf:2.3MB

核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という)は平成10年10月1日に動力炉・核燃料開発事業団(以下「動燃」という)の業務を引き継ぐ国の特殊法人として設立された。サイクル機構はFBRサイクル並びに高レベル放射性廃棄物の処理・処分技術を確立するとともに、その成果を民間に技術移転することを主要な使命としている。サイクル機構の業務運営に当たっては、安全の確保を大前提として行うことが重要とされており、これを踏まえて、関連する安全研究の一層の充実を図るべきことが求められている(原子力安全委員会委員長談話、平成10年2月10日)。従って、サイクル機構は原子力技術開発を行う国の機関として、動燃時代にも増して安全研究を強力に推進し、得られた研究成果をより積極的に公開していくとともに、研究成果を施設の安全性向上に迅速かつ的確に反映させることにより自主保安の実をあげるよう努めなければならない。安全研究の第一次基本計画は、「安全研究の基本方針」として昭和61年3月に策定した。その後、研究及び業務の進展や外部からの要求の変化並びに国の「安全研究年次計画」との整合を図る等の観点から、第二次計画として「安全研究基本計画」(平成3年度$$sim$$平成7年度)を平成3年3月に策定した。同計画は、平成5年度から6年度にかけて中間見直しを行い、平成7年1月に改定した。第3次計画に当たる「安全研究基本計画」(平成8年度$$sim$$平成12年度)は、平成5年度より検討を開始し、基本計画案の策定及びそれに基づく国の「安全研究年次計画」(平成8年度$$sim$$平成12年度)ヘの登録提案課題の選定を行い、国の計画と整合した動燃の計画として平成8年3月に策定した。サイクル機構の発足に伴い、原子力を取り巻く国内外の状況、サイクル機構に課せられた使命、サイクル機構の組織、並びに「もんじゅ」事故やアスファルト事故の調査結果を反映して同計画を見直し、平成11年3月には、特に、高速増殖炉分野について、「もんじゅ」ナトリウム漏えい事故の調査結果を踏まえた国の安全研究年次計画改定を受けて、改定を行った。この計画に基づいて実施してきた安全研究の成果は、国の原子力安全委員会及び関連の安全研究専門部会等で客観的な評価を受けてきている。今回は、サイクル機構の中長期事業計画の策定及び国の原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)の一部変更(見

報告書

第11回高速増殖炉研究開発成果報告会 発表資料 ・性能試験の現状-高速増殖炉もんじゅ- ・「もんじゅ」の総合的評価の計画

大後 美道; 山崖 佳昭

PNC-TN2410 95-035, 53 Pages, 1995/05

PNC-TN2410-95-035.pdf:4.98MB

本報告書は、平成7年2月14日にサンケイホールにおいて行われた第11回高速増殖炉研究開発成果報告会にもんじゅ建設所から報告した2件のスライドとオーラルペーパーをまとめたものである。発表テーマ(1)性能試験の現状-高速増殖原型炉もんじゅ-(2)「もんじゅ」の総合的評価の計画

報告書

遠隔配管工事システムの開発; クランプ一体型溶接ユニットの設計

実川 智充*; 東城 達也*; 高木 元吉*; 須藤 彦兵衛*

PNC-TJ8674 95-001, 68 Pages, 1995/02

PNC-TJ8674-95-001.pdf:2.45MB

動力炉・核燃料開発事業団(以下「事業団」という)では、再処理施工場のセル内機器の保守,交換に伴うセル内での配管作業における被ばくの低減,安全性の向上,作業期間の短縮及び稼働率の向上等を目標に、配管の切断,溶接等の作業に適用する遠隔操作型作業ロボットの開発を実施してきている。本件では、作業能率の向上を図るため、配管作業に於ける作業ステップの一つである配管取付け,開先合せ作業及び溶接作業を一つの工程に統合することを目指し、既存の溶接ユニットをベースにクランプユニット(配管取付け,開先合せ)の機能を兼ね備えたクランプ一体型溶接ユニットの設計を行ったものである。以下に本設計を実施して得られた結果の成果を示す。(1)単純化された配管クランプ機構(2)機能的な開先合せ機構(3)簡潔な制御機構(4)合理的なユニットの統合等の設計を行うことができた。本報告書は上記クランプ一体型溶接ユニットに関する設計の成果について報告するものである。

報告書

出力100W化学励起ヨウ素レーザ試作機の設計製作

北谷 文人; 高橋 武士*

PNC-TN8410 94-268, 39 Pages, 1994/09

PNC-TN8410-94-268.pdf:1.25MB

化学励起ヨウ素レーザ(COIL)は、ファイバー伝送可能な高効率出力レーザとして遠隔での光エネルギー利用のために研究開発が進められている。動燃においても管理区域での装置部品の解体および補修のために光エネルギーの利用を考えている。このためのレーザ光源としてCOILの研究開発を行っている。本報告書では、原子力にCOILを応用するために、その基礎的特性を把握し、より高度な応用を目指したパルス化などの特殊動作をおこなわせるための基礎的データの収集を目指した出力100W試作機の設計製作を行ったので報告する。

報告書

放射線管理用モニタ品質規格の高度化に関する調査研究(3)

not registered

PNC-TJ1545 94-001, 82 Pages, 1994/03

PNC-TJ1545-94-001.pdf:3.81MB

原子力施設で使用されている放射線管理用モニタは、その性能についてJIS規格、指針等により製作および形式検査に主眼に置いて定められているが、使用者がその後の性能を維持する上での規格等は、あまり見当たらない。従来より各使用者においては、各々独自にモニタの保守・校正を行ってはいるが、その考え方や方法は統一化されたものではない。また、近年モニタの集積回路化等に伴い、保守・校正の多様化も進んでいる。この状況を踏まえて、代表的放射線管理用モニタを対象に、使用期間中の品質保証のあり方、とくに使用者が実施する保守・校正の頻度、方法等について検討した。

論文

原子力発電プラントの長寿命化,VI; 経年変化を考慮した原子力発電プラントのリスク評価

村松 健

日本原子力学会誌, 36(5), p.370 - 390, 1994/00

原子力発電プラントの長寿命化の可能性を検討するにあたっては、プラントの安全性への経年変化の影響を評価しておく必要がある。原子力発電プラントは、経年変化により様々な形で影響を受けるが、一方で設備の信頼性低下を防止するために試験、点検等の保守管理がなされており、また万が一の事故発生に備えて多重の安全設備が設けられている。従って、経年変化の安全性への影響を評価するには、経年変化の機器信頼性への影響と共に、保守管理の在り方やプラントの安全設計等を総合的に考える必要がある。その一手段として確率論的安全評価(PSA)の適用が注目されており、米国を中心に、運転経験データの統計的分析や確率論的破壊力学に基づいて経年変化の影響を考慮するPSA手法の開発が進められている。本解説では、その手法開発の現状と今後の課題について述べる。

報告書

ガラス固化技術開発施設建設工事報告書ーマスタースレープレータ製作据付工事

室川 佳久; 真道 隆治; 上野 勤; 本橋 昌幸; 市野沢 仁; 川上 一善; 三宮 都一

PNC-TN8470 93-010, 110 Pages, 1993/02

PNC-TN8470-93-010.pdf:9.77MB

ガラス固化技術開発施設の開発棟に設置した、マスタースレーブマニプレータの設計及び据付工事の詳細内容を取りまとめ報告する。本報告書の主要な内容を次に示す。1)ガラス固化技術開発施設M/Sマニプレータ工事の目的・概要及びスケジュール2)動燃及び施工業者の組織体制3)工事の仕様及び設計条件4)工事の方法及び手順5)官公庁検査及び動燃自主検査6)工事中の不具合事例とその対策7)設計及び工事に関する反省と今後の課題

報告書

ガラス固化技術開発施設建設工事報告書ー換気空調・給排水衛生設備工事

室川 佳久; 真道 隆治; 上野 勤; 本橋 昌幸; 本田 宏一; 浅山 牧人*; 前島 清夫*

PNC-TN8470 93-008, 117 Pages, 1993/02

PNC-TN8470-93-008.pdf:4.07MB

ガラス固化技術開発施設(以下「TVF」という。)の換気設備・給排水衛生設備工事(以下「本工事」という。)は、昭和63年末より工事を開始し、平成3年7月末日を以て竣工した。本報告では、ガラス固化プロセス設備の大部分を収納するTVF開発棟の換気設備、給水排水・衛生設備及び消火設備の各工事の内容について報告する。

報告書

ガラス固化技術開発施設建設工事報告書ー遠隔操作試験1(EDF-3)

室川 佳久; 真道 隆治; 市野沢 仁; 上野 勤; 本橋 昌幸; 狩野 元信; 新沢 幸一*

PNC-TN8470 93-007, 123 Pages, 1993/02

PNC-TN8470-93-007.pdf:4.7MB

ガラス固化技術開発施設(以下「TVF」という。)の固化セルは、従事者の被ばく低減化、施設の稼働率の向上を図るため全遠隔保守方式を採用した。このためセル内に設置したラック、溶融炉等の高放射性物質を内包する機器は、動燃が開発を実施してきた両腕型マニプレータ及びインセルタレーンを主とする遠隔操作機器によって、保守することが可能であることを設計条件としている。本試験は、スクラッバラック模擬体、溶融炉(TVF用実機)及びその付属品の遠隔保守性を確認することにより、それまでに進めて来た設計の妥当性を確認し、その結果を実機の設計及び製作に反映することを目的として実施した。試験の結果、TVFの固化セル内に設置する機器等の遠隔保守に対する設計の妥当性を確認することができた。なお、保守対象品のバランス等の細部に改善すべき点が見出されたが、これらについては工場製作中のラックに反映した。試験に当たっては、東海事業所の実規模開発試験室(以下「EDF-III」という。)の模擬セル、両腕型マニプレータ(BSM)、クレーン等の遠隔保守設備を利用した。本資料では、EDF-IIIで実施した遠隔保守試験の結果を報告する。

報告書

PROFIT計画 基本計画書(要約編)

中本 香一郎; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 圷 正義; 渡士 克己; 一宮 正和

PNC-TN9080 92-009, 24 Pages, 1992/04

PNC-TN9080-92-009.pdf:0.94MB

動燃では、「常陽」「もんじゅ」で培った技術基盤をもとに、FBR実用化技術の確立に向けて、経済性の向上と安全性の強化を図るべく実用化重要技術課題(10課題)を取り上げ、その解決のための研究開発の着手している。PROFIT計画は、10課題の中から『実用化のキーとなる革新技術の開発と実証炉の連携の下にプロジェクトとして推進することを意図して計画されたものである。所掌しる範囲は、「常陽」MK-3計画及び革新技術の開発・実証であり、前者は炉心の高中性子束化による照射性能の向上、稼働率向上、照射技術の高度化を、後者は機器・系統の合理化、運転保守技術の高度化、合理的安全論理構築に寄与の大きい革新要素技術、2次系削除システム開発・実証および「常陽」安全性試験を含む。本基本計画書(要約偏)には、PROFIT計画の目的、計画立案にあたっての基本的考え方、ニーズ面からの件等、シーズ面からの検討、ならびに上記のMK-3計画および革新技術開発・実証に関する意義、技術の現状、中間期的計画について要約し、あわせて10課題との関連、スケジュール、資金計画についてもふれた。付録としてPROFIT計画に係る研究開発WBSおよび推進体制(平成3年度)添付した。基本本計画書(要約偏)は、平成3年度に再開後のPROFIT計画推進会議での審議等をふまえて作成された基本方針と研究開発骨子をまとめたものであり、それ以前の審議結果についても適宜反映してある。なお、PROFIT計画推進会議(事務局会議を含む)とその下に設けた各分科会(MK-3計画、第1-3分科会)で構成する組織により各ラインで実施している研究開発を総合的見地から推進・調整している。

報告書

PROFIT計画 基本計画書(詳細編)

中本 香一郎; 圷 正義; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 渡士 克己; 一宮 正和

PNC-TN9080 92-008, 52 Pages, 1992/04

PNC-TN9080-92-008.pdf:1.72MB

本基本計画書(詳細偏)は平成3年度に再開後のPROFIT計画推進会議での審議等をふまえて作成された基本方針と研究開発骨子(PROFIT計画書要約編参照)と対をなするもので、関係課室で作成された資料をもとに旧版を改定したものである。本報告書は、PROFIT計画で所掌している「常陽」MK-3計画に係る研究開発と革新技術の開発・実証に係る研究開発について、各研究開発項目毎に計画内容と中長期スケジュールを記載してある。

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