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論文

Study on plutonium burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Introduction scenario, reactor safety and fabrication tests of the 3S-TRISO fuel

植田 祥平; 水田 直紀; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; 本田 真樹*; 齋木 洋平*; 高橋 昌史*; 大平 幸一*; 中野 正明*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 357, p.110419_1 - 110419_10, 2020/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

固有の安全性に優れ高効率なプルトニウムの利用が可能なプルトニウム燃焼高温ガス炉が提案されている。プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。本論文では、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性および3S-TRISO燃料の研究開発について報告する。

論文

Study on Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Test and characterization for ZrC coating

植田 祥平; 相原 純; 水田 直紀; 後藤 実; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2017年度に実施した模擬のCeO$$_{2}$$-YSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約3から18$$mu$$mのZrC層の被覆に成功した。

報告書

高速炉機器の信頼性評価に用いる荷重等の入力データの設定方法

横井 忍*; 神島 吉郎*; 定廣 大輔*; 高屋 茂

JAEA-Data/Code 2016-002, 38 Pages, 2016/07

JAEA-Data-Code-2016-002.pdf:1.51MB

規格基準体系が有する余裕を合理的な水準に適正に設定することを目指したシステム化規格概念の実現に向けた検討が行われている。余裕の適正化のために必要となる定量的指標としては破損確率が有望視されているが、破損確率を算出するには、不確定性を有する変数について確率分布形、平均値(もしくは中央値)及び分散(もしくは標準偏差)等の不確定量を入力することが必要になる。これらの入力データのうち、材料強度に関する統計的特性についてはJAEA-Data/Code 2015-002「高速炉機器の信頼性評価に用いる材料強度の統計的特性、オーステナイト系ステンレス鋼」にて報告されている。本報では、高速炉機器の破損確率を求める際に必要な入力データであって、JAEA-Data/Code 2015-002の対象外である荷重等に係る入力データについて、その設定方法及び設定の考え方をまとめたものである。

論文

HTGR燃料ブロック冷却流路の流動特性の研究

辻 延昌*; 大橋 一孝*; 田澤 勇次郎*; 橘 幸男; 大橋 弘史; 高松 邦吉

FAPIG, (190), p.20 - 24, 2015/07

強制冷却喪失事故時、高温ガス炉の崩壊熱は輻射、熱伝導および自然対流で除去される。そのため、受動的な除熱量を評価し高温ガス炉の固有の安全性を確認することは重要である。本論文では、汎用熱流動解析コードを用いて、通常運転時の強制対流および強制冷却喪失事故時の自然対流を解析した。その際、燃料温度は自然対流に大きく影響されるため、炉心領域の自然対流を精度良く評価することが重要である。また、マルチホール型燃料とピンインブロック型燃料の熱流動特性についても比較を行った。

報告書

光硬化型樹脂を用いた止水に関する予備検討(共同研究)

大岡 誠; 前川 康成; 富塚 千昭; 村上 知行*; 片桐 源一*; 尾崎 博*; 河村 弘

JAEA-Technology 2015-003, 31 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-003.pdf:3.95MB

東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けた取組みが現在すすめられている。燃料デブリ取り出しのために、格納容器内を水で満たす必要があるが、いくつかの号機では冷却水の漏えいが存在し、漏えいを止めることが最重要課題になっている。福島廃炉技術安全研究所では光硬化樹脂を用いた止水方法を検討している。紫外線照射によって硬化する材料(光硬化型樹脂)を冷却水に混ぜ格納容器の損傷部に到達させ、漏えい箇所出口にて紫外線を照射して光硬化型樹脂を硬化させ損傷部を閉塞するものである。しかしながら光硬化型樹脂は元々コーティング、または塗装剤として使用されるものであり、漏えい止水への適用性は未知である。本稿は、光硬化型樹脂の水中での基本的な硬化性能を把握し、漏えい止水への適用性を検討した結果を報告するものである。

論文

Study of the applicability of CFD calculation for HTTR reactor

辻 延昌*; 中野 正明*; 高田 英治*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 稲葉 良知; 橘 幸男

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/10

固有の安全性を高めた高温ガス炉では、炉心の崩壊熱を動的機器に頼ることなく、熱伝導,ふく射及び自然対流により除熱する受動的冷却システムとして、原子炉圧力容器を外表面から冷却する炉容器冷却系(RCCS)が採用される。また、炉心高性能化として冷却材温度を高温化した場合、原子炉圧力容器の信頼性の高い温度評価が要求される。本研究では、温度評価手法の高度化を目的に、高温工学試験研究炉(HTTR)炉心を模擬してCFD解析ツールを用いた熱流動解析を行い、その適用性を評価した。原子炉内部から炉容器冷却系までを3次元30度セクターモデル化し、定常解析及び冷却材循環停止時の過渡解析を実施した。定常解析結果から、炉内構造物の温度計算値と実測値との比較を行い、固定反射体ブロック温度が実測値とおおむね一致することを確認した。また、過渡解析結果から、冷却材循環停止後の炉内自然循環挙動と圧力容器温度の変化を明らかにした。これにより、実機規模での温度評価手法として3次元熱流動解析が十分適用可能であることを示すことができた。

論文

Core design and safety analyses of 600 MWt, 950$$^{circ}$$C high temperature gas-cooled reactor

中野 正明*; 高田 英治*; 辻 延昌*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 橘 幸男

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10

安全性を高めた実用高温ガス炉として、熱出力600MW、原子炉冷却材出口温度950$$^{circ}$$Cのマルチホール型燃料を使用したブロック型炉心の概念設計を進めている。炉停止後の崩壊熱除去は、受動的システムである自然循環による炉容器冷却系(RCCS)のみで、仮に全電源喪失を仮定した場合でも対応可能な設計としている。本研究では、炉心の基本仕様を満たす核熱設計を行った後、代表的な事故事象を想定して安全解析を実施した。1次系の減圧事故を想定した原子炉冷却挙動解析の結果、RCCSのみで燃料及び原子炉圧力容器温度が安全評価上の判断基準を下回ることを示した。また、実用炉として考慮すべきプラント保守性に関して、通常運転中の燃料からの核分裂生成物放出量を評価して、タービン等の1次冷却系機器のメンテナンス性に問題ないことを確認した。このことより、受動的システムを採用した高温ガス炉は、その固有の安全特性により高度な安全性を確保できることが示された。

報告書

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成22年度活動報告(共同研究)

今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.

JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月$$sim$$平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。

論文

Development of the volume reduction treatment of solid waste system by ultra-high frequency induction furnace

榊原 哲朗; 青山 佳男; 山口 大美; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 村田 実*; Park, J.*; 谷口 尚司*; 藤田 満*; 福田 友幸*; et al.

Proceedings of International Waste Management Symposium 2009 (WM '09) (CD-ROM), 15 Pages, 2009/03

放射性廃棄物の溶融減容処理において、廃棄物の詳細な分別が不要となる超高周波溶融炉による減容システムを開発した。るつぼ容量10リットルの小型試験装置と、容量30リットルの実証試験装置を用いて数10$$sim$$100kHzの電磁誘導により金属とセラミックスを同時に誘導加熱し溶融固化体を作製した。作製した固化体の健全性を確認するとともに、計算シミュレーションにより算出した炉内の電磁場と流動状況と試験結果とを比較評価した。また、試験データ及び計算評価結果からるつぼ容量100リットルの実用規模設備の設計を実施した。

論文

A Study of air ingress and its prevention in HTGR

Yan, X.; 武田 哲明; 西原 哲夫; 大橋 一孝; 國富 一彦; 辻 延昌*

Nuclear Technology, 163(3), p.401 - 415, 2008/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.78(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉においては、1次系冷却材配管が破断することによる冷却材喪失事故(減圧事故)においても炉心燃料が制限温度を超えて破損しないように炉容器室冷却系等の設計が行われるが、減圧事故においては崩壊熱による原子炉内の自然循環が発生して空気が持続的に炉心に供給され炉心燃料ブロックが酸化し炉心を崩壊する現象も同時に防止しなければならない。高温ガス炉の設計においては、この減圧事故時の空気侵入を防止する機構(SCAD: Sustained Counter Air Diffusion)が提案されている。高温ガス炉のブロック型炉心を有する圧力容器内に低温の冷却ガス流路構造及び断熱構造を付加し、スタンドパイプを圧力容器内に内蔵することを可能とすることにより、異常事故発生時における制御棒飛び出し、放射性物質の放出及び炉心酸化の発生を防ぐことを可能とする原子炉圧力容器の構造が提案されている。

論文

超高温ガス炉(VHTR)の炉心概念設計; マルチホール型燃料の採用による炉心高度化

大橋 一孝; 西原 哲夫; 國富 一彦; 中野 正明*; 田沢 勇次郎*; 岡本 太志*

日本原子力学会和文論文誌, 7(1), p.32 - 43, 2008/03

950$$^{circ}$$Cもしくはそれ以上の高温の原子炉出口温度を目指す、超高温ガス炉(VHTR)の開発に関する関心が世界的に高まっており、GIF(第4世代原子炉システム国際フォーラム)においても、VHTRが候補炉型の一つとして取り上げられている。日本原子力研究開発機構においても、VHTRを用いた電力-水素併産プラントであるGTHTR300Cに関する開発を開始した。GTHTR300Cの研究では、出口温度950$$^{circ}$$CというVHTRの条件において、高温工学試験研究炉(HTTR)で実績のあるピンインブロック型燃料を採用した炉心での基本的な成立性の見通しを得たが、一方で、例えば1次系のメンテナンス時における作業員の被ばく線量低減の観点からの、炉心性能のさらなる向上も求められる結果となった。本論文では、マルチホール型燃料体による出口温度950$$^{circ}$$Cの炉心概念の構築を行い、メンテナンス線量に与える影響の検討を行った結果について報告する。後者については、GTHTR300に関して従来得られていた結果と比較してよりメンテナンス性に優れていることを示す。

報告書

ガス炉用縦方向流冷却六角ブロック燃料製造システムの調査

戸澤 克弘*; 山田 裕之*; 尾崎 博*; 鈴木 嘉浩*

JNC-TJ9420 2005-006, 133 Pages, 2005/02

JNC-TJ9420-2005-006.pdf:11.17MB

FBRサイクル実用化戦略調査研究の一環として、Heガス冷却FBR燃料の候補概念である窒化物被覆粒子燃料を六角ブロック集合体に分散させた燃料の燃料製造システムを対象として、プラント概念を示すこと及び、廃棄物発生量および経済性を評価することを目的として詳細検討を行った。その結果以下の成果を得た。(1) 燃料製造プラント概念の調査 被覆粒子はTiNとSiCの2層の被覆を考慮して、物質収支、機器系統数、全体システム構成を検討した。その上で六角ブロックの製造方法としては炉心部は縦置き、ブランケット部は横置きで被覆粒子を振動充填した後、ブロック枠にSiC蓋を接合する組立方式を設定し、対応する製造設備概念を具体化した。燃料集合体は六角ブロックにエントランスノズル、ハンドリングヘッドをネジ止めする設備概念を具体化した。六角ブロックの検査項目を整理し、密度検査はX線CTによる方式とした。試薬回収設備は湿式振動充填法の概念に基づき系統を具体化した。(2) システム評価に関するデータの評価 主工程、分析、保守補修により発生する気体、液体、固体廃棄物を評価した結果、気体、液体廃棄物については試薬回収工程においてIPA、硝酸、アンモニア水を回収することで排出量を大幅に削減できる可能性が示された。 また、構築したプラント概念に対して経済性評価を行い、設備費、運転費などを評価した。その結果、建設費総額の21%が主工程建設費、35%が周辺設備(廃棄物処理・分析・保守補修・計装・ユーティリティ)費、34%が建・電・換費、10%が新燃料貯蔵設備費との試算結果が得られた。

報告書

ガス炉用窒化物燃料製造システム検討

戸澤 克弘*; 山田 裕之*; 尾崎 博*; 中野 正明*

JNC-TJ9420 2005-007, 104 Pages, 2004/02

JNC-TJ9420-2005-007.pdf:6.68MB

Heガス冷却FBR燃料の概念候補である窒化物被覆粒子燃料製造システムを対象として、窒化物燃料の詳細な検討を行い、プラント概念を示すこと及び、廃棄物発生量及び経済性を評価した。

報告書

検査技術及び検査規格体系に関する調査

定廣 大輔*

JNC-TJ9400 2001-020, 91 Pages, 2002/03

JNC-TJ9400-2001-020.pdf:4.01MB

高速炉の開発においては、経済性が重要な課題となっているが、従来の高温構造基準では設計計数が大きく、経済性向上を制約する要因となっていたと考えられ、裕度の適正化を狙った「システム化規格」の検討・開発が進められている。本研究は、システム化規格の開発に資することを目的に、検査技術及び検査規格体系について調査・検討を行ったものである。本年度の成果は以下の通りである。1)検査の位置付けの整理:現行規格・基準の調査・整理を行うとともに、裕度交換手法のの一つとして考えられるリスク評価例の調査を行い、システム化規格での規格化項目案として、検査精度、検査間隔、検査の種類、検査箇所及び検査方法等を摘出した。摘出した項目に対して、調査結果に基づいて検査の合理化への影響を検討した。この結果、特に検査精度と検査間隔の合理化への寄与が大きいと考えられた。2)検査技術に関する調査: 1)の検討で、検査精度が重要な項目と考えられたため、 ISIの体積検査手法の一つである超音波探傷法について、検出限界の推定は困難であるが、き裂深さ1$$sim$$2mm程度の検査精度は見通せるものと考えられる。モニタリング技術としては、疲労モニタ、き裂モニタ等の導入により機器の交換時期の適正化等の合理化が期待できる。3)規格体系に関する検討:上記の調査結果に基づき、システム化規格化項目を摘出し、システム化規格で考慮する範囲及び検査に関する部分基準の枠組みを検討した。システム化規格は具体的な方法論を与える基準であると考え、原稿のJEAC、JEAG等を対象とするとともに、告示の材料検査等も含めるものとした。また、摘出した規格化項目により、他の部分基準との裕度交換ルートを検討し、検査に関する部分基準の枠組みを暫定した。

報告書

アルコール廃液処理装置の製作・試験に係る研究

藤沢 盛夫*; 小原 潔*; 新田 和彦*; 市井 爾郎*; 中田 栄寿*

JNC-TJ9410 2001-003, 432 Pages, 2001/08

JNC-TJ9410-2001-003.pdf:80.1MB

本成果報告書は、核燃料サイクル開発機構殿が御計画中のアルコール廃液処理試験装置の製作・試験に係る研究の成果についてまとめたものである。高速実験炉「常陽」では、放射性物質を含むアルコール廃液がタンクに貯留されている。このアルコール廃液は、現在の設備では処理して排出することができないことから、現状で約5m3貯留されており、その貯留量が年々増加していることからこれを分解等の方法で処理する必要がある。本年度は、昨年度の概念設計で実施した触媒酸化法による検討結果に基づき実機を模擬した試験装置を製作し確証試験を行った。また、他の要素技術に関して調査試験を行い、実機へ適用可能な処理方法を検討した。その結果、下記を明らかにした。(1)アルコール廃液処の処理装試験装置での確証試験1.アルコール濃度80%の模擬廃液では目標である1.25l/hの処理能力を得られたが、アルコール濃度20%の模擬廃液では目標の処理能力は得られなかった。2.実機装置の規模で必要となる最高温度350$$^{circ}C$$を維持する高温配管を配置すると、装置をアルコール廃液タンク室(A-106)に配置することは困難であった。(2)要素技術の調査試験1.廃液中のナトリウムは、炭酸塩として分離、除去可能であることを確認した。2.薄膜乾燥機により廃液中の固形分を除去可能であり、実機に適用可能である見通しが得られた。(3)アルコール廃液処理装置に係わる基本設計基本設計では、薄膜乾燥機による蒸発・乾燥処理を基本として以下内容を検討し、既設のアルコール処理装置の一部を改造することによって処理が可能となる見通しを得た。・構成機器、系統・処理能力・発生廃棄物の性状・化学処理工程火災・爆発に係る安全性・機器配置

報告書

アルコール廃液処理装置に関する概念設計

藤沢 盛夫*; 新田 和彦*; 中田 栄寿*; 守田 靖彦*

JNC-TJ9410 2000-002, 412 Pages, 2000/12

JNC-TJ9410-2000-002.pdf:16.77MB

本報告書は、核燃料サイクル開発機構が計画中のアルコール廃液処理装置に関する概念設計についてまとめたものである。高速実験炉「常陽」では、放射性物質を含むアルコール廃液がタンクに貯留されている。このアルコール廃液は、現在の設備では処理して排出することができないことから、現状で約5mの3乗貯留されており、その貯留量が年々増加していることからこれを分解等の方法で処理する必要がある。このため、アルコール廃液の処理方法として触媒酸化法を基本とし、アルコール廃液の前処理から分解処理に至る一連のプロセスに係るろ過器、分離膜の調査試験と概念設計を実施した。結果、以下を明らかにした。(1)ろ過器、分離膜の調査試験1)エチラートの加水分解の指標には、電気伝導度が適する。また、エチラートを完全に加水分解するにはアルコール濃度を39%になるまで加水する必要がある。2)アルコール廃液中の固形分は、精密ろ過で分離、除去可能の見通しが得られた。3)実験室規模の試験を実施し、電気透析がアルコール廃液中のナトリウムの分離に有効であり、ナトリウム除去率は96$$sim$$99%達成可能であることを確認した。(2)アルコール廃液処理装置に係わる概念設計以下の3プロセスを候補とし設計を行った。(a)前処理として電気透析装置を設置し酸化触媒で分解する場合(b)前処理として電気透析装置を設置しないで酸化触媒で分解場合(c)前処理として電気透析装置を設置し浸透気化にてアルコールを抽出解する場合概念設計では、以下を検討し、既設のアルコール処理装置を触媒酸化法を基本とする装置に改造更新することによって、1.25l/h程度の処理が可能となる見通しを得た。・ 構成機器と系統・ 処理能力・ 発生廃棄物の性状・ 化学処理工程・ 火災・爆発に係る安全性・ 機器配置

報告書

YAGレーザによるセンサ追従切断試験

not registered

PNC-TJ8068 96-001, , 1996/03

PNC-TJ8068-96-001.pdf:4.32MB

本報告書は、ハル等廃棄物処理技術開発施設(以下「HWTF」という)において発生する余剰ハル缶を減容するために有効と考えられるYAGレーザ切断において、スタンドオフ制御を適用した追従切断技術に関して検証した結果をまとめたものである。試験装置には、前年度実施したものと同様の、1KW級のスラブ型YAGレーザ装置と多軸ロボットとを使用した。ロボットに把持された加工用トーチには、スタンドオフを一定に保つことができる機能を付加した。加工用トーチとワークとの距離をセンシングする方法として、数種類のセンサの中から、静電容量式センサを選択した。模擬試験体として、平板でのセンシング機能を確認した後、湾曲や段差について検証した結果、センシング部の改良によって機能を拡張できることがわかった。その結果、ハル缶の切断線において最大の問題となる蓋部の段差4mmを追従できることを検証できた。追従確認試験の結果を踏まえ、実際に追従切断試験をおこなった。遠隔自動切断において困難と思われる実ハル缶の蓋部の切断をおこない、センシングによる切断が可能なことを検証できた。また、大きな湾曲を与えた試験体に対しても検証した。以上を基に、今後の課題と共に、実施設の構成についても提案した。

報告書

高速増殖炉もんじゅ EVST6連式床ドアバルブ製作設計

not registered

PNC-TJ2068 94-002, 70 Pages, 1994/03

PNC-TJ2068-94-002.pdf:13.7MB

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。

報告書

「常陽」燃料取扱設備稼働率向上の検討

井上 隆*; 守田 靖弘*; 田中 修*

PNC-TJ9068 88-002, 150 Pages, 1988/03

PNC-TJ9068-88-002.pdf:3.91MB

本報告書は、「常陽」の照射ベッドとしての効率的運用のために、燃料取扱工程の短縮を図ること、及び工程遅延に至る不具合事象の発生の抑制を図ることを目的として、以下の項目について検討した結果をまとめたものである。 ① トランスファロータのバッファ貯蔵容量増加の検討 ② 冷却用ポットを廃止し、燃料移送ポットに置換える検討 ③ 案内スリーブの必要性の検討及びホールドダウン機構下降不能防止対策の検討 ④ グリッパの回転可能な燃料交換機の検討 ⑤ 燃料出入機接続部ガス置換時間短縮の検討 ⑥ 燃料洗浄設備、燃料缶詰設備操作所要時間短縮の検討 検討の結果、トランスファロータが燃料移送のバッファ機能を有することが可能であり、格内作業と格外作業を分離することの見通しが得られた。 また、原子炉停止に行う格内の燃料交換作業の短縮期間を検討した結果は、以下のとおりである。 ① 冷却用ポットを廃止し、その分を移送用ポットに置換えた場合には、約2.5日/燃交が短縮となる見通しが得られた。 ② 案内スリーブを廃止した場合には、約2日/燃交が短縮となる見通しが得られた。 ③ 炉上部での燃料出入機接合部のパージ所要時間は、燃料出入案内筒をドアバルブ付きとすることにより半減できる見通しが得られた。

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