研究開発段階発電用原子炉施設の保守管理
Maintenance management of nuclear power reactors at the stage of research and development
高屋 茂; 近澤 佳隆; 林田 貴一; 田川 明広; 久保 重信; 山下 厚
Takaya, Shigeru; Chikazawa, Yoshitaka; Hayashida, Kiichi; Tagawa, Akihiro; Kubo, Shigenobu; Yamashita, Atsushi
本報告書は、研究開発段階発電用原子炉施設(以下、「研開炉」という。)の特徴を考慮して、原子炉施設の安全性確保を最優先としつつ、炉型に適した保守管理技術体系を構築するために実施すべき保守管理に関する検討結果をまとめたものである。まず、研開炉の保守管理の目的を明確にし、次に、その目的に基づいて、研開炉の保守管理に対する具体的な要求事項と考慮事項について検討を行った。検討に際しては、日本電気協会から発刊されている「原子力発電所の保守管理規程」及び「原子力発電所の保守管理指針」を参考にした。検討結果は、新しく研開炉版の保守管理規程案としてまとめた。最後に、ナトリウム冷却高速炉の特徴的な機器であるナトリウムを内包する機器を例にして、研開炉の保守管理規程案を適用した場合の保全内容の設定案を示した。
A maintenance management required to nuclear power reactors at the R&D stage was discussed. It is the most important to ensure safety of nuclear power plants by taking account of characteristics of nuclear power reactors at the R&D stage. In addition, it is needed to establish a system of maintenance management technologies suitable for reactor types. In this report, objectives of maintenance management of nuclear power reactors at the R&D stage was clarified. Next, requirements and consideration for maintenance management was discussed according to the objectives. "Codes for maintenance management of nuclear power plants" and "Guides for maintenance management of nuclear power plants" were refereed in the discussion. Then, a draft of codes for maintenance management of nuclear power plants at the R&D stage were newly proposed. Finally, an example that the draft codes were applied to components containing sodium, typical components of sodium-cooled fast reactor, was presented.
使用言語 : Japanese
報告書番号 : JAEA-Research 2016-006
ページ数 : 66 Pages
発行年月 : 2016/07
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登録番号 : RS20160006
抄録集掲載番号 : 44001163
Accesses  (From Jun. 2, 2014)
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