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西村 聡*; 佐竹 正哲*; 西 義久*; 加治 芳行; 根本 義之
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 3 Pages, 2018/11
福島第一原子力発電所の事故を受けて、日本の電力事業者は原子力規制庁より使用済み燃料プール(SFP)の安全性向上のための対策を自主的に行うことを求められている。SFP安全対策において最も重要なのはプールの水位を保つことにより冷却性を担保し、燃料破損及び再臨界を防止することである。そのために事業者らが導入しているものとしては、例えばスプレイ冷却システムや、代替注水システム、また燃料配置において出力の高い燃料と低い燃料を1対4、1対8などの比率でチェッカーボード状に配置する手法、などが挙げられる。本研究ではこのうち特に燃料配置手法の有効性について、MAAP5.04を用いた解析により評価することとした。
栗原 良一; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 関 泰; 笠原 文雄*; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; 大森 順次*
Fusion Engineering and Design, 42, p.61 - 66, 1998/00
被引用回数：7 パーセンタイル：53.73(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所では、国際熱核融合実験炉ITERのR&Dタスクの一つとして冷却材侵入事象(ICE)実験をTRAC-BF1等の安全性解析コードを検証するための熱流動データを得る目的で実施している。TRAC-BF1コードは元々沸騰水型原子炉の想定過渡事象を詳細に解析するために開発されたコードなので、核融合炉真空容器内で起こるICE現象を解析できるように原研で改良を進めてきた。安全性解析コードのベンチマークテストとしてICE実験を、真空容器内圧力10または10
Pa、真空容器内温度150または250
C、噴出水温度100または200C、噴出水圧力3.5MPaの条件で実施した。TRAC-BF1コードを用いてこれらの実験を解析し、実験と解析の差について考察した。論文ではTRAC-BF1コードの概要と手法、ICEベンチマーク解析の方法と結果及び今後の課題について述べる。
山下 利之
日ロ発電炉燃料専門家会議報文集, p.148 - 151, 1998/00
余剰プルトニウム処分の1つのオプションとして、岩石型プルトニウム燃料と軽水炉中でのワンススルー燃焼を目指す新しいシステムの研究を行った。本システムは、核拡散抵抗性,環境安全性及びプルトニウム消滅量の観点から優れた特性を有することがわかった。ROX燃料の研究では、種々のコールド試験と炉内照射試験から、蛍石型相とスピネル相からなる2相混合物系が最も有望な燃料物質であることがわかった。ROX燃料を装荷した炉心設計及び安全性解析からは、適切な共鳴核種の添加もしくは、非均質炉心(1/3ROX+2/3UO
)を組むことで、ROX燃料炉心の過渡時挙動は、現行UO炉心並みに改善されることがわかった。
炉設計研究室
JAERI-M 7964, 161 Pages, 1978/12
トカマク型核融合実験炉炉心燃料給排系のトリチウム封入ならびに安全性の観点から、システム設計及び安全性解析を行った。トリチウムの環境放出量をできるだけ抑えるために3段階の封入システムを採用した。また、フォールトツリーならびにFMEAチャートを作成して第1次安全解析を実施した。第1次封入系は炉心燃料給排系構成機器および配管類であり、これらの機器類は充分なトリチウム漏洩防止対策を施した設計として2次封入系内に収納する。第2次封入系は希ガス雰囲気のグローブボックスに類似したものであり、70m
/min処理量を有する雰囲気精製系を設備する。含有ガス処理系を収納する格納室、処理容量3m/minの格納室換気系および処理容量150m/minの緊急時格納室浄化系等から構成する。
炉設計研究室
JAERI-M 7963, 163 Pages, 1978/12
トカマク型核融合実験炉用超電導トロイダルマグネットの安全性解析を行った。検討項目は事故の分類、FMEA及びFTA解析、コイル安定性とクエンチ時挙動の解析、マグネット異常の検出システムとコイル保護システムの設計、構造解析、破壊及び疲労の検討、地震応答解析などである。又、クライオスタットや冷凍系の事故の解析も行った。この安全性解析を通じてトロイダルマグネットの工学的課題を摘出することが本作業の目的である。
炉設計研究室
JAERI-M 7772, 109 Pages, 1978/08
トカマク型核融合実験炉冷却系に関する安全性解析の予備設計を行なった。本安全解析での主な目的は、トリチウムの通常時および事故時の環境放出量の評価とそれに関する漏洩トリチウム処理、格納方式の選定である。本報告書の内容は、第1章では真空容器内の冷却配管破断事故解析として真空容器内各部圧力、温度挙動、クライオ部トリチウム挙動等を示し、第2章では主冷却系からのトリチウム放出量の評価及びトリチウム放出低減用防護対策の検討を示した。
M.Azim*; 堀木 欧一郎; 佐藤 貢
JAERI-M 7632, 73 Pages, 1978/04
この資料は、日本原子力研究所東海研究所JRR-2改造型炉計装類の検証を行ないまとめたものである。1968年7月、JRR-2制御室火災事故によって、従来使用していた、炉計装類が使用に耐えないものとなった。これを機会に、ソリッドステートによる基本回路で構成された、改造型炉計装により制御系の復旧が行なわれた。その結果、原子炉の運転において約43%の改善率を記録することができ、非常に満足すべきものとなり、更に、改造型炉計装の設計においては安全対策に充分な配慮を行なったため、起り得る炉計装類の故障、及び、人的誤操作に対し、充分に対処し得るものとなった。この資料は、炉計装の基本的な使用と、従来使用の設計と改造設計との安全性解析、比較を行ない記した。
Rivas, J. C.*; 中村 誠; 染谷 洋二; 高瀬 治彦; 飛田 健次; de Blas, A.*; Dies, J.*; Fabbri, M.*; Riego, A.*
no journal, ,
水冷却ペブルベッド型のブランケットを使用した核融合原型炉において、AINAコードを用いてプラズマー壁間の過渡応答解析を実施いた。AINAコードは従来国際熱核融合実験炉ITERで実績を積んできたが、今回新しい目標として原型炉への適用を開始した。最初の解析として、ex-vessel LOCAと過出力のケースについて実施したのでその結果を発表する。
Rivas, J. C.*; 中村 誠; 染谷 洋二; 高瀬 治彦; 飛田 健次; Dies, J.*; Blas, A. de*; Fabbri, M.*; Riego, A.*
no journal, ,
日欧幅広いアプローチ活動における国際協力研究の1つとして、プラズマ-炉内機器の過渡応答を解析するAINAコードを日本の原型炉案(水冷却ペブルベッドブランケット)向けに改造・適用した。2014年には日本案のブランケットが適用できるように炉内機器モデルを、2015年にはプラズマの物理モデルを改良して冷却材喪失や過出力事象を解析したところ、予備的な検討では安全機器の追加が必要である結果が得られたので、本会議で報告する。
