アジア原子力安全ネットワーク緊急時対応関連グループ提案に基づく2006年-2017年国際原子力機関アジア地域ワークショップの概要

奥野 浩; 山本 一也

JAEA-Review 2020-066, 32 Pages, 2021/02

JAEA-Review-2020-066.pdf:3.01MB

国際原子力機関(International Atomic Energy Agency、略称: IAEA)は、アジア原子力安全ネットワーク(Asian Nuclear Safety Network、略称: ANSN)の活動を2002年から実施している。その一環としてANSNの下に原子力あるいは放射線災害を対象とする平時の備えと緊急時への対応に関するグループ(Topical Group on Emergency Preparedness and Response、略称: EPRTG)を2006年に設立した。EPRTGの提案に基づきIAEAは2006年から2017年までの12年間に23件のアジア地域ワークショップを実施した。緊急時対応に関するテーマ分野には、原子力防災訓練,緊急時医療,原子力・放射線緊急事態後の長期的対応,国際協力,国の原子力防災体制整備などがあった。日本原子力研究開発機構は、RPRTG設立当初からコーディネータを輩出し、その活動を主導してきた。本報告書は、EPRTGの提案に基づきIAEAが2017年までに実施したアジア地域ワークショップの概要をまとめたものである。

Activities of the safety and operation project for the international research and development of the sodium-cooled fast reactor in the Generation IV international forum

堺 公明; Ren, L.*; Tsige-Tamirat, H.*; Vasile, A.*; Kang, S.-H.*; Ashurko, Y.*; Fanning, T.*

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

https://doi.org/10.1115/ICONE24-60502

The Generation IV (GEN-IV) international forum is a framework for international cooperation in research and development for the next generation of nuclear energy systems. The SFR Safety and Operation (SO) project addresses the area of the safety technology and the reactor operation technology developments. The aim of the SO project includes (1) analyses and experiments that support establishing safety approaches and validating performance of specific safety features, (2) development and verification of computational tools and validation of models employed in safety assessment and facility licensing, and (3) acquisition of reactor operation technology, as determined largely from experience and testing in operating SFR plants. In this paper, recent activities in the SO project are described.

Analytical results of coolant flow reduction test in the HTTR

高松 邦吉; 中川 繁昭; 伊与久 達夫

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-11) (CD-ROM), 12 Pages, 2005/10

高温工学試験研究炉(HTTR)では、安全性実証試験として循環機停止試験を実施しており、冷却材流量低下事象に対して原子炉を緊急に停止させなくても、原子炉出力は安定状態に落ち着き、炉内温度の過渡変化が非常に緩慢であるという高温ガス炉の固有の安全性を実証している。本研究では、循環機停止試験の試験データを用いて、動特性解析SIRIUSコードの検証を行った。SIRIUSコードは、原子炉圧力容器表面からの放熱による原子炉残留熱挙動を解析でき、1点炉近似動特性を考慮した原子炉出力の変化や原子炉圧力容器内の温度分布を求めることができる。検証の結果、解析結果は試験データを再現していることが明らかとなり、SIRIUSコードによる炉心動特性解析は妥当であることを確認できた。

高温ガス炉

橘 幸男

原子力年鑑2004年版, p.79 - 87, 2003/11

高温ガス炉開発をはじめとする高温工学試験研究について、平成14年4月から15年5月頃までの活動状況を中心にまとめた。本稿は、高温ガス炉開発の意義,高温工学試験研究炉(HTTR)の状況,出力上昇試験,所内関連部門の活動及び海外における高温ガス炉開発の動向と国際協力について記述している。

Design concept of disposal systems for highly activated waste

大越 実; 阿部 昌義; 吉森 道郎; 坂井 章浩

Proc. of Waste Management'98 (CD-ROM), 5 Pages, 1998/00

日本では、全ての放射性固体廃棄物は、埋設処分をすることが基本となっている。しかしながら、原子炉の運転及び廃止措置に伴って発生する、高放射化廃棄物についてはその具体的な処分方針が決定されていない。これらの放射性廃棄物の安全かつ合理的な処分方策の確立に資するため、高放射化廃棄物の発生量及び放射能量の推定、大型処分容器及び処分施設の概念設計並びに安全解析を行った。その結果、放射能レベルに応じて3種類の鋼板または鋳鉄製処分容器を用いた場合に、19基のPWRと23基のBWRの運転及び廃止措置に伴って発生する高放射廃棄物を収納した廃棄物パッケージの総容積は約27,000m、重量は約196,000トンとなった。また、トンネル型処分施設とサイロ型処分施設について概念設計を行い、その安全性を評価した結果、いずれの施設においても安全に高放射化廃棄物を処分できる見通しが得られた。

JRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のためのEUREKA-2コードによる反応度投入事象解析

神永 雅紀

JAERI-Tech 97-014, 125 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-014.pdf:4.04MB

JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3シリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化5事象を選定し、EUREKA-2コードにより解析した。その結果、選定した反応度投入事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。

JRR-4シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象解析

神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉; 中野 佳洋

JAERI-Tech 95-040, 79 Pages, 1995/07

JAERI-Tech-95-040.pdf:2.25MB

JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱出力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-4の低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化4事象を選定して解析した。解析では、1点近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。その結果、選定した反応度投入事象は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足し、いずれも安全が確保されることを確認した。

Code analysis of multidimensional phenomena in a ROSA-IV/LSTF experiment simulating a loss of residual heat removal event during PWR mid-loop operation

T.Chataing*; 中村 秀夫; 久木田 豊

Proc. of the 2nd ASME/JSME Nuclear Engineering, p.247 - 254, 1993/00

ウエスティングハウス社型PWR炉停止時の余熱除去系機能喪失事象を模擬したROSA-IV/LSTF実験(TR-RH-02)につき、CATHARE 2、RELAP5/MOD3の2つのコードを用いた解析を、低圧、低炉出力、非凝縮性ガスが関与した条件でのコードの予測性能検証のため実施し、比較検討を行った。その結果、両コード共、ループシール水が排出される約2500秒まで実験結果を良く模擬した。ただし、炉心、ダウンカマ、コールドレグ、蒸気発生器2次側等で発生した多次元自然循環を1次元コードで予測する上で、ノーディングが重要な効果を持つと共に、2つの並行流路によるノーディングにより、定性的に模擬可能な場合があることを示した。更に、炉心部とダウンカマー間の伝熱、構造物壁面上での凝縮熱伝達が1次系の圧力上昇の予測に大きな影響を及ぼすことを明らかにした。

PIUS型炉における主循環ポンプのフィードバック制御

藤井 幹也*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 与能本 泰介; 田坂 完二*; 久木田 豊

JAERI-M 91-076, 34 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-076.pdf:1.02MB

PIUS型炉においては1次系とポイズン系の界面に存在する密度境界層を安定に維持することが重要である。筆者らは、下部ハニカム内密度境界層の位置制御に対してハニカム全長間差圧が有効な指標になるものと考え、ハニカム差圧による循環ポンプ回転数フィードバック制御システムを開発し、その有効性を調査してきた。今回、比例ポンプ回転数制御によりループ差圧に生じる定常偏差を改善するため制御ロジックに微分項を付加し、定常並びに温度過渡条件でのシステム挙動を調べた。この結果、微分項の採用は制御性を著しく向上させ、スタートアップ、出力変更操作が容易に実施できることが確認できた。また1次系クーラー2次側への給水喪失模擬実験ではポンプ回転数に上限を与えることにより、炉の受動的停止機能を確保できることが確認できた。

Feedback control of primary circulation pump of PIUS-type reactor during startup and steady state operation

藤井 幹也*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 与能本 泰介; 久木田 豊; 田坂 完二*

Thermal Hydraulics of Advanced Nuclear Reactors, p.85 - 89, 1990/11

PIUS型炉を原理的に模擬した小型実験装置において、下部ハニカム全長間差圧により密度境界の位置制御を行い、その制御性能を調べた。本制御方式は、ハニカム内温度分布により定まる差圧を設定し、密度境界層の位置及び温度分布が変動することにより生じる差圧設定値との偏差をポンプ回転数にフィードバックし、常に密度界面における両ループ間の静水頭差をポンプ吐出圧でバランスさせるものである。比例回転数制御のみではポイズンループに生じるマノメータ振動がポンプの慣性のため収束せず大きな定常偏差が残る。この対策として制御ロジックに減衰項を付加した結果、定常運転のみならず、スタートアップや出力変更時の様に系内温度分布が大きく変化する過渡条件においても密度境界層を安定に維持することができ、PIUS型炉の操作においてハニカム間差圧が有効な制御指標となることが示された。