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小野 礼人; 高柳 智弘; 植野 智晶*; 堀野 光喜*; 山本 風海; 金正 倫計
JAEA-Technology 2020-023, 40 Pages, 2021/02
JAEA-Technology-2020-023.pdf:2.98MB
大強度陽子加速器施設(J-PARC)の3GeVシンクロトロン加速器には、1MWの大強度ビームを生成するために開発された電磁石用の電源装置が多数配置されている。これらの電源装置は、陽子ビームの軌道制御の要求に合わせて専用に開発されており、多種多様な出力波形の形式、定格仕様、更には異なる筐体のサイズや電源回路で構成されている。3GeVシンクロトロン加速器は運転を開始してから10年が経過し、経年劣化が原因と思われる故障が起きている。そのため、定期的に部品の交換や機器の更新を行っているが、連続運転中の予想しないタイミングで故障が発生してしまうなど完全な対策は難しい。J-PARCは多くのユーザーが研究利用をしており、故障時は速やかな復旧が求められる。しかし、異常検出センサーや設計仕様が電源毎に異なり、確認調査に多くの時間が費やされる状況も生じている。そこで、電源装置毎に専用マニュアルを作成し専用の治工具も用意をしたが、経験の無い症状と状況で発生するトラブルもあり、作業者の経験や知見に頼る対応を取らざるを得なくなっている。この様な状況は、多くの時間と労力を要する原因となり、作業間違いや事故が生じる要因にもなる。電源装置で使用するセンサーなどの電気・電子部品は、多くの部分で共通化が可能である。さらに、異常検出の方法を共有化し基本設計に組み込むことで、トラブル対応マニュアルの共有化と予備品の共通化が可能になる。そして、電源装置の構造を、故障による交換作業を前提にした設計にすることで、効率的、かつ実用性に優れたトラブル対応とメンテナンス手法を構築できる。これらの対応は、安全性と信頼性を確立する電源装置の開発に繋がり、加速器装置全体の稼働率向上にも貢献できる。本報告書では、電源装置の開発において設計思想の共有化と部品の共通化の必要性について述べるとともに、安全性と信頼性の確立に必要な基本設計モデルについて、3GeVシンクロトロン加速器の電磁石用電源装置の開発事例を用いて紹介する。
山口 義仁; 真野 晃宏; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 宮本 裕平*; Li, Y.
JAEA-Data/Code 2020-021, 176 Pages, 2021/02
JAEA-Data-Code-2020-021.pdf:5.26MB
日本原子力研究開発機構では、軽水炉機器の構造健全性評価及び耐震安全性評価に関する研究の一環として、原子炉配管を対象とした確率論的破壊力学(PFM: Probabilistic Fracture Mechanics)解析コードPASCAL-SP(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR - Stress Corrosion Cracking at Welded Joints of Piping)の開発を進めてきた。初版は2010年に公開され、その後もより実用性の高いPFM解析の実現を目的として、最新知見を踏まえて解析対象の拡充や解析手法の高度化等を実施してきた。今般、その成果を反映し、バージョン2.0として公開することとした。最新版では、解析対象の経年劣化事象として、ニッケル合金の加圧水型原子炉一次系水質環境中の応力腐食割れ、ニッケル合金の沸騰水型原子炉環境中の応力腐食割れ、二相ステンレス鋼における熱時効等を新たに加えたほか、最新の応力拡大係数解の導入や溶接残留応力の不確実さ等の評価機能の高度化を行い、より適用範囲が広く信頼性が高い配管の破損確率評価を可能とした。また、経年配管の耐震安全性評価の高度化に資することを目的に、巨大地震を想定した大きな地震応答応力に対応した亀裂進展量評価手法等を導入し、地震フラジリティ評価を可能とした。さらに、確率論的評価に係る影響因子の不確実さを認識論的不確実さと偶然的不確実さに分類し、これらの不確実さを考慮して配管の破損確率の信頼度を評価する機能及びモジュールを新たに整備した。本報告書は、バージョン2.0としてPASCAL-SP2の使用方法及び解析手法をまとめたものである。
田中 正暁; 中田 耕太郎*; 工藤 義朗*
日本機械学会誌, 123(1222), p.26 - 29, 2020/09
原子力分野では、原子炉物理,熱流動,構造解析などの多岐の技術分野にわたり、原子力関連施設の設計,建設,運転の各段階でシミュレーションが活用されている。本解説記事では、日本原子力学会において制定された、モデルの検証及び妥当性確認(V&V: Verification & Validation)に関わる基本的な考え方をまとめた「シミュレーションの信頼性に関するガイドライン:2015」の策定経緯と記載内容について概説するとともに、その原子力学会ガイドラインで示される不確かさ評価の具体化の試みの一例について紹介する。
大澤 英昭; 大友 章司*; 広瀬 幸雄*; 大沼 進*
人間環境学研究, 17(1), p.59 - 64, 2019/06
本研究では、手続き的公正及び信頼が、高レベル放射性廃棄物地層処分施設の立地の受け入れに及ぼす影響を確認するため、意見の反映状況で手続き的公正の高低を操作するシナリオと、価値の類似性で信頼の高低を操作するシナリオを用いて、シナリオ実験を行った。その結果は、手続き的公正及び信頼は、立地の受け入れに影響を与えていること、信頼が低い時ほど、手続き的公正が立地の受け入れに与える影響が強くなることを示している。
武井 早憲; 古川 和朗*; 矢野 喜治*; 小川 雄二郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(9), p.996 - 1008, 2018/09
被引用回数：2 パーセンタイル：20.74(Nuclear Science & Technology)加速器駆動核変換システム(ADS)では、ビームトリップ事象が少ない、信頼性の高い加速器を開発しなければならないが、ビームトリップ事象がどの位の間隔で生じているか統一した手法で評価されていない。本研究では、統一した評価手法を得ることを目的として、高エネルギー加速器研究機構入射用加速器のクライストロン系の運転データを用いてクライストロン系が偶発的にトリップする平均時間間隔(MTBI)を信頼性工学に基づく手法で評価し、従来の結果と比較した。従来、クライストロン系のMTBIを評価する手法は少なくとも3種類あり、評価したMTBIは30.9時間, 32.0時間、そして50.4時間となった。一方、本研究では信頼性工学では一般的なノンパラメトリックな評価手法を用いてMTBIを評価したところ、57.3時間となり、従来の評価値と比較して1.14倍以上も長い時間となった。今後、本研究で述べた信頼性工学に基づく手法でビームトリップの平均時間間隔を評価することが望ましい。
勝山 仁哉; 眞崎 浩一; 宮本 裕平*; Li, Y.
JAEA-Data/Code 2017-015, 229 Pages, 2018/03
JAEA-Data-Code-2017-015.pdf:5.8MBJAEA-Data-Code-2017-015(errata).pdf:0.15MB
軽水炉構造機器の高経年化評価に関する研究の一環として、確率論的破壊力学解析コードPASCALの開発を進めている。本コードは、原子炉圧力容器に加圧熱衝撃事象等の過渡が発生した場合における容器の破損確率や破損頻度を解析するコードである。破壊力学に関する最新知見や国内RPVに適した評価手法・評価モデルを踏まえ、新規解析機能の導入やコード検証等を通じて解析精度と信頼性向上を図った。具体的には、応力拡大係数解や破壊靭性モデル等の解析機能の高度化を図るとともに、健全性評価に係る影響因子の認識論的不確実さと偶然的不確実さを考慮した信頼度評価機能の整備等を実施した。また、確率論的計算手法を改良し、解析コードの計算速度を著しく向上させた。さらに、PASCAL-RVにより算出される亀裂を対象とした破損確率からRPV炉心領域部を対象とした破損頻度を算出する機能を有するモジュールPASCAL-Managerを整備した。本報告書は、PASCAL-Managerを含むPASCAL4の使用方法、解析理論をまとめたものである。
中田 耕太郎*; 工藤 義朗*; 越塚 誠一*; 田中 正暁
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(3), p.173 - 177, 2018/03
国内外においてV&Vの重要性および必要性が広く認識され、シミュレーションの信頼性の確保に関わるガイドラインや標準を作成する動きが活発になっている。2016年7月に日本原子力学会標準「シミュレーションの信頼性に関するガイドライン:2015」が発行された。これは、シミュレーションの信頼性の確保に関する重要性が高まる状況に鑑み、モデルV&V(Verification and Validation)に基づいて、不確かさを考慮した予測評価、品質管理を加えたモデリング&シミュレーションの方法論の考え方をまとめたものである。このガイドラインの発行に至った背景及び経緯、ガイドラインの概説、取り組みの現状と課題について、発行後の講習会の報告と併せて紹介する。
岡島 智史
日本機械学会2017年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 3 Pages, 2017/09
減肉を受けた圧力設備の供用適性評価にあたって、検査等をはじめとする日常の保全活動に応じた安全係数を設定することが期待されており、そのためには検査結果および荷重のばらつきを考慮した信頼性評価を行うことが有効と考えられた。日本高圧力技術協会では、テクニカルレポートHPIS Z 109TR「信頼性に基づく圧力設備の減肉評価方法」を制定し、信頼性に基づく減肉評価の方法とその技術基盤を与えている。この評価方法の一つとして、部分安全係数法を用いた減肉評価方法を与えており、従来の経験的な安全係数を用いた手法と同等の簡便さで減肉評価を行うことを可能とした。本報では、HPIS Z 109TRに与えられた、部分安全係数法を用いた減肉評価方法について紹介する。
田中 正暁
日本原子力学会計算科学技術部会ニュースレター(インターネット), (27), p.9 - 15, 2017/03
2016年7月に日本原子力学会から発行された「シミュレーションの信頼性に関するガイドライン:2015」の理解を深めるため、講習会を開催した。本報では、講習会の概要と東京及び大阪での開催状況について、アンケート結果も含めて報告する。
田中 正暁
日本原子力学会計算科学技術部会ニュースレター(インターネット), (24), p.16 - 28, 2015/09
シミュレーションの信頼性を確保するために、不確かさ評価を含めたV&Vの実施ガイドの制定が必要となっている。また、福島第一原子力発電所事故の教訓として、シミュレーションの信頼性確保は指摘されるところである。不確かさ評価を含めたV&Vの実施に係わる標準を策定することにより、原子炉の安全性を確保するための計算技術基盤が築かれるようになる。そこで、日本原子力学会におけるガイドラインの策定状況について原子力学会計算科学技術部会のニュースレターにおいて紹介記事を掲載する。
稲垣 八穂広*; 三ツ井 誠一郎*; 牧野 仁史*; 石黒 勝彦*; 亀井 玄人*; 河村 和廣*; 前田 敏克; 上野 健一*; 馬場 恒孝*; 油井 三和*
原子力バックエンド研究, 10(1-2), p.69 - 84, 2004/03
地層処分における高レベルガラス固化体の性能評価の現状について総説した。ガラス固化体の水への溶解及び核種浸出に関する現象理解は過去20-30年で大きく進展し、現時点で保守的な性能評価は可能であると考えられる。しかしながら、評価の信頼性向上の観点からは、長期の処分期間におけるガラス溶解反応メカニズムや各国で異なる実際の処分環境の影響についての基礎科学的理解をさらに深めるとともに、それらの成果を十分に反映した性能評価モデルの構築が望まれる。これら基礎研究の進展は処分システム全体の性能評価の信頼性向上、さらには処分システムの合理性や経済性の向上にも寄与できるものと期待される。我が国におけるガラス固化体の性能評価研究は、米国,フランス等における多角的な研究と比較して十分なものとは言えず、さらなる拡充が望まれる。
鈴土 知明; 鍋島 邦彦; 滝澤 寛*
日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.500 - 509, 2003/12
原子炉運転監視システムを目的とした分散コンピューティング構築の新しい方法を提案する。この枠組みにおいて、運転監視システムは複数のモジュールとそれを管理する1つのクライアントから構成される。それぞれのモジュールはTTYベースプログラムとして設計されるため、その開発は容易である。クライアントは遠隔ホスト上のモジュールのインターフェースとして働く仮想モジュールを保持する。これらの仮想モジュールはオブジェクト指向プログラミングの意味でのクラスとして定義されるため、システム全体を容易に構造化することができる。プロトタイプとして、ニューラルネットワークを用いた監視システムを構築したところ、この方法の有用性を確認された。
横林 正雄; 及川 哲邦; 村松 健
日本原子力学会和文論文誌, 1(1), p.95 - 105, 2002/03
原子力発電所の地震に対する確率論的安全評価(PSA)で使用するために、運転員のヒューマンエラー確率(HEP)モデルとその適用例を報告する。このモデルでは、運転員のストレスや地震動レベルの影響を考慮して、HEPは、地震動がないときは内的事象と同じとし、地震動レベルの増加に伴って線形に増加し、ある地震動レベル以降は一定とするリミテッドランプモデルで表した。適用例として、外部電源喪失による事故シーケンスで必要となるさまざまな運転員操作を短期と中長期に分けて、関連する振動台実験の調査結果や既存の人間信頼性解析手法を用いて、各操作のHEPモデルのパラメータを決定し、地震時のヒューマンエラーが炉心損傷頻度に及ぼす影響を推定した。この適用例では、ヒューマンエラーの影響は小さいとの結果が得られるとともに、ここに示すモデル化手法は、地震時のさまざまな運転操作の重要性を分析するうえで有用であることが示唆された。
平成12年度-動力炉分野)not registered
JNC TN1400 2001-014, 437 Pages, 2001/10
JNC-TN1400-2001-014.pdf:23.1MB
平成8年度平成12年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)に基づき実施した。本報告書は、動力炉分野(新型転換炉及び高速増殖炉分野の全課題並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち動力炉関連の課題)について、平成8年度平成12年度の5ヵ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。
吉川 英樹; 石川 博久; 五十嵐 寛
JNC TN8200 2001-004, 160 Pages, 2001/06
JNC-TN8200-2001-004.pdf:129.13MB
高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の分野では、「我が国における高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の技術的信頼性」(第2次取りまとめ、平成11年11月)の評価報告書「我が国における高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の技術的信頼性の評価」(平成12年10月11日)が国によりまとめられた。また、TRU廃棄物については、国によって検討書「超ウラン核種を含む放射性廃棄物処理処分の基本的考え方について」(平成12年3月23日)がとりまとめられた。平成13年2月14日に東海事業所、展示館アトムワールド講堂において開催された東海事業所地層処分研究報告会は、高レベル放射性廃棄物とTRU廃棄物の処分研究について、これら報告書に反映された、東海事業所における研究成果を中心に、研究開発の現状について報告することを目的として開催されたものである。本報告書は、東海事業所地層処分研究報告会での発表および討論内容を、発表者及び関係機関のご理解、ご協力のもと報告資料として取りまとめたものである。
桜井 淳; 植木 紘太郎*
日本原子力学会誌, 43(4), p.351 - 352, 2001/04
モンテカルロ計算のここ四半世紀における発展の経緯をまとめた。特に核データ信頼性評価用ベンチマーク実験解析に携わった経験を通し、計算の精度が向上した経緯をまとめた。最近の臨界ベンチマーク実験解析では中性子増倍率が0.001の不確定を問題にしており、従来無視してきたU-234の考察が欠かせないことを指摘した。
横林 正雄; 近藤 雅明*
JAERI-Tech 2001-007, 90 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-007.pdf:4.02MB
原子力発電所における運転員のヒューマンエラーは、プラントの安全性に大きな影響を及ぼす可能性があることから、確率論的安全評価(PSA)においてヒューマンエラーを考慮することは重要である。原子炉の安全系に関して想定される手動操作を抽出し、HRA手法としてよく知られているASEP法により、それらのヒューマンエラー確率(HEP)を定量化した。この定量化にはHRAを効率的に行うために主要なHRA手法を取り入れて開発した。HRA解析支援システムJASPAHRを用いた。これらのHEPを原研で実施されたBWRの外部電源喪失(LOSP)起因の事故シーケンスへ適用するとともに、感度解析を行った。その結果から、それぞれの手動操作の炉心損傷頻度(CDF)や重要シーケンスの発生頻度に対する重要性を確認した。本解析で作成された人間の介入のモデルや評価結果は今後のPSA適用研究を進めるうえでの基盤となり得るものであり、原研で進めてきたPSA研究の精度向上に役立てることができる。
北村 暁; 岡崎 充宏*
JNC TN8400 2001-009, 54 Pages, 2001/01
分光光度計およびレーザー誘起光音響分光装置の検出感度に関する性能調査を目的として、ネオジム(III)およびサマリウム(III)の吸収スペクトル測定および光音響スペクトル測定を行った。ネオジムもしくはサマリウムの濃度を2
10-5210-2mol-dm-3の間で変化させ、それぞれの濃度における吸収スペクトルおよび光音響スペクトルを取得した。併せて、雰囲気制御グローブボックス内で吸光測定を行うことができる分光光度計についても同様の測定を行い、吸収スペクトルを取得した。比較のために、光路長を1cmおよび10cmに設定した一般的な分光光度計を用いて、同様の測定を行った。多くの文献では、光音響測定は吸光測定に比べ大幅に低い濃度まで測定できると報告されているが、本光音響分光装置においては光路長を10cmに設定した吸光測定と同程度であるという結果が得られた。また、本実験の結果から、将来の目的としているネプツニウム(IV,V)の検出感度について推定し、特にNp(IV)溶存化学種のスペシエーションの可能性を検討した。
安全計画課
JNC TN1400 2000-012, 250 Pages, 2000/11
JNC-TN1400-2000-012.pdf:10.18MB
平成11年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)に基づき実施してきた。本報告書は、動力炉分野(新型転換炉及び高速増殖炉分野の全課題並びに、耐震及び確率論的安全評価分野のうち動力炉関連の課題)について、平成11年度の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。
増田 純男; 梅木 博之; 清水 和彦; 宮原 要; 内藤 守正; 瀬尾 俊弘; 藤田 朝雄
JNC TN1410 2000-008, 100 Pages, 2000/10
JNC-TN1410-2000-008.pdf:4.23MB
核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)が平成11年11月26日に原子力委員会に提出した「わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性-地層処分研究開発の第2次取りまとめ-」(以下、第2次取りまとめ)に対し、『高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性』批判(2000年7月20日)」と題するレポート(以下、批判レポート)が地層処分問題研究グループ(高木学校+原子力資料情報室)から公表した。批判レポートの記述内容には独断的な部分や誤解に基づくものも多々あることから、第2次取りまとめに関連した技術的な部分に対して、サイクル機構の見解を本報告書として取りまとめた。見解をまとめるにあたっては、批判レポートの第1章から第7章にわたって展開されている内容を対象とし、またそれらの関連性などを考慮して、本報告書を4つの章により構成することとした。第1章では「地質環境の長期安定性について」、第2章では「工学技術と深部坑道の安定性について」、第3章では「人工バリアの特性について」、第4章では「地下水シナリオに基づく安全評価について」として、それぞれ見解を述べた。本報告書に示した見解は、第2次取りまとめを構成する4つの報告書の記載内容に基づくものであり、関連箇所を引用する際には、それぞれ「総論レポート」、「分冊1」、「分冊2」、「分冊3」と略記した。
