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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。
not registered
PNC TN1410 97-031, 638 Pages, 1997/08
本書は、新型転換炉(ATR)の安全評価技術について、評価基準の考え方、評価の方針、解析・評価手法およびその妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATRの安全評価技術は、設計基準事象を評価するための「運転時の異常な過渡変化解析コードシステム」および「事故解析コードシステム」として体系化されており、前者は反応度投入事象解析コードおよびプラント過渡事象解析コードから、また後者は、大破断事故解析コード、中小破断事故解析コードおよび原子炉格納容器圧力解析コード等から構成している。これらの解析コード群には、動力炉・核燃料開発事業団(以下「動燃」)大洗工学センターに設置された重水臨界実験装置(DCA)、伝熱流動試験装置(HTL)、部品機器試験装置(CTL)及び安全性試験装置(SEL)等の実規模試験で得られた試験データに基づいて開発した各種相関式やモデルを組み込んでいる。また、これらの解析コードは「ふげん」における起動試験や前述の実規模試験による解析、国際的なベンチマーク解析等を通じて、その妥当性を確認している。さらに、ATRの潜在的リスクや安全余裕度に関する理解を深めると共に、設計基準事象を超える事象が発生した場合のアクシデントマネジメント手法を研究するために、シビアアクシデント研究および確率的安全評価手法に関する研究を実施しており、本書ではこれらについても研究の成果を集大成している。なお、本書のATR実証炉に係わる解析コードの試験による検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いている。
山下 英俊
PNC TN1410 97-024, 486 Pages, 1997/05
平成9年5月13日16日、中華人民共和国の北京市で開催された第30回IAEA/IWGFR定例年会に、日本委員として出席した。本年会では、IAEAにおける高速炉に関する1996年の活動レビュー、19971998年の活動計画の審議・調整を行うとともに、各国における高速炉開発状況について報告・討論を行った。日本から高速増殖炉開発の概況をレビューするとともに、「もんじゅ」ナトリウム漏えい事故の原因調査結果等について報告した。出席者から「もんじゅ」の運転再開時期や動燃改革の状況に関する質問が多く聞かれた。各国の高速炉開発状況について、イギリス、ドイツは、アクティビティが少なくなってきているものの基盤的な研究を続けている。実プラントを保有し運転しているフランス、ロシア、カザフスタン、インドは、それぞれの国情に応じて開発計画を進めている。また、中国は、5年後に実験炉(CEFR)の初臨界を達成すべく建設計画を進めている。韓国は、原型炉(KALIMER)を2011年に初臨界を至らしめるべく開発が進められている。次回、第31回定例年会は、1998年5月12日14日、ウィーンのIAEA本部で開催されることとなった。
梶谷 幹男; 西野入 賢治; 阿部 和幸; 逢坂 正彦; 今野 廣一; 廣沢 孝志; 小山 真一
PNC TN9440 97-004, 186 Pages, 1997/02
平成9年2月7日に照射燃料試験施設(AGF)ホットイン25周年記念成果報告会を開催した。AGFは1971年(昭和46年)10月1日に放射化材料試験ループを使用してのホットイン、引き続き12月から常陽燃料仕様燃料ピンの定常照射試験(DFR332/2燃料ピン)の照射後試験を開始して25年を迎え、その記念行事としてOBに対する施設見学会、記念成果報告会及び懇親会を開催したものである。本報告書は、この記念成果報告会で発表したOHP原稿を取りまとめたものである。発表内容は、 1.AGF25年の歴史と経緯及び西暦2000年に向けての取り組み 2.AGF25年間の施設、設備およびマニプレータの保守実績 3.AGFでの物性測定(融点、熱伝導度、X線回折)の最近の成果 4.核分裂生成物放出挙動試験装置の開発経緯とコールド試験の結果 5.照射燃料集合体試験施設の金相試験セルを利用した燃料挙動のこれまでの成果 6.照射済MOX燃料中のMA(Np,Am,Cm)分析手法の開発状況 7.MA含有燃料作製設備の整備状況と各装置の概略仕様の紹介である。
7年度)not registered
PNC TN1410 97-010, 462 Pages, 1997/02
動燃事業団における安全研究は、昭和61年3月25日に定めた「安全研究の基本方針」及び「安全研究基本計画(平成3年度平成7年度)」(平成3年3月策定)に基づき、プロジェクトの開発と密接なかかわりを持ちつつ推進してきており、現在も引き続き「安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)」(平成8年3月策定)に基づき実施している。一方、これら事業団の安全研究は、一部の自主研究項目を除き、原子力安全委員会の定める「安全研究年次計画」にも登録されている。本報告書は、「安全研究基本計画(平成3年度平成7年度)」に基づき実施した平成7年度までの新型動力炉関連の安全研究の5年間の成果について、取りまとめたものである。新型動力炉分野ばかりでなく耐震分野、確率論的安全評価分野のうち新型動力炉に関連する安全研究の成果(全47件)を収録している。なお、このほかの安全研究の成果として、核燃料施設、環境放射能、放射性廃棄物処分について別の報告書で取りまとめている。
平成7年度安全研究成果(成果報告書用調査票) -原子力施設等安全研究年次計画(平成3年度平成7年度)-not registered
PNC TN1410 96-078, 581 Pages, 1996/12
平成8年10月17日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの協力依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成3年度平成7年度)に登録された研究課題(水炉(新型転換炉);5件、高速増殖炉;23件、核燃料施設;30件、放射性物質輸送;1件、耐震;3件、確率論的安全評価等;7件)について成果報告書用調査票を作成した。本報告書は、国に提出した成果報告書用調査票を取りまとめたものである。