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安藤 正樹*; 平野 雅司
日本原子力学会誌, 44(2), p.162 - 172, 2002/00
チェルノブイリ事故発生当初、事故原因は運転員の六つの規則違反とされた。しかし、その多くは、実際には規則違反ではなかったか、あるいは規則違反であったとしてもその後の事故の進展には大きな影響はなかったことが次第に明確になってきた。むしろ、設計上による原子炉特性の問題,手順書等運転管理上の問題,さらには、安全規則体制上の問題や運転経験の反映にかかわる問題等、事故の背景にある問題のほうが重要であった。こうした問題は、全てのプラントに共通に存在し得る問題であり、同事故からできるだけ多くの教訓を学ばねばならない。また、事故により燃料の多くが溶融し、周りの構造材等と反応して溶岩状燃料含有物質を形成した。それは現在も原子炉の下部に存在しているが、まだ十分に調査されておらず、解明すべき点が多く残されている。今後の調査に期待する。
藪内 典明; 中沢 利雄; 高橋 博樹; 島崎 潤也; 星 蔦雄
JAERI-Tech 97-057, 54 Pages, 1997/11
舶用炉において、原子炉運転操作の自動化範囲の拡大を進めている。原子炉通常運転操作の全自動化に引続き、異常時対応操作の中で、スクラム後の対応操作の自動化を行った。作製した自動化システムは、(1)スクラム関連作動設備の動作確認機能、(2)スクラム後対応操作の自動化、(3)主要パラメータの選定・維持操作の自動化で構成され、スクラムによって引き起こされる過渡変化の早期収束とその後の主要パラメータの選定・維持を図るものである。手動操作の自動化では、運転員の経験に基づく運転員知識を取り込み自動化を行った。その結果原子力船シミュレータでの検証では、原子力船「むつ」のスクラム時データと比較して、原子炉蒸気の早期遮断が可能となり、プラント状態の早期の安定的収束を得ることができた。
平野 雅司; 若林 利男*; 速水 義孝*
原子力工業, 42(10), p.1 - 5, 1996/10
チェルノブイル事故の原因については、事故直後の旧ソ連政府の報告では、「運転員の6つの規則違反」が主要因として指摘されたが、旧ソ連原子力安全監視委員会の報告書(シュタインベルク報告,1991年)では、これらは実際には違反ではなかったか、もしくは違反であってもその後の事故進展への影響は小さかったとしている。さらに、制御棒を挿入すると正の反応度が印加されるという、いわゆるポジティブ・スクラムの効果が大きかったと指摘している。この効果については、ロシアのみならず我が国でも解析が続けられているが、事故原因の中でこの効果がどの程度の比重を持っているかについての評価は未だ定まっていない。本報告では、シュタインベルク報告、IAEAのINSAG(国際原子力安全諮問グループ)の報告書等を参照し、事故原因に関する経緯についてまとめるとともに、事故後の同型炉の改善の状況等について解説する。
一宮 正和; 林 秀行; 中大路 道彦; 永沼 正行; 前田 清彦
PNC TN9410 94-222, 355 Pages, 1994/07
平成5年度の大型高速炉設計研究では、受動的安全性を強化しつつ経済性を確保した大型高速炉に焦点を当てて設計検討を行った。高速炉の実用化への重要な要件として、経済性の向上とともに、大型化に伴うリスクの増加を抑制し、将来炉として必要な安全性の具備が挙げられる。前者にあっては、従来ヘッドアクセス方式ループ型炉のプラント概念を提唱、具体化して近未来の大型炉の目標されている経済性を備えていることを示した。後者にあっては、工学的安全系の充実とともにプラントの持つ固有の安全性を高め、両者の調和の下に必要な安全性を具備することを指向した。平成5年度においては、実用炉規模として130万kWe級大型プラントを対象に、ATWS事象の中で特に重要視されるULOF事象に着目し、受動的炉停止の達成を目標にした設計検討を進めた。本報告書は、上記の受動的安全特性に係る炉心燃料、燃料線出力及び炉心反応度特性に係る炉心設計、原子炉出入口温度条件、コーストダウン延長に係る設計等システム設計、さらなる経済性向上を目指した原子炉容器、冷却系機器を中心とするプラント設計並びに安全性、構造健全性等の技術的評価についての検討結果を示すものである。本報告書ではまた大型炉に関連する耐震性及び建屋の熱的耐性に係る検討結果も示す。
渡辺 卓嗣*
マリンエンジニア, 545-546, 31 Pages, 1992/07
原子力船「むつ」は、平成2年から出力上昇試験に入り、原子炉施設の使用前検査および原子力船としての海上試運転に合格した。その後、4回の実験航海を行って数多くのデータを採取した。その間、「むつ」プラントの維持管理・運転準備・各段階での原子炉運転等を経験した。当直・試験体制、プラント起動、高出力運転、負荷変動、スクラム、放射線管理、水ガス管理等について運転経験を中心に記述した。特に、高出力運転と負荷変動については、各種データを示し、原子炉が舶用動力源として極めて優れた特性を示したことを記している。
小林 順; 上出 英樹
PNC TN9410 91-227, 16 Pages, 1991/07
ドイツカールスルーエ原子力研究所(KFK)で行われたタンク型高速炉の水流動モデル実験装置RAMONAを用いたスクラム過渡自然循環試験をAQUAコードで解析した際、解の発散が生じ計算不能となった。この時、圧力方程式の解法をICCG法からPSOR法に切り替えることによって計算を継続することができた。本報告は、ICCG法において計算不能となる原因を解明すると共に、PSORR法によって得られた結果の妥当性を明らかにするものである。この種の解析おいて、計算不能となる原因は密閉空間における体積の減少(シュリンケージ)によるものと考えられる。そこで、密閉空間の単純なモデルを用い、温度変化を伴う過渡計算を行った。又、シュリンケージによる問題を避けるため、出口の形で開放空間を設けたケースについても解析し、両者の比較を行った。これによりICCG法の計算不能の原因を究明し、PSOR法の結果の妥当性を評価した。解析の結果、ICCG法では、密閉空間の設定そのものによって計算不能となること、シュリンケージする問題であっても温度境界条件を工夫した出口を設ける事によりこれと等価な計算が可能となることが明らかになった。一方、PSOR法では、体系が密閉であるか開放であるかによらず計算が可能であること、その結果はICCG法による結果とほぼ同一であることが明らかとなった。
野尻 良彦
JAERI-M 91-113, 52 Pages, 1991/07
スクラム後の運転パラメータの挙動を知ることは、設備保全上の問題に加えて安全運航上の観点から、原子力船の運転員にとって重要である。本報告は、原子炉スクラム後の1次冷却水温度、蒸気流量、母線電力等主要な運転パラメータの0.1秒、1秒または1分毎の過渡変化について、機器の作動と運転操作に関連させて述べたものである。また、スクラム前の原子炉出力の大小が、これら過渡変化に及ぼす影響についても検討を行った。その結果、100%原子炉出力からスクラムした場合の1次冷却水の降温率は1000(
C/h)にも及ぶこと、降温率の過渡変化は2回の極大値を経て収束すること、温度低下の最大値は主に手動操作に影響されること等の興味ある事実が判明した。
日野 竜太郎; 福島 久*; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 33(7), p.685 - 694, 1991/07
HENDELに設置された燃料体スタッフ実証試験部1チャンネル試験装置を用いて、高温工学試験研究炉と同じ温度圧力条件のもとで、制御棒駆動装置の信頼性試験を実施した。使用した制御棒駆動装置とそれに接続した制御棒は実機とほぼ同じ仕様である。本試験では、実機プラント寿命20年間の想定駆動回数を上回る駆動試験を行なった。通常運転において挿入・引抜き不能は一度もなく、位置制御の設定値と指示値はよく一致した。実機仕様の自由落下スクラムにおいてもスクラム不能は一度もなく、オーバーランは63~71mmの範囲と比較的短距離であった。また、制御棒の挿入・引き抜きによる圧力配分に影響しないことがわかった。試験終了後に構成部品の分解検査を行ったが、とくに異常はみられず健全であった。
横林 正雄; 松本 潔; 村山 洋二; 神永 雅紀; 鴻坂 厚夫
JAERI-M 90-207, 26 Pages, 1990/11
本報告書は、研究炉(JRR-3)を対象にした異常時診断予測システムのサブシステムの一つとして、早期に定常からのずれを検知し、スクラム作動の可能性の予測とその回避を目的とするエキスパートシステムの試作結果について述べている。本システムは異常診断システムDISKETの機能を拡張しており、従来の機能に対し次の特徴を有している。(1)スクラム条件毎にスクラムの原因をフレームで表すことにより知識ベースの構造を簡単化している。(2)知識ベースに数式を定義しルールに数式を取り入れることによりルール表現に柔軟性を持たせている。本システムの性能を過渡事象を用いて評価した結果、検知された定常からのずれの原因が同定され、スクラム作動の時間余裕がスクラム回避のための手順と共に示され、外乱発生初期に対し、本手法は有効であることがわかった。
日野 竜太郎; 福島 久*; 宮本 喜晟
JAERI-M 90-151, 36 Pages, 1990/09
HENDELのT
試験部の1チャンネル試験装置を用いて、高温工学試験研究炉(HTTR)と同じ温度圧力条件のもとで、制御棒駆動装置の信頼性試験を実施した。使用した制御棒駆動装置と制御棒は実機とほぼ同じ仕様である。本試験では、実機のプラント寿命20年間の想定駆動回数を上回る駆動試験を行い、通常挿入・引抜き運転において挿入・引抜き不能は一度もなく、また、位置制御では設定値と指示値はよく一致した。HTTR仕様の電磁クラッチ切離し自由落下スクラムにおいてもスクラム不能は一度もなく、オーバーランは63mm~71mmと比較的短距離であった。制御棒の挿入・引抜きによる圧力損失の変化は小さく、燃料体のヘリウムガス流量配分に影響することはない。試験終了後に構成部品の分解検査を行なったが、とくに異常はみられず健全であった。
丸山 創; 西口 磯春; 藤本 望; 小倉 健志*; 塩沢 周策; 数土 幸夫
JAERI-M 90-104, 60 Pages, 1990/07
高温工学試験研究炉では、原子炉スクラム時に制御棒被覆管の高温における繰り返し使用による寿命の低下を避けるため、まず反射体領域の制御棒を挿入し、その後炉心温度が所定の温度以下となった時点で燃料領域の制御棒を挿入し、低温まで未臨界を維持する2段階挿入法を採用している。炉心領域制御棒の挿入は、タイマーによる設定時間または原子炉出口冷却材温度の設定値に達した時点で行う。本報は、種々のスクラム条件下での制御棒被覆管温度解析の手法、条件及び結果についてまとめたものである。
河村 弘; 安藤 弘栄
日本原子力学会誌, 31(7), p.852 - 860, 1989/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)設計仕様の異なる4種類の燃料棒、すなわち現行軽水炉燃料棒(8
8型BWR用燃料棒)、2種類の高性能燃料棒(Cuバリヤ付き燃料棒及びZrライナー付き燃料棒)及びHe/Xe混合ガス封入燃料棒に燃料中心温度測定用熱電対を計装し、異常な過渡変化時あるいは事故時の熱的性能評価のための1つの指標となる原子炉スクラム時の燃料中心温度過渡応答データを材料試験炉(JMTR)のスクラム時に採取した。そして、その燃料中心温度過渡応答データから各々の燃料棒の時定数を求めた。その結果、Zrライナー付き燃料棒の時定数がCuバリヤ付き燃料棒のそれよりも大きいことから、被覆管内面粗さが6.6
mであるZrライナー付き燃料棒の場合、Zrライナー付き燃料棒の熱抵抗はCuバリヤ付き燃料棒のそれよりも大きいということが明らかになった。
根本 傳次郎; 川上 弘紀; 小金澤 卓; 佐藤 貢; 宮坂 靖彦
JAERI-M 8137, 113 Pages, 1979/03
研究用原子炉JRR-2は、1975年に炉体の改修を実施した。改修に付随して、故障の多かった制御棒装置を、改良型制御棒装置に全数更新した。主な変更点は、制御棒駆動用のラックピニオン方式をポールねじ方式とし、水平駆動軸を炉頂に移したことである。電磁石、ON-MG検出器、カールコード等の主要な部品は、放射線照射、摩耗、熱サイクル等の試験及び試作試験によって確証を得て製作した。1973年に実機の試作試験を行ない、模擬使用条件下における1,000回以上のスクラム試験を実施し、問題点を摘出し本製作に反映した。1975年11月の改修炉心における臨界試験に成功し、その後の特性試験によって、本装置の性能は、旧制御棒と同等であると確認した。改修後35サイクル、10,000時間以上の運転実績から、十分満足できる結果であり、計画、試作試験をはじめとする各種の試験及び運転結果を整理した本報は、制御棒装置の設計製作の記録として十分な意味をもつものと考える。
宇賀 丈雄
日本原子力学会誌, 13(4), p.182 - 189, 1971/00
高速実験炉の開発研究の一環として,1968年富士電機製造㈱において,第2次概念設計に基ずく高速実験炉用制御安金棒の駆動機構が試作され,特性試験が実施された。特性試験の主要項目の1つに安金棒の落下特性試験があり,試験は取扱いの容易さ,経費等の観点から水中試験が選ばれた。試験温度は液体Naの使用温度の粘度に相当する水温85
に決められた。安全棒チャンネルを通過する流量は中性子吸収体のB
Cの発熱量を80W/ccとして,冷却材の入口温度を370とした時,出口温度が安金棒周辺の燃群体の平均出口温度に等しい500が得られる25l/minが選ばれた。
宇賀 丈雄
日本原子力学会誌, 13(4), p.182 - 189, 1970/00
高速実験炉の開発研究の一肩として,1968年富士電機製造(株)こおいて,第2次概念設計に基ずく高速実験炉用制御安全棒の駆動機構が試作され,特性試験が実施された。特性試験の主要項目の1つに安全棒の落下特性試験があり,試験は取扱いの容易さ,経費等の観点から水中試験が選はれた。試験温度は液体Naの使用温度の粘度に相当する水温85に決められた。安全棒チャンネルを通過する流量は中性子吸収体のBCの発熱量を80W/ccとして,冷却材の入ロ温度を370とした時,出ロ温度が安全棒周辺の燃料体の平均出口温良に等しい500が得られる25l/minが選ばれた。落下特性試験は耐久試験を合めて400回行われ,その期間中スクラム信号が発せられてから中性子吸収体が有効炉心の600mmを通過するまでの時間が525
560msecであり,試験回数と共に増加の傾向が観察された。このスクラム時間のうち安全棒落下の初期動作を行う電磁石の釈放時間が1025msecであり,残りが落下時間である。
浜瀬 枝里菜; 大釜 和也; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 山野 秀将; 田中 正暁
no journal, ,
高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDの予測精度向上のため、スクラム不作動事象に対して、反応度フィードバックを考慮可能な一点炉動特性モデルを含むプラント全体の解析モデルの妥当性確認が必要である。そこで、流量喪失型事象に着目し、米国高速中性子束試験炉FFTF受動的安全性試験を対象としたIAEAベンチマーク解析に参加した。第1フェーズのブラインド解析において、ガス膨張機構や炉心湾曲等の反応度を考慮した解析を行い、実測値の過渡挙動を概ね再現できることを確認するとともに、今後の課題として、ギャップコンダクタンスの時間変化を考慮することや、原子炉容器上部プレナム内の複数領域分割または多次元モデル化及び径方向熱移行量をより精度よく評価可能な炉心モデルへ変更することを抽出した。
