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論文

The Safety design guideline development for Generation-IV SFR systems

中井 良大

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

第4世代原子力システム国際フォーラムの安全設計クライテリアタスクフォースは第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計要求を規定する安全設計クライテリアフェーズI報告書の完成以降、その具体的な適用を支援するための安全設計ガイドラインを整備している。安全設計ガイドライン整備の目的は安全設計クライテリアの設計への適用にあたって固有/受動的安全特性の活用およびシビアアクシデントの防止および緩和対策を含む特定の課題について安全性の向上の観点から開発者/設計者を支援することである。最初の報告書の「安全アプローチ安全設計ガイドライン」は炉心の反応度と除熱喪失に関する課題に関する安全アプローチをガイドすることを目的としている。第2の報告書の「系統別安全設計ガイドライン」は、安全上重要な構築物、系統および機器である炉心、冷却系、格納系に関する機能要求を示す。

論文

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要

鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大

日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00395_1 - 16-00395_9, 2017/04

高速炉の炉停止失敗事象(ATWS: Anticipated Transient without Scram)に対して、原子炉容器内での事象終息(IVR: In-Vessel Retention)の成立性を検討した。検討においては、確率論的評価に基づいて冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)をATWSの代表事象に選定した上で、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。本検討の結果から、原子炉容器は機械的にも熱的にも損傷することはなく、IVRが成立する見通しを得ることができた。

論文

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要

鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06

The achievement of In-Vessel Retention (IVR) against Anticipated Transient without Scram (ATWS) is an effective and rational approach in enhancing the safety characteristics of sodium-cooled fast reactors. Based on the Probabilistic Risk Assessment (Level 1 PRA) for a prototype fast-breeder reactor, Unprotected Loss of Flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, can be selected as a representative event of ATWS. The objective of the present study is to show that no significant mechanical energy release would take place during core disruption caused by ULOF, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. As a result of the present evaluation with computational codes and physical models reflecting the knowledge on relevant experimental studies, the prospect of IVR against ULOF was obtained.

論文

Evaluation of recriticality behavior in the material-relocation phase for Japan sodium-cooled fast reactor

鈴木 徹; 飛田 吉春; 中井 良大

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(11), p.1448 - 1459, 2015/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:46.24(Nuclear Science & Technology)

As the most promising concept of sodium-cooled fast reactors, the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has selected the advanced loop-type fast reactor, so-called JSFR. Through the evaluation of event progressions during hypothetical Core Disruptive Accident (CDA) under the design extension condition (DEC), a CDA scenario for JSFR has been evaluated. It has already been demonstrated that In-Vessel Retention (IVR) against CDA could be achieved by taking adequate design measures under best estimate conditions. The whole sequence of CDA scenario for JSFR was categorized into four phases according to the progress of core-disruption status. In the third phase, so-called material-relocation phase, the accident events would progress in the subcritical state. However, if the uncertainties about the molten state of core remnant and their discharge behavior outward from core are conservatively superposed, the disrupted core may lead up to recriticality. In the present study, the factors leading to recriticality in the material-relocation phase were investigated using the phenomenological diagrams, and the recriticality behaviors were evaluated through parametric analyses using SIMMER-III/IV codes. The results of parametric analyses suggested that a significant mechanical energy leading to the boundary failure of reactor vessel would not be released even assuming recriticality due to the uncertainties about molten state and discharge behavior. Through the present evaluation of the hypothetical recriticality event, the CDA scenario for JSFR could obtain further robustness from the viewpoint of achieving IVR.

論文

A Scenario of core disruptive accident for Japan sodium-cooled fast reactor to achieve in-vessel retention

鈴木 徹; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信; 飛田 吉春; 中井 良大; 小山 和也*

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(4), p.493 - 513, 2014/04

 被引用回数:38 パーセンタイル:2.1(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉の最も有望な概念として、原子力機構は先進的ループ型高速炉(JSFR)を選定した。JSFRの設計基準外事象に対する安全設計要求は、過酷事故の防止、及び事故影響の緩和である。特に、事故影響の緩和に関しては、仮想的な炉心損傷事故(CDA)を炉容器内に格納すること(IVR)が求められている。これらの安全設計要求の充足性を検討するためにCDAシナリオを構築し、その中で出力逸走の排除と損傷炉心物質の炉容器内冷却の成立性を評価してIVRが達成されることを示さなければならない。本研究では、IVR失敗に至る要因を現象論的なダイアグラムを用いて摘出し、それらに対する各種設計方策の有効性を試験データと計算シミュレーションに基づいて評価した。これは、CDAシナリオを構築する上で前例のないアプローチであり、IVRの失敗要因と設計方策の有効性を客観的に評価する上で非常に有効な手法である。本研究から、原子炉容器の機械的/熱的な破損は適切な設計方策によって回避され、IVR達成に向けた明確な見通しを得ることができた。

論文

Safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactor system

中井 良大; Sofu, T.*

GIF Symposium Proceedings/2012 Annual Report of NEA, No.7141, p.35 - 43, 2013/00

In the framework of the GIF, an effort on development of the "Safety Design Criteria (SDC)" for the Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) system was initiated in 2011 with the intent of completion in two years. The objectives of the SDC are to provide the reference criteria of the safety designs of structures, systems and components (SSC) of the SFR system, where the criteria are clarified systematically and comprehensively consistent with the GIF's basic safety approach and with the aim of achieving the safety and reliability goals defined in the GIF Roadmap. The SDC draft has been summarized and is released to the GIF entities. The SDC would be disseminated to not only the GIF community but also to international technical entities, and expected to provide guidance for SFR designs at international level.

論文

Evaluation of core disruptive accident for sodium-cooled fast reactors to achieve in-vessel retention

鈴木 徹; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信; 飛田 吉春; 中井 良大; 小山 和也*

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12

商業用ナトリウム冷却高速炉の最も有力な候補概念として、原子力機構は先進的ループ型高速炉JSFRを選定した。設計拡張状態におけるJSFRの安全設計要求は過酷状態に陥ったプラントを制御することに置かれており、これは事故の進展防止と過酷事故の影響緩和を含んでいる。特に、過酷事故の影響緩和に関しては、炉心損傷事故(CDA)を原子炉容器内に閉じ込めること(IVR)が要求されている。このような安全要求に対する充足性を検討するためには、JSFRのCDAシナリオを構築することが必要であり、その中で出力バーストの回避とIVRの達成が評価されることになる。本研究では、IVR失敗に至る要因を現象論的ダイアグラムを作成することによって摘出し、それらに対する各種設計方策の有効性を既存の試験データと数値シミュレーションによって評価した。その結果、原子炉容器バウンダリの機械的/熱的な破損は適切な設計方策によって回避され、IVRを達成するための明確なビジョンを得ることができた。

論文

Improved safety approach for general safety designs of the next generation sodium-cooled fast reactor systems

岡野 靖; 山野 秀将; 藤田 哲史; 久保 重信; 堺 公明; 中井 良大

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/12

次世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全アプローチは、シビアアクシデントの防止及び緩和対策を安全設計に組み込むことで、安全性を高めるものであるべきである。本研究は、軽水炉との基本的な安全特性の相違及び東京電力福島第一原子力発電所事故経験の反映に基づき、次世代SFRの安全アプローチを提案するものである。基本的安全特性は5つあり、(1)炉心構造に基づく反応度特性、(2)冷却材圧力、(3)冷却材サブクール度、(4)最終除熱源、(5)ナトリウムの物理的・化学的特性である。これらの特性を基本的安全機能(炉停止,崩壊熱除去,格納)と対応させ、一般的な安全アプローチを導出した。重要な点は、シビアアクシデントの防止・緩和対策を、動的安全系とバランスを取りつつ受動的機能を導入することにある。炉停止系と崩壊熱除去系には、工学的安全系に対する多様性確保の手段として、受動的安全系を設計に取り込む。SFRは低圧システムで格納系に対するチャレンジ要因はもともと小さいことに加え、炉心崩壊事故(CDA)において再臨界による著しい機械的エネルギーの発生を設計により防止・緩和することが必須となる。

論文

Development of safety design criteria for the Generation-IV Sodium-cooled Fast Reactor

中井 良大; 岡野 靖; 久保 重信

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2012/12

The Generation-IV International Forum (GIF) is a cooperative international framework to carry out the research and development needed to establish the feasibility and performance capabilities of the next generation nuclear energy systems. In the framework of the GIF, an effort on development of the "Safety Design Criteria (SDC)" for the Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) was initiated in 2011 with the intent of completion of two years. The objectives of the SDC are to provide the reference criteria of the safety designs of structures, systems and components of the SFR system, where the criteria are clarified systematically and comprehensively, consistent with the GIF's basic safety approach and with the aim of achieving the safety and reliability goals defined in the GIF Roadmap. The SDC will be disseminated for taking reviews by all the technical entities related to the safety of nuclear systems, and will be utilized for SFR designs at international level.

論文

Development of Level 2 PSA methodology for sodium-cooled fast reactors; Overview of evaluation technology development

鈴木 徹; 中井 良大; 神山 健司; 清野 裕; 小山 和也*; 守田 幸路*

NEA/CSNI/R(2012)2, p.381 - 391, 2012/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR)の包括的な安全評価を実施するためには、確率論的安全評価(レベル2PSA)が不可欠である。この目的を達成するため、原子力機構はレベル2PSAで評価対象となる全事象に対し、解析手法及び技術的データベースの整備を実施した。SAS4A, SIMMER-III, DEBNET, ARGO及びAPPLOHS等の既存の解析コードに加えて、損傷炉心における長期的な物質再配置挙動を評価するため、MUTRANとSIMMER-LTという2つの解析コードを新たに開発した。これらの開発により、原子炉容器内の事象推移を系統的に評価することが可能になった。また、原子炉容器外(格納容器内)における事象推移をSFRに特有の現象を踏まえて評価するため、CONTAIN/LMRコードを改良するとともに、同コード内で用いられる解析モデルをナトリウム-コンクリート反応に関する新たな試験データを活用することによって検証した。さらに、レベル2PSAの現象論的イベントツリーを構築するために必要となる技術的データベースを整備した。このデータベースでは、事象推移に顕著な影響を与える支配因子が既往の関連知見(試験データ及び解析結果)に対応付けられている。

論文

Design and assessment approach on advanced SFR safety with emphasis on the core disruptive accident issue

中井 良大

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009), p.207 - 220, 2012/00

先進ナトリウム冷却高速炉の安全設計には深層防護の概念が適用されなければならない。事故の防止,検出,制御により炉心損傷事故は設計基準事象から除外されなければならない。ナトリウム冷却高速炉の炉心は軽水炉と異なり、反応度が最大の構成にはなっていないため、設計基準を超える事象の対策として炉心損傷の防止及び影響緩和の設計対策が考慮される。将来の原子力システムの安全性目標に効果的に適合するには、先進ナトリウム冷却高速炉は安全マージンを高め、信頼性を向上させる受動的な安全特性を利用すべきである。特に、厳しい再臨界を回避する安全アプローチは、シビアアクシデントが軽水炉と同等と見なせるようになることから、非常に望ましい考え方である。

論文

Safety design approach of Japan sodium-cooled fast reactor

中井 良大; 堺 公明; 岡野 靖

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/12

本論文はFaCTプロジェクトにおいて設計されているJSFRの安全設計アプローチを述べたものである。基本的な安全アプローチは深層防護の概念を適用し、ナトリウム冷却高速炉の特性を考慮し次世代炉の安全目標を満足するものである。深層防護のレベル1から3の対策に加えてレベル4において炉心損傷事故を防止と緩和の対策を行う。再臨界回避と炉内終息の概念とし、格納容器に対する負荷を軽減し、大型のナトリウム冷却高速炉の実用化に重要な役割を果たす。

論文

Safety principles and safety approaches for next generation sodium-cooled fast reactor

岡野 靖; 堺 公明; 中井 良大

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.719 - 727, 2011/05

The paper reviews historical progresses related to SFR safety, and makes proposals on safety principles and safety approaches to be built into future SFR systems. Safety principles shall be based on the Defense-in-Depth philosophy with appropriate consideration of SFR characteristics as a fast reactor. Comprehensive considerations on safety event identification and categorization, and a set of event lists of Design-Basis-Event [DBE], Design Extension Condition [DEC], and exclusive events are proposed. Probabilistic approach should be supplementary utilized to support (or enforce) deterministic one. The most important key point of the SFR safety is how to manage the core disputative accident [CDA]; prevention and mitigation features and systems should be built into the future SFR because the CDA consequences excessively enlarged with increasing reactor output, and it should be assessed to confirm that there is no cliff-edge just near the design range.

論文

Safety strategy of JSFR eliminating severe recriticality events and establishing in-vessel retention in the core disruptive accident

佐藤 一憲; 飛田 吉春; 小西 賢介; 神山 健司; 豊岡 淳一; 中井 良大; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vassiliev, Y. S.*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.556 - 566, 2011/03

JSFR設計においては炉心崩壊事故における厳しい再臨界事象を排除することにより炉心物質の炉容器内保持を確実にすることとしている。本設計では起因過程における冷却材ボイド化による過大な反応度挿入を抑制するために最大ボイド反応度などの設計パラメータを適切に選定するとともに、CDAの主要課題であった全炉心規模の溶融燃料プール形成のリスクを集合体内部ダクトを導入することにより排除するものとしている。これらの設計方策の有効性をこれまでに得た試験データ及びこれらによって検証された解析モデルによる評価に基づきレビューした。この結果、現JSFR設計により厳しい出力バースト事象は排除できると判断された。

論文

Development of system based code, 1; Reliability target derivation of structures and components

栗坂 健一; 中井 良大; 浅山 泰; 高屋 茂

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(1), p.19 - 32, 2011/01

本論文は、システム化規格の開発の一環として、構造信頼性の目標値を安全性の視点から設定するための新手法について記述するものである。本手法では、確率論的安全評価(PSA)解析モデルを活用して、原子力安全委員会が公表した定量的安全目標案及び日本原子力研究開発機構が高速炉サイクルの実用化研究開発プロジェクトの中で策定した定量的な安全設計要求から信頼性目標を導出する。本手法をJSFRの原子炉冷却系を構成する構造物及び機器の信頼性目標の決定へ適用した。その結果、内的事象PSA解析モデルと組合せた本手法は構造物及び機器の偶発的な破損に関連する信頼性目標の決定に適用可能であること、並びに地震を起因とする事象に関する手法は地震により重要な構造物及び機器のいずれかが破損する頻度の目標値を導出可能であることを確認した。

論文

Development of level 2 PSA methodology for sodium-cooled fast reactors, 1; Overview of evaluation technology development

中井 良大; 鈴木 徹; 神山 健司; 清野 裕; 小山 和也*; 守田 幸路*

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷シーケンスを系統的に評価するため、レベル2PSA評価手法を確立した。既存の評価ツールに加えて、MUTRANとSIMMER-LTコードを炉心物質再配置過程の評価のために開発した。また、ナトリウム冷却高速炉の炉外事象過程の特徴を考慮した評価を行うため、評価モデルのCORCONとVANESAを新規に実施した試験に基づき改良した。ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSAのイベントツリーを構築・定量化するための技術的知見をデータベースとしてまとめた。これにより、ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSAの技術的基盤が整備された。

論文

Development of system based code, 1; Reliability target derivation of structures and components

栗坂 健一; 中井 良大; 浅山 泰; 高屋 茂

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/05

本論文は、システム化規格の開発の一環として、構造信頼性の目標値を安全性の視点から設定するための新手法について記述するものである。本手法では、確率論的安全評価(PSA)解析モデルを活用して、原子力安全委員会が公表した定量的安全目標案及び日本原子力研究開発機構が高速炉サイクルの実用化研究開発プロジェクトの中で策定した定量的な安全設計要求から信頼性目標を導出する。本手法をJSFRの原子炉冷却系を構成する構造物及び機器の信頼性目標の決定へ適用した。その結果、内的事象PSA解析モデルと組合せた本手法は構造物及び機器の偶発的な破損に関連する信頼性目標の決定に適用可能であること、並びに地震を起因とする事象に関する手法は地震により重要な構造物及び機器のいずれかが破損する頻度の目標値を導出可能であることを確認した。

論文

最近の高速炉の位置づけと国内外の開発動向

中井 良大

日本原子力学会誌, 50(5), p.318 - 323, 2008/05

21世紀社会においては、資源の安定供給だけでなく、環境負荷の低減の観点も重要視され、原子力政策においても高速増殖炉開発の重要性が再認識された。各国においても原子力の有用性が認識され、高速炉開発が積極的に行われるようになった。GIFやINPROなどの国際的なフォーラムによる国際協力が進められるとともに、国際標準化を目指す国際協力が行われるようになってきた。我が国においては、国内の研究開発体制を整備し、高速炉の実用化に向けてFaCTプロジェクトを開始した。

論文

INPRO(革新的原子炉及び燃料サイクル国際プロジェクト)の活動状況と今後の計画

尾本 彰*; 森脇 正直*; 杉本 純; 中井 良大

日本原子力学会誌, 49(2), p.89 - 111, 2007/02

INPROは、原子力エネルギーの利用が人類の持続的発展に貢献できることを確実なものにするために、期待される革新的原子炉及び燃料サイクルの開発と導入に向けて考え協力する国際フォーラムでIAEAが事務局となっている。最近の日本及び米国の参加によりメンバー数は現在28を数え、原子力発電をまだ持たない5か国をも含んだユーザーと技術保有国によるユニークなフォーラムとなっている。これまでのフェーズ1では、将来に向けて原子力システムが持つべき特性を明確にし、種々の原子力システムを評価する手法の開発が活動の中心であったが、2006年7月からフェーズ2に移行し、手法の改良,制度的な課題への取り組み,技術開発のコーディネイトの3つの分野を追求する活動計画となっている。

論文

マイナーアクチニド・リサイクル研究開発の歴史と現状

長沖 吉弘; 中井 良大

原子力eye, 53(1), p.58 - 61, 2007/01

マイナーアクチニド(MA)リサイクルは、従来、高レベル放射性廃棄物として扱ってきたMAを廃棄物から分離し、MOX燃料に加えて高速炉燃料として利用する技術の一つである。本解説では、MAリサイクルの意義,これまでの研究開発の歴史と現状及び技術開発のポイントについて示した。これ以降、MA含有燃料製造技術開発、「常陽」におけるMA含有燃料照射試験及びマイナーアクチニド含有燃料実用化に向けての今後の展開についてシリーズで解説する。

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