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西野 裕之; 栗坂 健一; 鳴戸 健一*; 権代 陽嗣; 山本 雅也
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00409_1 - 23-00409_15, 2024/04
シビアアクシデントに対する安全対策の有効性評価は日本の高速実験炉「常陽」の再稼働にも必要となる。それらの安全対策には深層防護レベル4の中の対策も含まれる。既往研究では、出力運転時のレベル1PRAを実施し、深層防護レベル1から3までの安全対策の失敗の事故シーケンスの発生頻度を計算、支配的な事故シーケンスグループの同定、支配的な事故シーケンスの同定を実施した。このような成果に基づき、本研究では深層防護レベル4の対策によって発生頻度の減少を示す出力運転時のレベル1PRAを実施した。結果、各事故シーケンスグループの発生頻度は減少し、発生頻度は約1E-6/炉年となった。既往研究で算出した発生頻度と比べて本研究で算出した発生頻度は1/1000倍になった。崩壊熱除去喪失が全ての事故カテゴリの中で最も支配的であった。
西野 裕之; 栗坂 健一; 鳴戸 健一*; 権代 陽嗣; 山本 雅也
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
シビアアクシデントに対する対策の有効性評価は常陽の再稼働のために必要である。これらの対策は深層防護レベル4の対策を意味する。既往研究では出力運転時のPRAにて深層防護レベル3までの対策の失敗を想定した事故シーケンスの発生頻度の計算、支配的な事故シーケンスグループの同定、重要事故シーケンス選定に必要な支配的な事故シーケンスの同定を行った。この既往研究に基づき、本研究では深層防護レベル4までを考慮し、事故シーケンスがどの程度低減するかを評価した。本研究で構築したイベントツリーを定量化した結果、事故シーケンスグループの発生頻度の合計値は1
10
/炉年になった。これは深層防護レベル3までの対策を想定した既往研究の結果よりも1/1000倍の発生頻度となった。崩壊熱除去機能喪失がすべての事故シーケンスグループの中で最も支配的であった。
西野 裕之; 栗坂 健一; 鳴戸 健一*; 権代 陽嗣; 山本 雅也; 山野 秀将
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2020 (ASRAM 2020) (Internet), 12 Pages, 2020/11
本研究の目的は、深層防護レベル1-3までの安全対策だけを想定した上で炉心損傷を導く事故シーケンスの発生頻度を評価することである。この目的のために、高速炉の安全対策を深層防護レベル1-3、及びレベル4に分けた。この深層防護レベル1-3は、(1)主炉停止系、(2)主冷却系と補助系の2重バウンダリによる原子炉容器内の液位保持、(3)強制循環による崩壊熱除去に関するものである。本研究は事故シーケンスを典型的なSFR特有のグループと全交流動力電源喪失(SBO)に分けた。SFR特有のグループとは、炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失,過出力時原子炉停止機能喪失,除熱源喪失時原子炉停止機能喪失,原子炉液位喪失,崩壊熱除去機能喪失(PLOHS)である。これらの事故シーケンスグループの発生頻度を定量化した。結果、PLOHSの発生頻度は1.0E-4のオーダーであった。SBOを除いた状態におけるPLOHSは、全事故シーケンスグループの発生頻度の80%以上の割合を占め、最も支配的な寄与を示していた。支配的な事故シーケンスは、外部電源喪失の起因事象発生後に主冷却系のポンプが共通原因故障で機能喪失し、補助冷却系の起動にも失敗する事故シーケンスであった。SBO時に発生するPLOHSは2番目に支配的な事故シーケンスグループであり、全事故シーケンスグループの発生頻度の15%以上の割合を占めていた。その他の事故シーケンスグループの発生頻度の寄与率はそれぞれ約1%であった。
川原 啓孝; 山本 雅也; 富田 悦夫; 高松 操
JAEA-Technology 2012-030, 50 Pages, 2012/09
JAEA-Technology-2012-030.pdf:6.16MB
JAEA-Technology-2012-030-appendix(CD-ROM).zip:21.06MB
「常陽」では、炉内観察結果より、計測線付実験装置(MARICO-2)試料部集合体のハンドリングヘッドとラッパ管継ぎ手を接続する固定ピン6本が脱落していることが確認された。よって、炉内で脱落した固定ピンの原子炉の安全性に対する影響を評価するため、炉内でのルースパーツの挙動を評価した。
古川 智弘; 加藤 章一; 前田 茂貴; 山本 雅也; 関根 隆; 伊藤 主税
JAEA-Research 2011-039, 20 Pages, 2012/02
JAEA-Research-2011-039.pdf:3.4MB
高速実験炉「常陽」では、炉心平均燃焼度のさらなる向上を目指して、ドライバー燃料領域の周囲に、ジルコニウム(Zr)合金製反射体を適用することが計画されている。本研究では、「常陽」の冷却材であるナトリウム(Na)中におけるZr合金の耐食性の評価を目的として、高温Na中における腐食特性及び機械的強度に及ぼすNa環境の影響を調べた。Na中浸漬試験は、2種類のZr合金を対象に、500
C及び650Cの停留及び流動Na中にて実施し、腐食評価の指標となる重量変化量の測定及び金属組織観察を行った。また、同浸漬材料について、大気中でNa浸漬温度と同一温度条件下で引張試験を実施し、浸漬後の強度特性を調べた。
前田 茂貴; 山本 雅也; 曽我 知則; 関根 隆; 青山 卓史
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.693 - 700, 2011/04
高速実験炉「常陽」では、運転用燃料に比べて核物質量の少ない照射試験用集合体を多く装荷しつつ、運転用燃料の利用効率を向上できるようにするため、炉心燃料の高燃焼度に関する炉心改造を計画している。改善方策として、(1)径方向反射体要素の材質をステンレス鋼からジルコニウム合金に変更することで、中性子反射効率を高め、(2)性能試験及びその後の運用実績に基づき、制御棒価値の設計余裕を合理化することにより制御棒の本数を削減し、炉心の平均燃焼度を増加できることを核計算により確認した。これらの方策により、運転用燃料の利用効率改善と「常陽」の照射能力を向上させることができる。
堂野前 貴子; 勝山 幸三; 舘 義昭; 前田 宏治; 山本 雅也; 曽我 知則
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.580 - 584, 2011/04
長寿命制御棒開発における課題のひとつとして吸収材-被覆管機械的相互作用(ACMI)がある。高速実験炉「常陽」での制御棒寿命は、吸収材料である炭化ホウ素ペレット(B
C)のスエリングとリロケーションによって引き起こされるACMIによって制限されている。そこで、このACMI抑制のためにBCペレットと被覆管の間のギャップにシュラウド管を挿入した。さらに、ペレット温度を下げるために、ナトリウムをボンド材として採用した。これらの改良の結果、「常陽」制御棒寿命はこれまでの2倍と評価された。本論文では、これらに関する照射後試験結果を報告する。
松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.
JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03
JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB
日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。
仲井 悟; 青山 卓史; 伊藤 主税; 山本 雅也; 飯島 稔; 長沖 吉弘; 小林 淳子; 小野田 雄一; 大釜 和也; 上羽 智之; et al.
高速実験炉「常陽」臨界30周年記念報告会及び技術講演会, 154 Pages, 2008/06
「常陽」臨界30周年を機に、平成19年6月6日、約600人の参加を得て技術講演会, 記念報告会, 施設見学会等を開催した。技術講演会では、日仏米3か国の原子力開発の現状と今後の高速増殖炉開発における「常陽」への期待が表明された。また、記念報告会では、来賓からご祝辞をいただくとともに、ランドマーク賞授与式、神津カンナ氏の講演、地域との共生への取り組みに関する地元大洗町及び原子力機構の報告などがなされた。
井尻 裕二*; 服部 弘通*; 鈴木 俊一*; 大石 雅也*; 窪田 茂*; 安達 哲也*; 山本 卓也*
JNC TJ8400 2001-010, 143 Pages, 2001/03
JNC-TJ8400-2001-010.pdf:17.19MB
高レベル放射性廃棄物地層処分の性能評価においては、地質環境の不確実性の影響を評価することが非常に重要な課題となっている。地質環境の不確実性には、調査試験により得られたデータに伴う不確実性と安全評価に用いる水理地質構造モデルに伴う不確実性がある。本研究では、今後サイト特性調査が進められる幌延の深地層研究所をモデルケースとしてデータ不確実性およびモデル不確実性を低減するためのサイト特性調査の合理化手法を開発するとともに、既に地上からの調査が進められている東濃の超深地層研究所をモデルケースとしてモデル不確実性を低減するためのモデル化手法を確立することを目的とする。幌延の深地層研究所を対象として実施するサイト特性調査の合理化手法の開発においては、調査の各段階における情報に基づいて概念モデルを構築し、概念モデルおよびデータの不確実性を考慮した感度解析を実施して、性能評価結果に対する感度が大きい項目(概念モデルおよびパラメータ)を同定する。この結果に基づいて、概念モデルの不確実性の感度が大きい場合には概念モデルを特定する調査を行い、データの不確実性の感度が大きい場合にはそのパラメータを優先的に取得する調査試験を実施する。このように、性能評価結果に対する感度が大きい項目を優先的に次の調査試験に反映させる調査試験計画の合理化手法を開発する。今年度は基礎研究として、サイト特性調査の合理化の概念を示すとともに、深地層研究施設周辺地域の地形地質情報に基づいて予備的概念モデルを構築し、次年度以降に実施する感度解析に供するパラメータの不確実性について検討を行った。東濃の超深地層研究所を対象として実施するモデル化手法の確立においては、モデルの不確実性に関する検討事例を調査するとともに、東濃で取得されたデータをモデル化の観点から検討した。
井尻 裕二*; 服部 弘通*; 鈴木 俊一*; 大石 雅也*; 窪田 茂*; 安達 哲也*; 山本 卓也*; 五十嵐 孝文*; 杉原 豊*
JNC TJ8400 2001-009, 41 Pages, 2001/03
JNC-TJ8400-2001-009.pdf:6.69MB
高レベル放射性廃棄物地層処分の性能評価においては、地質環境の不確実性の影響を評価することが非常に重要な課題となっている。地質環境の不確実性には、調査試験により得られたデータに伴う不確実性と安全評価に用いる水理地質構造モデルに伴う不確実性がある。本研究では、今後サイト特性調査が進められる幌延の深地層研究所をモデルケースとしてデータ不確実性およびモデル不確実性を低減するためのサイト特性調査の合理化手法を開発するとともに、既に地上からの調査が進められている東濃の超深地層研究所をモデルケースとしてモデル不確実性を低減するためのモデル化手法を確立することを目的とする。幌延の深地層研究所を対象として実施するサイト特性調査の合理化手法の開発においては、調査の各段階における情報に基づいて概念モデルを構築し、概念モデルおよびデータの不確実性を考慮した感度解析を実施して、性能評価結果に対する感度が大きい項目(概念モデルおよびパラメータ)を同定する。この結果に基づいて、概念モデルの不確実性の感度が大きい場合には概念モデルを特定する調査を行い、データの不確実性の感度が大きい場合にはそのパラメータを優先的に取得する調査試験を実施する。このように、性能評価結果に対する感度が大きい項目を優先的に次の調査試験に反映させる調査試験計画の合理化手法を開発する。今年度は基礎研究として、サイト特性調査の合理化の概念を示すとともに、深地層研究施設周辺地域の地形地質情報に基づいて予備的概念モデルを構築し、次年度以降に実施する感度解析に供するパラメータの不確実性について検討を行った。東濃の超深地層研究所を対象として実施するモデル化手法の確立においては、モデルの不確実性に関する検討事例を調査するとともに、東濃で取得されたデータをモデル化の観点から検討した。
姉崎 進*; 杉原 豊*; 五十嵐 孝文*; 山本 卓也*; 安達 哲也*; 鈴木 俊一*; 大石 雅也*
JNC TJ1410 2000-001, 123 Pages, 2000/03
JNC-TJ1410-2000-001.pdf:10.04MB
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川原 啓孝; 高松 操; 山本 雅也; 富田 悦夫
no journal, ,
「常陽」では、炉容器内の観察結果より、MARICO-2試料部のハンドリングヘッドとラッパ管継ぎ手を接続する固定ピン6本がルースパーツとなったことを確認した。ルースパーツである当該固定ピンは、その寸法・形状より、炉心構成要素内に落下した場合にあっても、炉心の安全性に影響を与えない位置に留まる。したがって、固定ピンが炉容器内で浮き上がり、炉容器外へ流出する可能性を確認するため、固定ピンの炉容器内の挙動を評価した。固定ピンを浮き上がらせるのに必要な冷却材上昇速度を理論式により算出し、水流動試験により、その評価値の妥当性を確認した。また、炉容器内の冷却材の流況は、解析コードAQUAの3次元モデルで解析し評価した。その結果、固定ピンを浮き上がらせるのに必要な冷却材上昇速度約1.0m/sに対し、解析で得られた炉内ラック近傍から炉容器出口配管までの流速は十分小さいことが確認できた。以上から、固定ピンが炉容器内の冷却材流動により浮き上がり、炉容器外へ流出し、冷却系機器に影響を与えることはなく、原子炉の安全性に問題がないことを確認した。
川原 啓孝; 井関 淳; 山崎 学; 山本 雅也; 高松 操; 石川 宏樹; 栗坂 健一; 青山 卓史
no journal, ,
高速増殖炉のPSA手法標準化のための技術基盤整備に資するため、高速実験炉「常陽」を対象としたレベル1PSAを行い、出力運転時における内的事象に起因して炉心損傷に至る事故シーケンスを同定し、炉心損傷頻度を定量化した。本研究の結果、「常陽」における炉心損傷頻度は5.010/炉年であり、IAEA INSAG-12に記載されている炉心損傷頻度の目標値である10
/炉年(既設炉に対して)及び10
/炉年(新設炉に対して)を下回ることを確認した。得られた炉心損傷に至る事故シーケンス及びその発生頻度の定量結果等は、高速炉のPSA実践例として貴重な技術基盤となるものと期待される。
伊藤 和寛; 山本 雅也; 前田 宏治; 赤坂 尚昭; 原田 晃男; 小無 健司*
no journal, ,
「水素化物中性子吸収材を用いた革新的高速炉炉心に関する研究開発」の一環として、高速実験炉「常陽」を用いた水素化物中性子吸収材及び水素透過防止用コーティングを施した被覆管材料の照射試験を実施した。本報告では、照射試験計画の概要とこれまでに得られた結果を速報する。
板垣 亘; 伊藤 主税; 前田 茂貴; 山本 雅也
no journal, ,
精度の高い照射試験を行うためには、中性子照射量や照射温度を正確に評価する必要がある。「常陽」では、炉心管理コードシステムHESTIAによりサイクル運転ごとに求めた中性子分布を用いて、輸送計算コードやモンテカルロコードで、炉心周辺部や照射リグ内の中性子束分布を求める。この計算値に対して、多重放射化箔法等の実測データで補正することにより計算誤差を低減する。この手法により「常陽」で実施してきた約90体の照射試験に対して、高い精度で中性子照射量を評価できることを実証している。照射温度については、輸送計算により求めた炉内の
線分布から試料の発熱密度を計算し、冷却材流量から集合体内の冷却材温度分布を求める。冷却材温度を境界条件として、汎用非線形解析コードFINASによりキャプセルの内部構造及び試料配置をモデル化して試料内部の温度分布を計算している。計算による試料温度の精度と信頼性を確認するため、熱膨張差型温度モニタ(TED)を照射リグに装填し、オフラインでの温度測定値を計算値にフィードバックしている。TEDの測定範囲は400-750C、測定精度は
25Cであり、これまで「常陽」において約50体の照射試験の使用実績を有する。
常陽)及びホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)作業の計画と実施松井 義典; 鍋谷 栄昭; 楠 剛; 高橋 広幸; 相沢 雅夫; 仲田 祐仁; 沼田 正美; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 伊藤 和寛; et al.
no journal, ,
「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」の研究の中で、研究炉「JRR-3」及び高速実験炉「常陽」の両炉を用いて、各原子炉の特徴を活かした単独照射材及び相互の組合せ照射材を得るため、東海,大洗のホット試験施設を含めた計画及びH18年度の実施分について報告する。
板垣 亘; 北村 了一; 山本 雅也; 阿部 和幸
no journal, ,
「常陽」では、照射試験コストの低減,照射開始までの期間短縮等、照射試験の効率化を図ることを目的として、照射リグを再利用して複数回の照射試験で照射するシャトル照射技術の開発を進めてきた。シャトル照射の実施にあたっては、分解・再組立が可能な照射リグの構造設計,遠隔操作・汚染管理を考慮した照射リグ移送ルートの整備,許認可及び品質管理・品質保証の手法の確立が必要となる。「常陽」及びFMFでは、燃料・材料の照射試験を通じて、これらの技術開発を段階的に実施し、照射リグSMIR-27を用いた材料照射試験において、シャトル照射技術を完成させた。SMIR-27照射試験では、照射リグを再利用したことにより、従来の照射試験と比較して、製作コストは約1/3,照射試験の準備期間は約1/2,放射性廃棄物発生量は1/4以下となり、照射試験の効率を大幅に改善することができた。今後、本技術を活用していくことにより、高速炉の燃料・材料開発のみならず、「常陽」の外部利用の拡大にも貢献できる。
山本 雅也; 関根 隆; 吉田 昌宏
no journal, ,
高速実験炉「常陽」において、設計基準を超える事故について事象進展評価を行い、事故シーケンスグループとして、原子炉停止機能喪失事象、原子炉容器液位保持機能喪失事象及び崩壊熱除去機能喪失事象を同定した。また、これらの事故シーケンスグループを代表する事故について安全評価を行い、科学的・技術的に想定すべき範囲の設計基準を超える事故は多量の放射性物質の放出に至らない見通しを得た。
山本 雅也; 川原 啓孝; 礒崎 和則; 青山 卓史; 佐藤 一憲; 大島 宏之
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、高速炉のPSA実践例を蓄積するとともに、保安活動の一環としてPSAを実施している。本報では、「常陽」の代表的な事故の周辺環境へのリスクを定量化するためのレベル2以降のPSAの実施計画について報告する。「常陽」におけるレベル2以降のPSAは、保安活動に資するデータを合理的かつ効率的に得るため、発生頻度のスクリーニング基準を10
/炉年として評価対象事象を選定した。評価対象事象(炉心損傷に至る可能性のある事象)の頻度の合計は4.610/炉年であり、レベル1PSAで求めた「常陽」の炉心損傷に至る可能性のある事象の大部分を占めている。また、評価対象事象の事故カテゴリーはULOF, UTOP, PLOHSであり、各事故カテゴリーについてイベントツリーを作成し、プラント動特性解析コード(Mimir-N2),起因過程解析コード(SAS4A),熱流動解析コード(AQUA)等により解析する計画とした。
