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論文

Development of LORL evaluation method and its application to a loop-type sodium-cooled fast reactor

今泉 悠也; 山田 文昭; 有川 晃弘*; 矢田 浩基; 深野 義隆

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00083_1 - 18-00083_11, 2018/08

ループ型高速炉において想定される液位確保機能喪失(LORL)に対しては、ナトリウム汲み上げあるいはサイフォンブレークといった液位確保対策が考えられるが、それらの対策の有効性を評価するために、液位計算プログラムを開発した。確率論的リスク評価(PRA)により発生確率が無視できないため、本研究では、一次主冷却系での2か所漏えいが発生するものとして評価を行った。従来の保守的な想定に替り、漏えいの原因となる現実的な配管破損規模の検討を行うとともに、代表的な事故シーケンス及び漏えい箇所を選定した上で、炉容器内の液位の変化を計算した。さらに、液位確保策への影響を明らかにするため、より大きな破損規模での計算も行った。その結果、液位確保対策を考慮すれば、一次主冷却系での2か所漏えいが発生した場合においても、一次冷却材の循環ループを維持することができることを明らかにした。

論文

Development of the severe accident evaluation method on second coolant leakages from the PHTS in a loop-type sodium-cooled fast reactor

山田 文昭; 今泉 悠也; 西村 正弘; 深野 義隆; 有川 晃弘*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

ループタイプ・ナトリウム冷却高速原型炉の設計基準事故(DBA)を超える除熱機能喪失の一つとして、2箇所の1次冷却材漏えいによる原子炉容器液位確保機能喪失(LORL)のシビアアクシデント(SA)評価手法を開発した。2ヶ所の1次冷却材漏えいは、DBAの出力運転中の1ヶ所の1次冷却材漏えいに伴う原子炉停止後の低温停止中に、別ループの1次冷却系配管において2ヶ所目の漏えいが発生し、過度に原子炉容器(RV)液位が低下し、LORLに至る可能性がある。本論文では、想定される漏えい部位の組合せから、厳しいRV液位となる代表事故シーケンスの選定、RVへの冷却材ナトリウムの汲み上げ、1次主冷却系のサイフォンブレークによるRV内冷却材ナトリウムの汲み出し停止の液位確保策、RV液位を過度計算するプログラム、液位計算プログラムを用いた代表事故シーケンスのRV液位挙動を示した。評価の結果、DBAを超える2ヶ所の1次冷却材漏えいに対して、2ヶ所目漏えいに対する液位確保策により崩壊熱除去運転に必要なRV液位が確保され、除熱機能喪失を防止できることを明らかにした。

論文

Safety margins after failure of fuel cladding during protected loss-of-heat-sink accidents in a sodium-cooled fast reactor

深野 義隆; 西村 正弘; 山田 文昭

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5687 - 5698, 2015/08

ナトリウム冷却高速炉の日本の原型炉における設計基準事故では、以下の炉心損傷の判断基準が用いられている。(a)燃料が溶融しないこと、(b)燃料被覆管が破損しないよう、被覆管最高温度が830$$^{circ}$$C未満であること、(c)冷却材が沸騰しないこと。一方、設計基準外事故やシビアアクシデント(SA)においては、被覆管破損は許容されるが、炉心の冷却が維持され、燃料が溶融しないことが要求される。崩壊熱除去機能喪失(PLOHS)事象はSAの最も支配的な重要事故シーケンスの一つであり、本研究では、PLOHS時に燃料被覆管の破損を仮定した場合の炉心の著しい損傷に対する安全余裕について検討した。最新知見のレビュー結果から、下記の3つが炉心の著しい損傷に至るメカニズムとして抽出された。(1)燃料ナトリウム反応生成物の形成に伴う燃料溶融、(2)隣接ピンからのジェット状のガス放出による除熱低下、(3)同ジェット状のガス放出による機械的負荷。これらのメカニズムをFUCAコードに組込み、解析評価した結果、少なくとも、冷却材温度が950$$^{circ}$$Cに至るまでは、炉心の著しい損傷に至らないことを明らかにした。すなわち、PLOHS時に被覆管が破損しても、炉心の著しい損傷に至るまで大きな安全余裕があることがわかった。

論文

Validation of core cooling capability analysis in Monju during guillotine pipe break at primary heat transport system

山田 文昭; 有川 晃弘*; 深野 義隆

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

ナトリウム冷却高速炉において低圧である冷却材配管のギロチン破断は物理的に生じないが、高速増殖原型炉もんじゅでは安全評価の一つとして、ギロチン破断を念のために仮想的に設定し、許認可のための評価を行ってきた。本論文では、もんじゅ1次主冷却系配管大口径破損時の炉心冷却能力評価において、評価結果に影響を及ぼす現象について、以下のこれまでの試験データの蓄積を踏まえ、解析評価の妥当性を検証した。(a)炉心流量低下に伴い生じる炉心ナトリウム沸騰に関する試験データ、(b)1次主冷却系循環ポンプトリップ後のフローコーストダウンのもんじゅデータ、(c)燃料被覆管の破損評価に用いるLMP回帰曲線の照射済み燃料被覆管急速加熱バースト試験データ、さらに、原子炉トリップ信号応答時間等のもんじゅ実機データも適用し、炉心冷却能力を最新評価した。その結果、燃料被覆管の破損率は従来評価を上回ることなく、あえて1次主冷却系配管にギロチン破断を仮定したとしても、炉心の大規模な損傷に至らないことを評価した。

論文

Development of natural circulation analytical model in Super-COPD code and evaluation of core cooling capability in Monju during a station blackout

山田 文昭; 深野 義隆; 西 裕士; 此村 守

Nuclear Technology, 188(3), p.292 - 321, 2014/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:25.95(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所事故を踏まえ、地震・津波により「もんじゅ」が全交流電源喪失(SBO)となった場合の冷却材ナトリウム自然循環による炉心冷却性について、「もんじゅ」ナトリウム自然循環予備試験結果等により解析の妥当性を確認したプラント動特性解析コードSuper-COPDを用いて解析評価した。その結果、冷却材の流路が確保されている限り、冷却材ナトリウムの自然循環によって炉心が冷却できることを明らかにした。

論文

Evaluation on coolability of the reactor core in Monju by natural circulation under earthquake and subsequent tsunami event

山田 文昭; 深野 義隆; 西 裕士; 此村 守

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03

東京電力福島第一原子力発電所事故を踏まえ、地震・津波により「もんじゅ」が全交流電源喪失(SBO)となった場合の冷却材ナトリウム自然循環による炉心冷却性について、「もんじゅ」ナトリウム自然循環予備試験結果等により解析の妥当性を確認したプラント動特性解析コード(Super-COPD)を用いて解析した。その結果、冷却材の流路が確保されている限り冷却材の自然循環によって炉心が冷却できることを明らかにした。

報告書

Super-COPDを用いた「もんじゅ」炉心安全解析モデルの構築

山田 文昭; 南 正樹*

JAEA-Data/Code 2010-023, 79 Pages, 2010/12

JAEA-Data-Code-2010-023.pdf:3.27MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖炉研究開発センター原子炉設置許可申請書(高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設)添付書類十安全評価の「運転時の異常な過渡変化の解析」及び「事故解析」のうち、炉心冷却能力の解析(21事象)に用いる計算コードに、モジュール型プラント動特性解析コードSuper-COPDの適用を目的として、Super-COPDを用いた「もんじゅ」炉心安全解析モデルを構築した。構築した炉心安全解析モデルは、モデルごとに従来計算コードの計算結果と比較したうえで、結合した解析モデルにより炉心冷却能力の解析への適用を行い、双方の結果から炉心冷却能力の解析への適用性を評価した。

論文

Numerical simulation of MONJU plant dynamics by Super-COPD using previous startup tests data

山田 文昭; 大平 博昭

Proceedings of 3rd Joint US-European Fluids Engineering Summer Meeting and 8th International Conference on Nanochannels, Microchannels, and Minichannels (ASME 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/08

本研究は、汎用プラント動特性解析コードSuper-COPDの原子炉容器上部プレナムと中間熱交換器1次側入口プレナムについて、「もんじゅ」の起動試験条件における、新しいフローネットワークモデルを提案した。新モデルを組込むプラント全体のフローネットワークモデルについて、プラントトリップシミュレーションから、妥当性を示した。また1次主冷却系と2次主冷却系のフローネットワークモデルについては、自然循環シミュレーションから、妥当性を示した。これらのシミュレーションを通して、Super-COPDコードの「もんじゅ」フローネットワークモデルは良い精度でプラント全体の動特性をシミュレートでき、「もんじゅ」の次期起動試験のプラント動特性解析に適用できると結論付けた。

報告書

地層処分を対象としたグラウト材料の開発

福岡 奈緒美; 新貝 文昭; 三浦 律彦*; 延藤 遵*; 山田 勉*; 内藤 守正

JAEA-Data/Code 2010-005, 353 Pages, 2010/07

JAEA-Data-Code-2010-005-01.pdf:8.91MB
JAEA-Data-Code-2010-005-02.pdf:46.47MB

高レベル放射性廃棄物を対象とした地層処分施設では、天然の岩盤(天然バリア)と工学的なバリア(人工バリア)によって構築される多重バリアシステムにより長期的な安全の確保がなされる。しかし、支保工やグラウトに用いられている普通ポルトランドセメントなどのセメント系材料は高アルカリ性であり、長期的には岩盤の変質を引き起こし、処分システムの長期性能に影響を及ぼす可能性が指摘されている。さらに、地層処分施設の操業にあたっては、地下深部の高水圧環境や緩衝材の定置作業性などを確保するために、湧水量が厳しく制限されることが想定されることから、従来のグラウトよりも改良目標値が高く設定され、微細な亀裂に対しても注入可能なグラウト材料が必要と考えられる。このため、平成19年度より、既存のグラウト材料と同等以上の施工性・止水性を有し、岩盤への影響を最小限に抑える低アルカリ性(pH$$leq$$11)のグラウト材料の開発に取り組んでいる。ここでは、グラウト材料の開発状況について室内試験結果及び検討内容を整理し、原位置への適用において最適と考えられる配合を提示する。

論文

Unplanned shutdown frequency prediction of FBR MONJU using fault tree analysis method

素都 益武; 山田 文昭*

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05

「もんじゅ」の冷却系統、安全保護系、プラント制御設備に対し、原子炉トリップを頂上事象としたフォールトツリー解析を実施した。その結果、機器故障に起因して原子炉トリップに至る発生頻度及び中間事象と機器故障の寄与割合を適切に評価し、トリップ低減策の効果を確認した。

報告書

FBRプラントエンジニアリングシステムの開発

南 正樹*; 坂田 英明; 吉川 信治; 山田 文昭

JNC-TN4410 2005-001, 123 Pages, 2005/03

JNC-TN4410-2005-001.pdf:6.81MB

将来の多様な高速炉プラントの概念設計を支援することを目的として、「もんじゅ」の設計手法をベースとした、FBRプラントエンジニアリングシステムの開発を進めている。これまでに本システムは、「もんじゅ」の予備設計から概念設計までの設計手法を対象に、炉心燃料及び主冷却系の基本的な設計仕様を評価することができる「FBRプラント概念検討システム」と、設計仕様の相互の関係が複雑かつ設計手順が必ずしも明らとなっていない設計に対して、マトリクス処理とグラフ理論を適用して設計支援する「先進的設計支援ツール」をパソコン上に開発した。本システム開発の主な成果は以下の通り。(1)「もんじゅ」の予備設計から概念設計段階で検討した基本的かつ主要な設計仕様の選定の経緯及び根拠を調査し、概念設計支援を行なうために必要な設計手法を集約した。(2)電気出力や主蒸気条件などの基本的な要件から、炉心燃料及び主冷却系の基本的な設計仕様の評価を行う、FBRプラント概念検討システムをパソコン上に開発した。(3)FBRプラント概念検討システムを用いて、「もんじゆ」の仕様値が模擬できることを確認した。また、「もんじゅ」以外のFBRプラントについて設計仕様値の試計算を行い、FBRプラント概念設計支援に適用できる見通しを得た。(4)マトリクス処理とグラフ理論を適用した先進的設計支援機能は、膨大な設計仕様の相互の関係を整理し、複雑な設計手順を効率良く把握する方法として有効であることを明らかにした。

論文

Realistic Safety Margin Analysis of Monju Based on Plant Performance Measurements

山田 文昭; 北村 謙治*

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 0 Pages, 2004/04

「もんじゅ」の出力40%性能試験までの試験結果に基づき実プラント挙動を最適に模擬できるよう整備を進めているプラント動特性解析コードSuper-COPDを用いて、当該炉の安全評価における代表的なプラント事故を解析し、実プラントの現実的な経過を把握するとともに、安全評価時に設けた安全余裕を再評価した。その結果、1次主循環ポンプ軸固着時の被覆管肉厚中心最高温度の実プラント安全余裕は約100$$^{circ}C$$拡張する。その主要因は、原子炉トリップ時の制御棒そう入反応度特性にあり、安全評価では炉停止に必要な最低限のそう入反応度を条件として安全余裕を設けたことが影響している。この事故解析条件の安全余裕をプラント性能の可能は向上余地として評価した結果、原子炉熱出力10%に相当することを明らかにした。

報告書

FBR実用炉に向けた検査技術の開発; 平成14年度研究報告

尾上 彰; 山田 文昭

JNC-TN4400 2003-001, 81 Pages, 2003/06

JNC-TN4400-2003-001.pdf:6.09MB

FBR実用炉においては、将来の軽水炉に匹敵するプラント稼働率を達成するため、定期検査期間を短縮することが不可欠である。そのためには、系統機器内に冷却材が存在したままの状態で検査する技術を確立・実証していることが必要である。この観点から実用化戦略調査研究の一環として、ナトリウム中目視検査技術及び高温用蒸気発生器伝熱管体積検査技術を検討した。その結果は以下の通りである。(1)ナトリウム中目視検査技術の開発。理想的な環境条件からの解像度の低下要因を検討するため、炉内と同じ条件を考慮して超音波センサの画像化性能を解析により評価した。その結果、センサ素子の信号雑音(S/N)比や対象物との角度は解像度への影響は小さいが、温度揺らぎは解像度へ与える影響が大きかった。また、改訂されたASME基準は高さ2.7mmの英語小文字が読み取れることを要求しているが、超音波の周波数を10MHzの場合でも読み取ることが出来なかった。そのため、英語小文字の画像化については、解像度の向上が必要であることが分かった。(2)高温用蒸気発生器伝熱管体積検査技術の開発欠陥検出性を確認するために、耐熱性を有する材料と構成部品を用いて、ボビン型ECTセンサとリモートフィールドECTセンサを試作した。その試作したセンサを用いて欠陥検出性試験を12Cr鋼と2$$cdot$$1/4Cr-1Mo鋼に対して行い、耐熱性試験を12Cr鋼に対して行った。常温$$sim$$200$$^{circ}$$Cにおいていずれの材質の欠陥に対してもS/N比=8以上になっており、十分な欠陥検出性を有していることを確認した。また、200$$^{circ}$$Cにおける100時間以上の連続耐熱性試験を実施した。その結果、センサには損傷が認められず、連続試験中S/N比=7.5以上になっており、十分な耐熱性を有していることを確認した。

論文

「もんじゅ」実測データに基づく安全裕度評価

西田 和弘; 山田 文昭

サイクル機構技報, (10), p.5 - 13, 2001/03

高速増殖原型炉「もんじゅ」の総合機能試験および性能試験の結果を用いて、制御棒急速引抜事故および1次系主冷却t ミ 軸固着事故を解析し、事故の正確な推移を把握するとともに、この事故が安全に終息することを確認した。

論文

HUMAN RELIABILITY AND THE CURRENT DILEMMA IN HUMAN-MACHINE INTERFACEDESIGN

Passala; 山田 文昭

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-10), , 

機械との間に生じたヒューマンエラーを分析・整理し、ヒューマンエラーを確率論的信頼性評価手法を用いたリスクモニタの導入により改善する方法を提案する。セイフティーモニタによって運転・保守上において意思決定時の危険意識の改善、および安全で経済的な報保言うが提示される。

口頭

「もんじゅ」事故・トラブル事例集

山田 文昭; 田畑 広明; 宮川 明; 岡田 衛; 岡部 綾夫; 三澤 直人*

no journal, , 

「もんじゅ」の研究開発を進めるにあたり、従業員の安全意識の高揚,地元や関係する方々との対話に活かすことを目的として、建設段階における各試験及び本格運転において、起こるかもしれない事故・トラブル等の事例とその対応方法を整理し、事例集を作成した。

口頭

プルトニウム同位体組成変動を踏まえた「もんじゅ」過渡時燃料温度評価,2; 実効遅発中性子割合に関する影響評価

山田 文昭; 森 健郎; 宮川 明; 此村 守

no journal, , 

「もんじゅ」炉心燃料のプルトニウム同位体組成変動等を踏まえた実効遅発中性子割合の変動について、これがプラントの過渡変化時における燃料等の最高温度に及ぼす影響を評価した。

口頭

Analysis of natural convection in the primary circuit of Monju with Super-COPD

Capelle, S.*; 荒木 浩介*; 山田 文昭; 宮川 明

no journal, , 

「もんじゅ」出力40%までの実データにより検証されたプラント動特性解析コードSuper-COPDを用いて、1次主冷却系自然循環予備試験の試験解析から、Super-COPDコードの自然循環流量時の解析モデルを検証した。

口頭

プルトニウム同位体組成変動を踏まえた「もんじゅ」過渡時燃料温度評価,1; 反応度係数に関する影響評価

森 健郎; 山田 文昭; 宮川 明; 此村 守

no journal, , 

「もんじゅ」炉心燃料のプルトニウム同位体組成変動等を考慮した反応度係数を用いて、これがプラントの過渡変化時における燃料温度変化に及ぼす影響を評価した。

口頭

「もんじゅ」プラント動特性解析コードの開発,1; 開発計画

山田 文昭; 木村 浩一; 城 隆久; 森 健郎; 森薗 孝次; 玉山 清志; 宮川 明

no journal, , 

「もんじゅ」プラント全系の過渡応答を解析するSuper-COPDコードと水・蒸気系の過渡応答を解析するFanpsyコードについて、試運転再開後に予定される性能試験に基づき、開発したコードの検証計画を明らかにした。

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