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論文

SAS4A analysis study on the initiating phase of ATWS events for generation-IV loop-type SFR

久保田 龍三朗; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。

論文

Design study on measures to prevent loss of decay heat removal in a next generation sodium-cooled fast reactor

近澤 佳隆; 久保 重信; 島川 佳郎*; 金子 文彰*; 庄司 崇*; 中田 崇平*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

次世代ナトリウム冷却高速炉において第4世代原子炉に求められる安全要求を満たす除熱系喪失対策の検討を行った。設計基準の完全自然循環の崩壊熱除去系3系統に加え、独立した代替冷却設備の具体化を行った。

論文

Secondary sodium fire measures in JSFR

近澤 佳隆; 加藤 篤史*; 山本 智彦; 久保 重信; 大野 修司; 岩崎 幹典*; 原 裕之*; 島川 佳郎*; 坂場 弘*

Nuclear Technology, 196(1), p.61 - 73, 2016/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JSFR(Japan Sodium-cooled Reactor)は高い信頼性確保を目指し、設計の初期の段階から完全2重管を採用しナトリウム漏えいに対策している。ここでは、2次ナトリウム火災対策設備候補としてナトリウムドレン、窒素ガス注入、圧力放出弁、キャッチパン、漏えいナトリウム移送設備を比較評価した。また、仮想的に2次主冷却系において2重バウンダリから漏えいがあり、ナトリウムが原子炉建屋の鋼板コンクリート上に漏えいして燃焼した場合を仮定して対策設備の効果を解析により評価した。

論文

Severe external hazard on hypothetical JSFR in 2010

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 早船 浩樹; 島川 佳郎*; 神島 吉郎*

Nuclear Technology, 192(2), p.111 - 124, 2015/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

JSFRに対する厳しい外的事象評価を行った。耐震設計としては安全上重要な機器が直近の強い地震に対して機能が維持できることを確認した。また、津波に対しては可能的な全交流電源喪失を評価した。

論文

Performance evaluation on secondary sodium fire measures in JSFR

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 山本 智彦; 久保 重信; 岩崎 幹典*; 原 裕之*; 島川 佳郎*; 坂場 弘*

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.523 - 530, 2014/04

JSFRは2次系のナトリウムバウンダリを2重化しており信頼性を強化している。本検討では厳しい想定を行い、2重バウンダリ破損があった場合の対策設備の性能を評価した。

論文

Design approach for decay heat removal systems based on the safety design criteria for Gen-IV sodium-cooled fast reactor

加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 早船 浩樹; 横井 忍*; 中田 崇平*; 谷 明洋*; 島川 佳郎*

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.616 - 623, 2014/04

設計拡張状態として除熱系喪失事象を対象に、JSFRの崩壊熱除熱設備の強化設計について報告する。設計要求は、第4世代ナトリウム冷却炉の安全設計クライテリアを参照した。構築した概念に対する有効性評価, 信頼性評価についても報告する。

論文

Evaluation of severe external events on JSFR

早船 浩樹; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 大久保 努; 佐川 寛*; 島川 佳郎*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/03

JSFRに対する津波と地震評価の解析をした。耐震設計に関しては、近年の強地震における安全機器の機能は確認された。津波に関しては、最終ヒートシンクが海水である冷却水系を含む原子炉建屋の一部が浸水する可能性がある。しかし、JSFR設計では安全基準の機器は冷却水系(CCWS)から独立している。JSFRは自然対流DHRSのおかげで電力供給の迅速な復帰を必要としないので、JSFRの緊急電力供給は空気冷却のガスタービン系を採用する。長期に渡る全電源停止の場合でも、DHRSは緊急バッテリー又は手動で作動することができ、自然対流によって運転の継続が可能である。

論文

Safety design approach for JSFR toward the realization of GEN IV sodium cooled fast reactor

久保 重信; 山野 秀将; 近澤 佳隆; 島川 佳郎*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/03

JSFRの安全設計アプローチを説明する。第4世代炉の安全目標を達成するため設計方策は福島第一原子力発電所事故を踏まえた外部事象を含む設計拡張状態に対する設計方策の強化が必要となる。既存のJSFRの安全設計アプローチは第4世代国際フォーラム(GIF)の枠組みのもと第4世代SFR開発の安全設計クライテリアを順守する。設計拡張状態及び関連する設計方策は、SFRの安全機能を考慮して同定,選定した。地震,津波,外部ミサイル,炉停止失敗事象と除熱失敗事象のような厳しい外部事象に対する設計アプローチを示す。実質的排除できる状況が可能な設計方策とともに提案された。

論文

Numerical simulation of melt-down behavior in SFR severe accidents by the MUTRAN code

久保田 龍三郎*; 山田 由美*; 小山 和也*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 久保 重信; 鈴木 徹; 飛田 吉春

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

本論文はJSFRにおける除熱源喪失事象(PLOHS)の数値シミュレーションで解明したメルトダウン事象進展を説明する。損傷炉心での複雑な炉心物質運動及びそれに関連した熱伝達挙動を模擬するため、多成分,多速度場のコンピュータコードであるMUTRANを適用した。MUTRANの解析は健全形状から損傷挙動を取り扱った。また、2種の初期状態として、炉心に冷却材のない漏えい型及び冷却材が燃料炉心上部までを覆う沸騰型を取り扱った。解析は代表的な事象進展を明らかにした。

論文

Evaluation of Earthquake and Tsunami on JSFR

近澤 佳隆; 江沼 康弘; 木曽原 直之; 山野 秀将; 久保 重信; 早船 浩樹; 佐川 寛*; 岡村 茂樹*; 島川 佳郎*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.677 - 686, 2012/06

JSFRに対して地震及び津波の評価を実施した。地震については各機器の耐震性を地震解析により確認した。津波については補機冷却系の機能喪失等が想定されるが、JSFRは自然循環崩壊熱除去、空冷ガスタービンを採用しており安全系設備や非常用電源設備が補機冷却系に依存していないため津波による直接の影響がない可能性はある。ただし、万が一長期間の全交流電源喪失に至った場合でも自然循環崩壊熱除去及び空気冷却機器の運転員手動操作により崩壊熱除去が可能であることを過渡解析により確認した。

論文

Safety design requirements for safety systems and components of JSFR

久保 重信*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 小竹 庄司

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00

安全設計を具体化するため、上位レベルの安全原則から、各安全系のシステム,構造,機器(SSC)に対して設計要求を展開した。本報では、JSFRの安全系のSSCに対する設計要求を示す。

論文

Safety design and evaluation in a large-scale Japan sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 久保 重信; 島川 佳郎*; 藤田 薫; 鈴木 徹; 栗坂 健一

Science and Technology of Nuclear Installations, 2012, p.614973_1 - 614973_14, 2012/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:55.75(Nuclear Science & Technology)

本論文では、原子力機構における深層防護と一致したJSFRの安全要求が述べられる。代表的DBEとして主ポンプ軸固着事故及び長期外部電源喪失事故安全解析により、JSFRに取り込まれた安全設計の妥当性が確認された。また、ATWSに対しても受動的炉停止系と影響緩和対策の有効性が示された。

論文

Conceptual design study for the demonstration reactor of JSFR, 3; Safety design and evaluation

谷 明洋*; 島川 佳郎*; 久保 重信*; 藤村 研; 山野 秀将

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/05

This paper describes the result of conceptual safety design and evaluation for the demonstration plant of Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) to obtain necessary information to decide the plant specification for further study. Major specifications except for output power and safety design concept are similar to those of the commercial JSFR. A set of safety evaluation for typical design basis events (DBEs) is mainly focused here, which was conducted for the 750 MWe design. Safety analyses for DBEs evaluation were performed on the basis of conservative assumptions using a one-dimensional flow network code with point kinetics. For representative DBEs, transient over power type events and loss of flow type events were analyzed. The long-term loss-of-offsite power event was also calculated to evaluate the natural circulation decay heat removal system. All analytical results met tentative safety criteria, thus it was confirmed the safety design concept of JSFR is feasible against DBEs.

論文

Conceptual design for a large-scale Japan sodium-cooled fast reactor, 2; Safety design and evaluation in JSFR

山野 秀将; 久保 重信*; 島川 佳郎*; 藤田 薫; 鈴木 徹; 栗坂 健一

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.728 - 740, 2011/05

This paper describes safety requirements for Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR). Its specific design features are passive reactor shutdown system and re-criticality free concept against anticipated transient without scram (ATWS) accidents in design extension conditions (DECs). A fully passive decay heat removal system with natural circulation is also introduced for design-basis events (DBEs) and DECs. In this paper, the safety design accommodation in JSFR was validated by safety analyses for representative DBEs: primary pump seizure and long-term loss-of-offsite power accidents. The safety analysis also showed the effectiveness of the passive shutdown system against a typical ATWS accident. Severe accident analysis codes, validated by safety experiments, and phenomenological consideration led to the in-vessel retention without energetic recriticality. Moreover, a probabilistic safety assessment indicated to satisfy the risk target.

論文

Safety design requirements for safety systems and components of JSFR

久保 重信*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 小竹 庄司

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.547 - 555, 2011/04

JSFRの安全設計要件は、FaCTプロジェクトの開発目標及びJSFRの設計特長を考慮してまとめられた。この安全設計基準を次世代の世界標準とすべく、もんじゅ,CRBRP・PRISM・SPX・軽水炉の関連安全原則及び要件,IAEA基準,GIFの目標,INPROの基本原則なども考慮した。安全性及び信頼性の開発目標はFaCTのものをもとに設定されている。具体的には、将来の軽水炉及び関連の燃料サイクル施設と同等の安全性と信頼性が確保してある。これらの目標を達成するため、安全設計原則として深層防護思想が用いられている。安全設計要件の大まかな特長は次のとおりである。(1)信頼性の向上,(2)検査性・保全性の向上,(3)受動安全特長の導入,(4)運転員による作業の必要性の軽減,(5)設計基準外事象を考慮した設計,(6)崩壊炉心物質の容器内保持,(7)ナトリウム化学反応の防止及び緩和,(8)外部事象に対する設計。現在のシステムや機器の個別要件は、JSFRの基本設計概念を考慮してまとめられた。JSFRは炉心に混合酸化物燃料を使用し、ループ型で大出力の次世代発電所である。

論文

Application of integrated safety assessment methodology (ISAM) to Japanese sodium-cooled fast reactor (JSFR)

栗坂 健一; 島川 佳郎*

Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.1220 - 1227, 2010/06

原子力機構が参画しているGeneration IV国際フォーラム(GIF)のリスク及び安全性作業グループ(RSWG)において、新たに総合安全性評価手法(ISAM)が開発された。ISAMは5個の異なる解析手法から構成される。それらは、定性的安全特性レビュー(QSR),現象同定及び重要度ランク表(PIRT),目的と達成手段の樹形図(OPT),決定論及び現象論的解析(DPA),確率論的安全評価(PSA)である。これらのうち、PIRT, OPT, DPA及びPSAについて、JSFRへの予備的な適用を実施した。JSFRは革新的な安全特性として自己作動型炉停止機構(SASS)及び自然循環崩壊熱除去能力を備えており、通常手段での炉停止失敗を伴う流量喪失時におけるSASSによる炉停止の検討に予備的なPIRTを適用した。また、JSFRの安全設計が深層防護に基づく適切な方法で行われていることを確認するために、OPTを構築した。OPTに示された一部の達成手段は崩壊熱除去の安全設計要件を特徴づけるものであり、DPAによって要件の充足性は確認された。また、それらの設計要件及び充足性確認結果をもとに崩壊熱除去にかかわるPSAの解析モデルを構築し、PSAを実施した。PSAはJSFRの定量的な安全レベルの把握及び安全設計の改善に役立った。

論文

Technological feasibility of two-loop cooling system in JSFR

山野 秀将; 久保 重信*; 栗坂 健一; 島川 佳郎*; 佐郷 ひろみ*

Nuclear Technology, 170(1), p.159 - 169, 2010/04

 被引用回数:14 パーセンタイル:21.32(Nuclear Science & Technology)

先進大型ナトリウム冷却高速炉(JSFRと呼ばれる)では革新的な2ループ冷却系を採用している。この冷却系設計では、大きな技術的課題として1ループあたりの冷却材流量の増加による流動・構造健全性,1ループ配管の破断・破損に対する安全設計、及び崩壊熱除去系の信頼性の確保が挙がっている。本論文では、流力振動による配管の構造健全性は1/3縮尺ホットレグ配管試験で調べられた。試験データで検証された流力振動評価手法によって、JSFR設計におけるホットレグ配管の構造健全性が確認された。また、実験的研究によって、ガス巻き込み及び液中渦を含む流動課題については幾つかの設計方策で防ぐことができた。安全性については、この研究では安全評価を実施し、適切な安全設計を適用することによって1ループ配管の破断・破損に対して2ループシステムが妥当であることを確認した。崩壊熱除去系については、適切な安全設計を導入することによって、2ループシステムに適合した自然循環崩壊熱除去系が設計されている。この論文では、崩壊熱除去系の成立性が確率論的安全評価及び安全評価によって示された。

論文

Development of passive shutdown system for SFR

中西 繁之*; 細谷 拓三郎; 久保 重信*; 小竹 庄司; 高松 操; 青山 卓史; 碇本 岩男*; 加藤 潤悟*; 島川 佳郎*; 原田 清*

Nuclear Technology, 170(1), p.181 - 188, 2010/04

 被引用回数:12 パーセンタイル:26.04(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速増殖炉のための自己作動型炉停止系(SASS)は、異常な過渡変化時のスクラム失敗事象(ATWS)時に冷却材温度の上昇を感知して制御棒を切り離し、重力落下により炉内に挿入する受動的安全機能である。SASSの基本特性を調査するため、既にさまざまな炉外試験を実施し、「常陽」を用いた炉内雰囲気での制御棒の切離し・再結合動作を行う保持安定性実証試験を実施した。また、SASS構成材料への照射影響を確認するため、要素照射試験を実施中である。さらに、JSFRのリファレンス炉心に対するSASSの有効性を確認するため、ATWS事象の安全解析を実施した。その結果、JSFRに信頼性のある受動的炉停止機構を採用できることを確認した。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan, 2; Technological feasibility of two-loop cooling system in JSFR

山野 秀将; 久保 重信; 栗坂 健一; 島川 佳郎*; 佐郷 ひろみ*

Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.469 - 504, 2008/06

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、現在アドバンストナトリウム冷却高速炉の概念設計を行っている。一般に、大型原子炉(約1.5GWe級)はループ数を増加する傾向(例えば、スーパーフェニックスやAPWRでは4ループ)があったが、JSFRは2ループ冷却系を採用し、それにより、原子炉蒸気供給システムの物量及び原子炉建屋容積を減少させることによるプラント建設コストの大幅な低減を達成している。本論文では、JSFRの2ループ冷却系の技術的実現性に関して、特に、配管の流力振動,安全解析,崩壊熱除去系について記述する。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan, 5; Adoption of self-actuated shutdown system to JSFR

中西 繁之; 久保 重信*; 高松 操; 碇本 岩男*; 加藤 潤悟*; 島川 佳郎*; 原田 清*

Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.519 - 525, 2008/06

自己作動型炉停止機構(SASS)は、異常な過渡変化時のスクラム失敗事象(ATWS)時に冷却材温度の温度上昇により制御棒を切離し、重力により炉内に挿入する受動的安全機能である。SASSの基本特性を調査するため、既にさまざまな炉外試験を実施し、そして「常陽」での制御棒の切離し・再結合動作を実施する実炉環境下での保持安定性実証試験を実施した。また、SASSに用いる材料の照射による影響がないことを確認するため、要素照射試験を実施中である。さらには、JSFRのリファレンス炉心に対するSASSの有効性を確認するため、ATWS事象の安全解析を実施した。結果として、JSFRに信頼性のある受動的炉停止機構を採用できることを確認した。

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