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可児 吉男
原子力eye, 49(1), p.26 - 29, 2003/00
サイクル機構における原子力利用水素生産研究の概要と題して、高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究で実施している水素製造関連のシナリオ研究、要素技術研究,プラント概念設計の取り組み状況を広く紹介する。
可児 吉男; 佐賀山 豊
Proceedings of Symposium:Energy&the Environment-Th, 139 Pages, 2003/00
高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究の現状について、概要を報告する。設計研究を中心に関連するR&Dの新捗状況も含めて、現状と今後の計画をまとめるとともに、国際協力についても論議する。
可児 吉男; 丹羽 元
ANS National Meeting, 0 Pages, 2001/00
新型炉の安全性に関わるパネルにおける発表原稿である。実用化戦略調査研究のフェイズ2における安全性に関わる開発目標と、安全設計要求を提示する。開発目標では、同時代軽水炉と同等以上の安全性、新型炉の導入によるリスクの増加が既存リスクと比べて十分に小さいことを避難を考慮せずに達成すること、とし、また安全設計要求では受動的な安全機能や再臨界回避策により、事象を原子炉プラント内で自然に終息させること、などを掲げることにより、社会的受容性にも配慮したFBRサイクルの確立を目指す、とした。
小井 衛; 可児 吉男
大洗FBRサイクルシンポジウム, 0 Pages, 2001/00
実用化に向けて競争力のあるFBRサイクル技術の実現を目指している。設計研究の主たる目的はFBRサイクルの実用化像(候補概念)を構築することであり、併せて必要な要素技術開発テ-マを特定するとともに、要素技術開発との緊密な連携の下にその技術開発成果の設計への適切な反映を図ることが求められる。設計研究に取り組むに当たってはFBRサイクル全体で整合のとれたシステムとすること、種々のニ-ズに対応できる柔軟な設計を心がけ開発目標と導入シナリオに応じた設計オプションを提示していくこと、そして独創性・創造性に富んだ魅力ある概念を追求していくことを基本姿勢とする。
可児 吉男
第15回韓国原子力産業会議/韓国原子力学会年会, p.355 - 364, 2000/00
平成11年度より開始した「実用化戦略調査研究」は、21世紀における多様なニ-ズに応えるFBRサイクルの候補概念とその開発戦略を構築、提案することを目的としている。本報告ではFBRプラントの種々の概念に関する検討状況を報告する。プラントの冷却材としては、ナトリウム、重金属(鉛、鉛-ビスマス)、ガス(炭酸ガス、ヘリウム)、水(沸騰水、加圧水、超臨界圧水)を対象とし、燃料形態としては、酸化物、金属、窒化物を対象としている。また、出力規模の大きい大型炉はもちろん、小型炉についても対象としている。評価項目として、安全性、経済性、環境負荷低減等を設定し、これらのプラント概念のそれぞれについて評価している。原子炉については、評価目標に一つである約20万円/kWeを達成し得る概念の構築が出来た。今後は、これらの概念の中から評価目標の充足度、技術的な容易さ等から有望な概念を選択していくことになる。
栗坂 健一; 可児 吉男
PNC TN9410 97-050, 127 Pages, 1997/05
高速増殖炉の実用化に当たっては、合理的な安全設計評価事象の区分を策定することが重要である。本研究では、事象区分のために有益な情報を提供することを目的として、様々な異常事象について発生頻度データを整備するとともに、主として発生頻度に基づく事象区分案を提案してその有用性を検討した。国内外の高速増殖炉プラントおよび国内の軽水炉発電所における異常事象事例を調査・分析した。この分析結果に基づいて、電気出力600MWおよび1,000MWの高速炉モデルプラントにおける異常発生防止系(PS)の故障発生頻度を定量化した。また、確率論的安全評価の研究成果を活用して異常影響緩和系(MS)の機能喪失確率を定量化するとともに、PSの故障とMSの機能喪失の重ね合わせ事象を幾つか選定して、その発生頻度を定量的に評価した。現行の安全設計評価事象の区分の課題点を検討して、新たな事象の区分案を提案した。新たな区分案の主な特長は、現行の区分の「事故」を「小事故」と「希有事故」に細分化したこと、多重故障事象を単一故障の重ね合わせという付帯的解析条件としてでなく明示的に評価事象としてあつかうこと、そして設計基準を超える事象ではあるが深層防護の観点から安全設計の深みを評価するために想定すべきと考えられる事象のための区分を設けたことである。幾つかの安全設計評価事象の候補を摘出して、新区分案を適用してみた。現行の区分と比較して、特に後備炉停止系、自然循環による崩壊熱除去機能といった安全設計の厚みの評価が行えること等のよりきめ細かで有効な安全設計評価が可能である見通しが得られた。
中井 良大; 日置 一雅; 佐久間 孝志; 可児 吉男
PNC TN9410 91-335, 62 Pages, 1991/10
高速炉プラントの運転実績から得られる知見を大型炉の安全設計検討へ有効に反映することを目的としてCREDOデータベースを利用して系統・機器の信頼性の分析を実施した。高速炉用機器の信頼性の特徴を把握するために代表的な機器について安全系・非安全系の違い、設計パラメータによる信頼性依存性の特性を整理した。機器の信頼度評価を通じて各種使用条件に於ける信頼度を把握し、適切な安全設計方針を策定する上で、決定論的な要求条件、例えば、単一故障基準や試験効果等について確率論的検討を加え、それらを検討するための定量的基盤を整理した。また、崩壊熱除去系を対象として系統信頼度を定量化し、系統構成、成功基準等の影響度を分析した。強制循環除熱時のサポートシステムの重要性や自然循環除熱の効果等の系統の信頼度を決定する主な因子を整理し、崩壊熱除去系の合理的な信頼度向上方策に関する知見を得た。
佐久間 孝志*; 可児 吉男*
PNC TN9410 90-138, 43 Pages, 1990/09
国内・国外の高速炉プラントで発生した事故・故障事象に関して分析,整理を行い,事故・故障事例の特徴,傾向を把握した。データの分析に当っては,CREDO(高速炉用機器信頼性データベース)の他,いくつかの公開文献をデータソースとして採用した。まず,CREDOデータの中の原子炉施設での機器故障を対象に,事例のシステム別,機器種別,故障要因別,対応措置別等についての傾向分析を行った。次に,これらデータソースから1979年以降約10年間に発生した原子炉停止に至る事象を抽出して,各事例について詳細な検討を行い,安全上の重要性,あるいはこれまでの安全評価事象との対応について考察を試みた。これにより,ここで摘出された事象(原子炉停止に至った事象)は,これまでの安全評価において想定されている事象に包絡されているか,あるいは安全機能の確保に支障のない軽微な事象であるという結果が得られた。
可児 吉男*; 中井 良大*; 姫野 嘉昭; 羽賀 一男*; 三宅 収; 近藤 悟*; 丹羽 元*
PNC TN9410 90-119, 58 Pages, 1990/03
高速増殖大型炉を念頭に,格納施設やルーフスラブの設計に当たっての条件設定の適切化を図るために,考慮すべき代表事象の選定方法,仮想事故の想定におけるナトリウムのFP保持効果の取扱い, 及び設計基準外事象に対する安全裕度の評価等手法について検討を行った。本報告書は, これらの検討に際して, 容易された資料をまとめたものである。
可児 吉男; 日置 一雅*; 佐久間 孝志*; 中井 良大*; 相澤 清人*
Proceedings of International Topical Meeting on Probability, Reliability and Safety Assessment (PSA '89), p.810 - 819, 1989/00
本論文は、典型的なル-プ型FBRを対象とした運転要領、制限条件の検討に対して確立論的アプロ-チを適用した結果をまとめている。崩壊熱除去系等の安全系について一部の構成機器が故障していることを発見した場合のその後の許容運転継続時間や健全系統の試験間隔を検討するための方策をいくつか提案した。それに基づいて、複数の安全系を例として取り上げて評価を行い、それらの方策の妥当性について議論するとともに、この過程で新たな修正方策を提示しその有用性を示した。また、感度解析を行い、起因事象の発生頻度、使命時間、自然循環能力等の各因子が与える影響を把握するとともに、故障率デ-タ等の不確かさに結果の不確かさ隔について評価した。
相澤 清人; 可児 吉男; 中井 良大
Proceedings of International Topical Meeting on Probability, Reliability and Safety Assessment (PSA '89), p.182 - 191, 1989/00
原子力プラントの合理的な安全設計オプションを検討する目的で基準プラントや代替プラントの属性を定量的に比較することにより、プラント間の相互比較を行う手法を開発した。本手法では原子力プラントに対して適用されるべき安全目標に対する達成度に関する判断基準として「アプリオリなリスク基準」と「コストベネフィット基準」を統一化して使用することとし、プラント属性として建設コストとリスクコストを選定し、その定量評価に基づいて最適な代替プラントの選択を行う。本手法の高速炉プラントへの適用評価を通じて、本手法が原子力プラントの安全設計の合理性を評価するのに有効であることが確認された。
可児 吉男; 松岡 猛*; 飯田 式彦*; 早田 邦久*; 阿部 清治*; 飛田 利明*
日本原子力学会誌, 28(12), p.1096 - 1128, 1986/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)None
中井 良太*; 伊藤 勝*; 寺田 和道*; 可児 吉男*; 前田 晴彦*; 遠藤 寛*; 近藤 悟*
PNC TN241 85-12, 292 Pages, 1985/03
高速実験炉「常陽」の建設・運転,試験経験の蓄積に対応して,実機プラントの評価に使用されるシステムコード等,実機の安全解析用コード群が整備されてきた。また,液体金属冷却高速増殖炉(LMFBR)の安全性研究の進展に伴い,大洗工学センターを始めとする内外の研究施設に於て数多くの実験データが蓄積されてきている。そしてこれらのデータに基づき,種々の解析モデルが設定され,数多くの計算コードが開発されてきた。本資料は,上記の多数の安全解析用計算コード群の中から,高速増殖原型炉「もんじゅ」などLMFBRプラントの安全評価用として使用される可能性のある計算コードを選び,これらのコード群の解析モデル並びにその機能に関する理解を扶ける目的をもって作成されたものである。なお,ナトリウム漏えい事故の解析に使用する計算コードの一部を改修し,精緻な解析条件を取入れて安全解析ができるようにした。
中井 良太*; 伊藤 勝*; 寺田 和道*; 可児 吉男*; 大森 康民*; 前田 吉男*; 遠藤 寛*
PNC TN241 81-28, 292 Pages, 1981/11
液体金属冷却高速増殖炉の安全性研究の進展に伴い、数多くの計算コードが開発されてきた。本資料は多数の安全解析用計算コード群の中から、高速増殖原型炉「もんじゅ」などLMFBRプラントの安全評価用として使用される可能性のある計算コードを選び、これらのコード群の解析モデル並びにその機能に関する理解を扶ける目的をもって作成されたものである。計算コードとしては、HARHO-IN(炉心の核熱動特性解析)、FALL、SUGAR-L、SEETHE(炉心局所事故解析)、HIPRAC-3、PIBRA(配管破損時熱流動解析)、SOFIRE-M2、SPRAY-2(ナトリウム火災解析)、ABC(エアロゾル挙動解析)、MIMIR-NZ(プラント動特性解析)、SWAC-10、SWACS(蒸気発生器伝熱管破損解析)、SAS3D(起因過程における核熱流動解析)、VENUS-PM、SIMMER-2(炉心崩壊過程における核熱流動解析)、PISCES-2DELK(耐衝撃応答解析)、PPP-M(冷却系圧力波伝播挙動解析)、DOSAGE(事故時被曝線量評価)が含まれている。
中井 良大; 可児 吉男
ARS'94 (Int.Top.Mtg.on Advanced Reactor Safety), ,
PSA手法は運転中のプラント及び将来のプラントに対して安全の維持・向上に有益な情報をもたらす。高速増殖炉プラントのレベル-1PSAの結果に基づき、評価対象プラントについては緊急時の運転時の運転手順を検討する上で重要なシーケンスを同定し、その効果的なリスク低減方策をまとめた。また、継続に安全性のレベルを監視し、運転安全管理を定量的な指標で行えるようリビングPSAシステムを構築した。レベル-1PSAの結果からプラント固有の特性を考慮し、高速炉プラント特有の安全上の特徴を抽出した。その知見に基づき、将来プラントの安全機能の達成に当たって重要な因子を摘出した。
可児 吉男; 中井 良大
IAEA Technical Committee Meeting on PSA Requireme, ,
高速炉プラントの設計及び運転の段階における安全管理の為のツールの開発について述べる。設計については、早期の概念設計の段階からPSAを適用し、著しいリスク支配因子を排除し設計のバランスを確保することが重要である。QUESTプログラムを開発し、これにより実プラントに対する一連のPSA評価がPC上でシステム間依存性の考慮も含めて精度を維持しつつ実行可能であり、また、システム構築の変更の影響も容易に評価されることが示され、設計検討に有効に活用できる見通しを得た。運転安全管理に活用することが重要であり、そのためにLIPSAS(Living PSA System)を開発している。LIPSASは、当該プラントの運転経験を反映させてPSA評価を最新状態に維持するとともに、試験、保守、補修等により月々変動するプラント状態に対応して安全性のレベルを評価し、また、リスク指標に基づいて運転保守に関する支援
中井 良大; 可児 吉男
Int.Symp.on the Use of Probabilistic Safety Asses, ,
高速炉プラントを対象とした確率論的安全評価(PSA)の成果をプラントの運転安全管理に利用するためにリビングPSAシステムLIPSASを開発した。LIPSASはベイズ手法を用いてプラント固有の機器信頼性データ,起因事象データを更新し,それらに基づいてPSAを再評価する機能,プラントの一部の機器の故障や保守に応じて安全性のレベルを即座に評価する機能,リスク指標に基づいて許容停止時間や保守手順を導出し,運転管理支援情報を提供する機能を有する。本システムの開発によりプラントの運転経験データのPSAへの反映,日々変化するプラント状態のPSAモデルへの的確な反映,プラントの運転方法に係わる意志決定を支援する情報の提供が可能となった。
7日(動燃大洗工学センター)森山 正敏; 山下 芳興; 可児 吉男
日本原子力学会誌, 34(2), 137 Pages,
本会議は,高速炉の受動的安全特性及び能動的安全施設の概念に関する技術的検討及び情報交換を行い,これらの概念の合理的強調により,プラント安全性の確立とコスト低減をめざすための,国際的共通認識の形成を目的として行われ,高速炉の安全性確保の方策について有意義な議論が交わされた。会議は,議長山下,技術セクレタリ可児の下で5セッションで行われた。高速炉を開発しようとしている国は少ないとはいえ9カ国が集い議論するとなると,深層防御の考え方のような基本方針では同調するが,設計者の考え方,各国の国情を反映して具体的設計の方策は様々であり,欧州・日本対米国,大型炉開発対小型炉開発,あるいは途上国対先進国という形で議論での展開が見られた。
中井 良大; 齋藤 伸三; 山口 彰*; 岡本 孝司*; 可児 吉男*
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所における重大事故から得られた教訓に鑑み、高速炉特有の安全特性を考慮して、報告書「高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方」をまとめた。同報告書につき、独立した客観的な立場からの公正な評価を得るべく、国内外の高速炉安全性に関する主導的専門家によるレビューを実施した。その結果、「もんじゅ」の重大事故の発生防止と影響緩和に関する基本的考え方は、高速炉特有の安全特性を考慮すれば適切であり、また、国際的な共通認識にも一致していることが確認できた。
