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小倉 健志*; 近藤 成人*; 鴨志田 尋*; 大森 孝*
JNC TJ8440 2001-003, 53 Pages, 2001/02
JNC-TJ8440-2001-003.pdf:1.46MB
核燃料サイクル開発機構(以降サイクル機構)殿が、高レベル放射性物質研究施設(以降CPF)で実施を計画しているPuを用いた乾式再処理(酸化物電解)試験設備に関して、ティリティ使用量の評価、製作コストの概算評価を行った。その結果、建屋配置上メンテナンススペースの確保が困難であることと、床荷重がオーバーすることから、現状では、本設備を実験室Cへ設置するためには、大幅な設備の合理化及び建屋の改造が必要であることがわかった。今後、詳細設計で設置場所も含めた設備の合理化と具体化を行うと共に、試験手順の詳細化を行う必要がある。
小倉 健志*
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 0 Pages, 1999/00
もんじゅ2次系温度計さやの改良設計とその妥当性を確認するための検証試験を実施した。本報では、特に流力振動挙動を評価するために実施した水流動試験及び数値解析の結果を報告する。試験は実機と同様の直径、肉厚を有する配管系に実寸大の改良温度計試作体を設置し、配管内の流速及び水温をパラメータとして実施した。
丸山 創; 西口 磯春; 藤本 望; 小倉 健志*; 塩沢 周策; 数土 幸夫
JAERI-M 90-104, 60 Pages, 1990/07
高温工学試験研究炉では、原子炉スクラム時に制御棒被覆管の高温における繰り返し使用による寿命の低下を避けるため、まず反射体領域の制御棒を挿入し、その後炉心温度が所定の温度以下となった時点で燃料領域の制御棒を挿入し、低温まで未臨界を維持する2段階挿入法を採用している。炉心領域制御棒の挿入は、タイマーによる設定時間または原子炉出口冷却材温度の設定値に達した時点で行う。本報は、種々のスクラム条件下での制御棒被覆管温度解析の手法、条件及び結果についてまとめたものである。
鈴木 勝男; 小倉 健志*
JAERI-M 7817, 31 Pages, 1978/08
多目的高温ガス実験炉の後備冷却系の信頼度評価をフォールト・ツリ手法を用いて行なった。得られた主な結論は以下の通りである。(1)待機中の後備冷却系に適当な保全・修復を実施すれば、信頼度を著るしく向上させることが可能である。また、保全所要期間と最適年間保全回数との関係も見出した。(2)稼動状態における後備冷却系非信頼度は冷却水循環ポンプ系統および電源供給系統の各々の非信頼度によって、その大部分が占められている。(3)系統の保全・運転方式の設定に際しては、その系統の待機中故障率および起動失敗確率の2つのパラメータが重要である。その他、信頼度解析上、あるいは後備冷却系設計に関する信頼性工学的観点からの今後の課題も2,3まとめてある。
鈴木 勝男; 小倉 健志*
JAERI-M 7627, 52 Pages, 1978/05
原子力発電所施設の稼動率向上を図るためには、プラント設計の初期の段階から信頼性工学的アプローチをとることが重要であると云われている。本報告書はこのような背景のもとに開発されたシステム信頼度解析コード「FALCOM」の概要を述べるものである。本計算コードは解析対象とするシステムをフォールト・ツリで表現し、システムの保全効果、定期点検効果等を考慮してシステム・アベイラビリティあるいは信頼度の解析が可能なように作成されている。本計算コードの主な計算内容は以下の通りである。(1)事後保全を含むシスステムのアベイラビリティ計算(2)予防保全を含むシスステムのアベイラビリティ計算(3)システムの最小切断集合、信頼度の解析他。
鈴木 勝男; 斎藤 貴夫*; 高谷 純一*; 小倉 健志*
JAERI-M 6613, 83 Pages, 1976/07
本報告書は多目的高温ガス実験炉の第1次概念設計案にもとづいて、その安全上の特性を放射能安全特性の面から検討して得られた結果について述べたものである。検討の中心的課題は通常時および事故時の放出放射能による公衆被曝線量の解析検討ならびに点検・補修時における作業員被曝線量の解析である。また、安全特性検討の一環として、流路閉塞事故の検出可能性の検討も実施した。通常時の公衆被曝線量の検討では、原子力委員会の設計目標値(ALAP)に比較しても通常時の公衆被曝は充分小さいことが明かとなった。点検・補修時の被曝線量の検討では、中間熱交換器室の空間線量率とcpf-破損率あるいは冷却期間との関係ならびに今後の検討課題を明らかとした。事故時の検討では、公衆被曝の点から、金きゅう課栗弁設置の必要性を結論するとともに、緊急ダンプ系に関する問題点も述べた。最後に、炉心の流路閉塞事故の検出の検討では、検出が困難であり、今後とも議論をするめるべきことを明かとした。
三竹 晋; 江崎 正弘; 鈴木 勝男; 高谷 純一*; 島津 明*; 西郷 正雄*; 竹本 正典*; 山田 正夫*; 小林 武司*; 森本 俊雄*; et al.
JAERI-M 6400, 227 Pages, 1976/02
この報告書は、日本原子力研究所が計画している多目的高温ガス実験炉について、その安全上の特性を、平常時の動特性ならびに事故時の挙動の面から、基本概念設計案にもとづいて解析した結果をのべたものである。制御特性および事故時挙動の解析、工学的安全施設の機能の評価を本解析の中心課題としているが、これらの課題に関連する事故の発生頻度の分析、動特性の解析なども併せておこなうとともに、これらの解析等の準備として、起因事故の選定、今後の設計に要求される解析結果の調査、解析条件の設定に関するRegulatory Guide、ANSI基準などの指示の調査などもおこなっている。