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千崎 雅生; 和泉 啓; 持地 敏郎; 松本 精夫
IAEA Symposium on Nuclear Fuel Cycle and Reactor, 0 Pages, 1997/06
日本政府及び日本の原子力産業解は、核不拡散体制の強化とプルトニウム平和利用に対する国際的理解を高めるための種々の努力を行っている。動燃では、IAEA保障措置システムの技術開発サポートや新型炉燃料サイクルにおける核拡散抵抗性研究を行っている。また、核不拡散分野において透明性や公開性を高めるため、"核不拡散と安全は車の両輪"の哲学のもと核不拡散対策室の設置、核不拡散対応研究会の創設、核不拡散国際フォーラムの開催等諸活動を行っている。更にDOEと遠隔監視及び透明性の概念とその向上手段につき共同研究を実施中であり、これらの動燃の核不拡散分野における実績はカサフスタンBN-350における計量管理システムの技術的援助に貢献している。
松本 精夫; 岸本 洋一郎
PNC TN8410 92-350, 86 Pages, 1992/03
本報告書は核燃料技術開発の1991年度の研究開発の中で、ある程度のまとまりをみたテーマに関する論文集であり、核燃料、レーザー、材料等の広い分野にわたる研究開発が述べられている。なお、各々のテーマについては、それぞれ単独の報告書が作成されているが、ここにそれらをダイジェスト版的にまとめたものである。
笹尾 信之; 松本 精夫
PNC TN8410 91-091, 95 Pages, 1991/03
本報告書は核燃料技術開発の1990年度の研究開発の中で、ある程度のまとまりをみたテーマに関する論文集であり、核燃料、レーザー、材料等の広い分野にわたる研究開発が述べられている。なお各々のテーマについては、それぞれ単独の報告書が作成されているが、ここにそれらをダイジェスト版的にまとめたものである。
松本 精夫*; 谷山 洋*
PNC TN9410 87-025, 277 Pages, 1987/02
炉心崩壊事象(HCDA)の初期事象の一つである炉停止失敗事象(ATWS)を設計基準外へ排除するために、新型炉停止装置として、キュリー点電磁石、温度スイッチ、および分節棒を想定してフォールトツリー解析および信頼性評価を実施した。検討の結果、以下の結論を得た。従来の炉停止系によっても、目標非信頼度10E-7/R・Yを達成できる可能性は高い。新型炉停止装置導入の重要性は残されている。新型炉停止装置により信頼性向上ファクタ5を達成できる。そのために以下の安全設計上の要求がされる。・
+1.64
TL : 公称動作温度 : 動作温度に関する標準偏差TL: 限界温度、温度スイッチに関して、スイッチ故障率110E-5/h、分節棒は大規模地震を想定外とすると信頼性を低下することに留意する必要がある。温度上昇型の新型炉停止機構においては、冷却材バウンダリ温度が上昇するため、信頼度向上はファクタ'2'程度しか期待できないことも考えらる。
飯田 正明*; 松本 精夫*; 谷山 洋*
PNC TN9410 86-109, 136 Pages, 1986/10
電気出力100万Kwの大型高速増殖炉の原子炉構造を対象に、地震時安全機能維持評価の一環として、制御棒挿入性の検討を炉心上部機構と炉心との水平方向地震時最大相対応答変位を評価することにより行った。地震応答解析は、原子炉構造と原子炉建物を連成させたモデルを作成し、地盤モデルはスウェイ・ロッキングモデルと格子型モデルの各々でモデル化した。入力地震波は、軽水炉改標委のS1近距離波を正案として、入力地震による地震-建屋-機器連成系の応答特性への影響を見るために、独自に作成した混合位相による模擬地震波に関しても、解析を行った。解析の結果、入力地震波と地震モデルの組み合わせ4ケースに対する炉心上部機構と炉心とのS2地震時最大相対応答変位は、最大でも約13㎜程度であり、許容値を満足する見通しのある事が明らかになった。また、別途実施の炉心群振動評価へのインプットデータとするために、炉心支持板位置での時刻歴応答加速度を求めた。さらに、原子炉構造支持レベルでの床応答加速度スペクトルのデジタル値も、付録として本報告書に添付した。なお、本検討は、大型高速増殖炉要素技術設計研究(2)の一環として実施したものである。電気出力100万KWの高速増殖実証炉の原子炉構造を対象に、地震時安全機能維持評価の一環として、制御棒挿入性の検討を炉心上部機構と炉心との水平方向地震時最大相対応答変位を評価することにより行なった。地震応答解析は、原子炉構造と原子炉建物を連成させたモデルを作成し、地盤モデルはスウェイ・ロッキングモデルと格子型モデルの各々でモデル化した。入力地震波は、炉改票委のS1近距離波を正案として、入力地震による地盤-建屋-機器連成系の応答特性への影響を見るために、独自に作作成し模擬地震波に関しても、解析を行なった。 解析の結果、入力地震波と地盤モデルの組み合わせ4ケースに対する炉心上部機構と炉心とのS2地震時最大相対応答変位は、最大でも約13㎜程度であり、許容値を満足する見通しのある事が明らかになった。また、別途実施の炉心群振動評価のインプットするために、炉心支持板位置での時刻歴応答加速度を求めた。さらに、原子炉構造支持レベルで
小池 茂*; 藤川 俊美*; 広瀬 文隆*; 松本 精夫*; 中本 香一郎*
PNC TN941 85-79, 157 Pages, 1985/05
「もんじゅ」一次主循環ポンプ(モックアップ)について,ナトリウム中静圧軸受の交換及び低液位対流防止板装着後,ポンプ内の最低液位(EsL)試験及び軸封無シールガス試験を実施し,以下の知見を得た。(1)ポンプ内の最低液位での運転,最低液位での無シールガス運転及び通常液位での無シールガス運転を実施し,一次系配管破損時及び格納容器隔離時におけるポンプの健全性が確認できた。(2)最低液位での運転で,アウターケーシング及びインナーケーシング周方向温度差が最大となる時間,安定するまでに要する時間及びその位置を確認した。(3)アウターケーシング及びインナーケーシングの周方向最大温度差は,時間とともに増大し,液位が低下するほど大きく,かつ温度差が最大となるまでの時間も早くなることが判った。(4)最低液位での運転で確認したアウターケーシングの最大変位量は,ポンプの許容変位量以下であり,運転上問題とならない。(5)低液位対流防止板を装着した方が,アウターケーシング及びインナーケーシング周方向温度差が最大となる時間が長くなり,かつアウターケーシング変位量もゆっくり増加するなど,ケーシング変形が緩和され低液位対流防止板の装着は有効である。(6)最低液位の状態でポニーモータを停止し,また,再起動したところ,問題なく立ち上げられることを確認した。
松本 精夫*
PNC TN241 70-06, 47 Pages, 1970/01
本論文はエンリコ・フェルミ動力炉の炉内で照射された燃料およびブランケット燃料集合体からのNa除去法を述べたものである。ここに述べてある洗浄法はホワイト・オイルでフラッシュし,超音波で補助する方法である。Naはホワイトオイルで集合体の表面から除去される。 ホワイトオイル洗浄法の実験から得たデータを記述してあり,既念系統図,材料のバランスシート,フェルミ炉に適用された装置の配列について述べ,また米国の多くの原子炉装置,Na機器に最近使用されているNa洗浄法をも網羅してある。
