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論文

核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査,3; 放射線分解水素爆発事象の事故影響評価手法に関する基礎的データ

石田 倫彦; 林 芳昭*; 上田 吉徳*; 吉田 一雄

日本原子力学会和文論文誌, 9(1), p.71 - 81, 2010/03

原子力発電施設を対象としたリスク情報活用が実用段階を迎えるなか、核燃料施設のリスク情報活用に資する核燃料施設の特徴を踏まえた確率論的安全評価(PSA: Probabilistic Safety Assessment)の確立が望まれている。こうした状況を踏まえ、核燃料施設事故影響評価手法調査専門委員会では、平成16年度より日本原子力研究開発機構からの受託業務として、核燃料施設のPSA手法のうち、特に事故時の影響評価のための解析手法に重点をおいてPSAに適用可能な解析手法について調査検討を実施してきた。本報では、再処理施設における放射線分解水素ガスの爆発事象に着目し、事故シナリオ検討及び事故影響評価に関する調査結果を紹介する。

論文

核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査,5; 臨界事故影響の評価手法と試解析

山根 祐一; 中島 健*; 阿部 仁; 林 芳昭*; 有澤 潤*; 早海 賢*

日本原子力学会和文論文誌, 9(1), p.96 - 107, 2010/03

核燃料施設を対象に確率論的安全評価(PSA)手法及び基礎的データの整備も積極的に進められている。核燃料施設におけるPSA等のリスク情報を安全規制に活用するには、核燃料施設の個々の安全上の特徴を反映したPSA手法の整備及び各施設におけるリスクの評価・分析を進めることが必要であることから、「核燃料施設事故影響評価手法調査専門委員会」では、平成16年度より日本原子力研究開発機構からの委託を受けて、核燃料施設のPSA手法のうち、特に事故時の影響評価のための解析手法に重点をおいてPSAに適用可能な解析手法について調査検討を実施してきた。その成果を、総論1編及び再処理施設で想定される代表的な事象ごとにまとめた5編の技術資料としてまとめた。本技術資料では、核燃料施設の安全評価に有益な情報を提供することを目的として、簡易評価手法や一点炉動特性解析コード,準定常法などの臨界事故評価手法について調査し、その特徴についてまとめた。さらに、仮想的な臨界事故シナリオに対してこれらの手法を適用した試計算を行い、その結果を比較した。臨界事故における揮発性の核分裂生成物の移行率について調査した結果についても報告する。

口頭

高レベル濃縮廃液からの放出水素の抑制効果,2; 液深効果の反応機構

小玉 貴司*; 中野 正直*; 林 芳昭*; 松岡 伸吾*; 伊藤 泰男*; 松浦 千尋*; 白石 浩二; 勝村 庸介*

no journal, , 

前回の日本原子力学会では、高レベル廃液内で放射線分解により生成される水素は、溶存するPdが触媒する反応によって消費され、その蓄積が抑制されることを報告した。今回は、この反応に関与する化学種を明らかにするために行った、模擬高レベル廃液への水素通気実験の結果を報告する。実験では、溶液中の亜硝酸と硝酸の濃度及び出口ガス中の窒素酸化物濃度を測定した。その結果、溶液中に生成される亜硝酸は少量であるものの、出口ガス中にはNOを主成分とする窒素酸化物が検出され、その濃度は溶液中の硝酸濃度の減少とほぼ対応するものであること、また、窒素酸化物の生成量は水素の推定反応量とおよそ対応することがわかった。これらにより硝酸が酸化剤となっていることが確認された。

口頭

高レベル廃液からの水素放出の抑制効果,3; 気相部水素濃度の予測

小玉 貴司*; 中野 正直*; 林 芳昭*; 松岡 伸吾*; 伊藤 泰男*; 松浦 千尋*; 白石 浩二; 勝村 庸介*

no journal, , 

本報告では、高レベル廃液貯槽で、掃気機能が喪失した場合に気相部の水素濃度がどの程度になるか評価した結果を述べる。評価に使うパラメータは、廃液の放射線分解による水素の生成速度と、Pdを触媒とする廃液中の水素消滅反応の速度及び廃液への水素の溶解度である。前者の生成速度としては、硝酸溶液の場合の文献値を用い、後2者は、本研究において、模擬高レベル廃液を使った実験により評価した。これらの値はいずれも室温でのものである。簡単のため、気液ともそれぞれ均一とし、水素に関する気液平衡の成立を仮定すると、気相の水素濃度は0.6%となった。この値は、爆発下限濃度の4%より小さいものである。

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