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永田 敬; 林 秀行; 森山 正敏; 中大路 道彦; 若林 利男; 前田 清彦; 山下 芳興
動燃技報, (82), p.19 - 37, 1992/06
プラント工学室が中心となって平成2年度から実施してきた60万kWe級プラント係る設計研究の成果について、プラント概念の概要を紹介する。本プラントの特長は、ループ型炉の本質的な長所を活かした1次系配管の短編技術、系統の簡素化・信頼性向上、床下メンテナンスフリー化等のコンセプトを統合した「原子炉容器ヘッドアクセス方式」にあり、遮蔽プラグや燃料取扱系の抜本的簡素化、Pu需給バランスに柔軟に対応出来る炉心概念等、原型炉までの経験を活かしつつ技術的ブレークスルーにも挑戦したプラント概念になっている。
林 秀行; 永田 敬; 森山 正敏; 石川 真; 中大路 道彦; 黒木 修二; 山岡 光明
PNC TN9410 92-137, 890 Pages, 1992/05
大洗工学センターのプラント工学室では、平成2年度から、実用高速炉としてほぼ下限の出力規模と想定される60万kWe級プラントを対象として、電気事業者の行う実証炉の設計研究を適切に支援出来る技術的基盤を確立する事を主要目的とする「大型炉設計研究」を、大洗工学センター関連部課室の参画・協力を得て全所的展開の中で実施してきた。本プラントの特長はループ型炉の本質的な長所を活かした1次主冷却系配管の短縮技術、系統の簡素化・信頼性向上、格納容器床下のメンテナンスフリー化等の基本的コンセプトを統合した「原子炉容器ヘッドアクセス方式」にあり、遮蔽プラグや燃料取扱系統の抜本的簡素化、プルトニウムの需給バランスに柔軟に対応出来る炉心概念等、原型炉までの技術・経験を活かしつつ高速炉の実用化に必要な技術的ブレークスルーにも挑戦したプラント概念になっている。本報告は、電気事業者の建設意欲を喚起出来る実証炉段階のプラント概念を提示したこれら設計研究の成果を原子炉設置許可申請書の本文相当の「系統設計」、添付書類8相当の「各部設計」、添付書類10相当の「安全設計方針及び安全評価」、及び関連する「研究開発課題」に区分して整理・記述したものである。
森山 正敏; 中井 良大; 丹羽 元; 三宅 収
PNC TN9410 92-068, 73 Pages, 1992/03
「もんじゅ」以降の大型高速増殖炉の安全性に関する仕様の選定に役立てるため、平成3年度に以下の項目を検討した。・格納施設の設計条件の検討・炉心損傷評価のシナリオの検討・PSA手法の適用性検討本報告書は、これらの検討に際して用意された資料をまとめたものである。
森山 正敏
PNC TN9410 91-286, 117 Pages, 1991/08
大型炉プラントの原子炉停止系について従来型の設計を行い、フォールトツリー解析によりアンアベイラビリティ評価を行った。安全保護系の論理回路の信頼性は相対的に高く、アンアベイラビリティへの寄与因子は検出系の多重故障、制御棒のデラッチ失敗又は噛み込みのような挿入失敗が相対的に大きい。この従来型原子炉停止系に自己作動型の制御棒切り離し機構を導入した。LOF事象時の熱流力特性を熱流動解析コード(SSC-L及びAQUA)を用いて解析し、自己作動型の制御棒切り離し機構の設計上の要求条件を検討した。さらに、GENERIC CAUSE APPROACHを用いた共通原因故障解析を行い、共通原因故障の定性的評価を試みた。自己作動型の制御棒切り離し機構は、後備炉停止系の安全保護系を多様化するものであり、仮に従来型の原子炉停止系が作動しないとしたLOF型の特定の事象に対して作動が期待されるものである。この機構を設けることにより、そのような事象に対して共通原因故障の要因の減少を図ることができる。
谷山 洋; 亀井 満; 森山 正敏
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR '91), p.5 - 23, 1991/00
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森山 正敏*
PNC TN9410 90-166, 216 Pages, 1990/11
小型高速炉のプラント概念について研究した。はじめに小型高速炉の設計研究の目標を検討し、原型炉のイメージとして、小型長燃料寿命安全炉及び小型分割炉心プラントを設定した。この概念検討の条件を基に、プラント概念の研究を行った。小型長燃料寿命安全炉は、10万kWe、2ループプラントで、酸化物燃料ダクトレスの大型化した燃料ブロックを使用するもので、遮蔽プラグ下面走行燃料交換機を用いることにより回転プラグを合理化し、液体リチウム反応度制御系により固体吸収体及び制御棒駆動機構というメカニカルな装置を削除し、2重管SGを1次冷却系に設けることにより中間冷却系の合理化を図ったものである。燃料交換は3年1バッチで行う。すなわち、3年間は無交換で3年毎に炉心全体を交換する。全炉心ボイド反応度は1.6ドルで、低線出力密度、低燃焼度炉心となっている。ボイド反応度を1ドル以下にするために研究を要する。小型分割炉心プラントは、小型長燃料寿命安全炉で検討した10万kWe炉心をモジュールとして3個原子炉容器内に設置して、30万kWeの出力を得ようとするものである。この狙いは、10万kWe相当の小型炉心で達成できる炉心安全性を出力30万kWeクラスのプラントにおいても保持しようとするものである。プラントの特徴は小型長燃料寿命安全炉と共通であるが、3ループプラントである。
森山 正敏*
PNC TN9410 90-159, 56 Pages, 1990/11
原子炉の設置許可以降、いわゆる(5)項事象の取扱いについて議論がなされてきた。努力の重点は当然のことながら、評価不要とすることにおかれてきたのであるが、これまでの技術開発、研究開発の状況を踏まえ、ライセンサビリティというものに直面した場合、評価不要ということについて原子炉安全の専門家の間でのコンセンサスは得られていない。そこで現時点で(5)項事象の位置づけを検討することにし、規制側の基準という側面を強く意識しながら、原型炉における(5)項事象をレビューし、大型炉についての考え方を整理した。経済合理性を追求しつつ大型化を図る場合、FBRのプラント設計が定まっていないこと、従って安全評価における設計基準事象が確立しえないこと、が検討の制約条件としてあるが、そのような状況において安全評価の基準となるべき方針を設定するとしたら、設計・評価の不確かさをカバーしてFBRプラント運転によるリスクのクリフエッジが設計基準事象を超えた領域に現れないことを確認することが必要であると考えられる。このような点を現行の規制指針の評価方法である決定論的手法に基づき評価する手段として、設計基準外事象を設定した。また、設計基準外事象の代表的事象として、ULOF、すなわち炉心流量減少異常時のスクラム失敗事象を起因事象として評価することを提案する。
森山 正敏*
PNC TN9410 90-028, 189 Pages, 1990/03
(目的)プラント工学室で設計研究を実施している100万kWe大型高速増殖炉の原子炉停止系(安全保護系及び原子炉停止系)の概念的設計及び信頼性評価を行い、より高度の信頼性を目指すための設計上の課題を明らかにする。(方法)従来の安全設計方針を満足させる原子炉停止系を設計し、フォールトツリー解析による信頼性評価を行う。この従来型原子炉停止系に現在R&Dが進められている自己作動型の制御棒切り離し機構を設ける場合の設計を行い、代表的ULOF事象の作動特性を熱流動解析コード(SSC-P及びAQUA)を用いて検討する。この検討結果をもとに、原子炉停止系における自己作動型の制御棒切り離し機構の役割及び機能達成の成功規準を求める。さらに、GENERIC CAUSE APPROACHを用いた共通原因故障解析を行い、共通原因故障の定性的評価を試みる。(結果)・ 主炉停止系及び後備炉停止系からなる独立2系統の原子炉停止系並びに2 out of 4多数決ロジックを基本にする安全保護系を設計した。・ 自己作動型の制御棒切り離し機構は後備炉停止系に組込んで設計した。原子炉容器内構造物、特に炉心上部機構との整合性を考慮して、制御棒案内管内に温度感知合金が配置される方式を選定した。・ 自己作動型の制御棒切り離し機構は、後備炉停止系の安全保護系を多様化するものであるが、特定の事象に対して作動が期待されるものであり、システムとして後備炉停止系を代替するものではない。従っていわゆる原子炉停止系とは称しがたく、自己作動型の制御棒切り離し機構と制御棒というシステムでみた場合、特定の事象時に作動する反応度抑制設備ということができる。・ 安全保護系及び原子炉停止系の信頼性は、アンアベイラビリティの点推定値でおよそ10の-11乗/年であった。ただし故障率等データの確度、不確かさは検討を要する。・ 検出系の信頼性は高い。アンアベイラビリティの寄与因子はデラッチ失敗及び制御棒の噛み込みのような挿入失敗が大きく、データの精度が評価上の限界になっている。・ 共通原因故障については、要因の同定ができればシステマテイックな定性的評価ができる見込みがある。(結論)原子炉停止系及び安全保護系のコンベンショナルな設計で、現行の設計方針を満足できる。自己作動型の制御棒切り離し機構は、現状の設計段階ではULOF事象等でクレジット
藤井 正*; 棟方 哲弥*; 森山 正敏*
PNC TN9410 89-094, 104 Pages, 1989/05
(目的)原子炉停止後において、崩壊熱の時間変化に伴い炉心冷却に必要な除熱容量が低下すること、及び機器の故障・修復に伴い冷却能力が時間的に推移することを考慮した崩壊熱除去系の動的信頼性解析コードDRAC02を検証し、実機プラントへの適用をはかる。(方法)まずコード検証のための簡易モデルとして、4系統の崩壊熱除去系かせ構成されるプラントを対象に、非常用ディーゼル発電機(D/G)の冗長性と除熱ループ数をパラメータとして信頼度を評価した。さらに非常用D/Gに着目して、IMPROVEコードを用いて、非常用D/Gの故障がシステムの故障に与える影響を表す重要度を評価した。次に、実機プラントの崩壊熱除去系への適用例として、60年度要素技術設計研究(2)におけるIRACS(2次系共用型補助炉心冷却系)、及び63年度リファレンスプラント設計研究におけるPRACS(IHX内蔵型直接炉心冷却系)を対象に、DRAC02コードを用いて、系統分離、自然循環除熱の有効性をパラメータに信頼度を評価した。(結果)簡易モデルの信頼度評価結果を銃声のフォールト・ツリー解析結果と比較し、マルコフ・モデルに関する計算手順の妥当性を確認した。さらに重要度評価により、システムの信頼度に関する非常用D/Gの依存性が明確になった。また実機プラントへの適用解析では、いずれのシステムとも107/作動要求以下の非信頼度を示したが、今後入力として与えた機器の故障率データに基づく解析結果の不確かさを評価する必要がある。(結論)フォールト・ツリー解析との比較により、DRAC02コードの解析機能を検証した。またこれらの信頼度評価結果から、実機プラントの崩壊熱除去系として、非常用D/Gを2台設置し、[50%4系統]の除熱容量とするシステム構成が望ましいことがわかった。
藤井 正*; 家田 芳明*; 田村 政昭*; 森山 正敏*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-131, 75 Pages, 1988/08
高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(2)の一環として、60年度要素技術設計研究(2)のループ型プラントを対象に、高速炉システムコードSSC-Lを用いて、1次冷却材漏洩事故時のプラント挙動を解析し、冷却材漏洩が炉心冷却に与える影響を評価した。得られた結論は次のとおりである。 (1)原子炉入口ノズル部近傍のコールドレグ配管において、破壊力学的手法を活用して合理化された想定漏洩口1†からの漏洩を想定した場合、漏洩流量は、破損直後最大3.6㎏/sec、ポニーモータ(PM)運転状態の300秒の時点では0.9㎏/secに達する。 (2)起因事象である漏洩口1†からの漏洩に加え、単一故障として非常用ディーゼル発電機1基の起動失敗を想定し、2ループにおいてPM引継に失敗した場合、被覆管最高温度は758となり、炉心は大きな損傷に至ことなく、かつ十分な冷却が可能である。(3)漏洩口合理化の影響を比較するため、「もんじゅ」での想定漏洩口1/4D・t(本解析では25†)に拡大した場合、被覆管最高温度は漏洩口1†の場合に比べ、5程度の上昇にとどまる。(4)立地評価のソースタームの設定根拠を得ることを目標に、炉心冷却を阻害する条件の重ね合わせとして、漏洩事故ループ以外の3ループでのPM引継失敗を想定した場合には、被覆管最高温度は847(漏洩口1†)、854(漏洩口25†)となり、「もんじゅ」の運転時の異常な過渡変化時の燃料被覆管破損制限温度830を上回る結果となった。 しかし、設計基準事象の被覆管破損評価手法の保守性から判断すると、内圧破損には至らないことが考えられ、また燃料溶融や、炉心部のナトリウム沸騰も生じない。このように、現在想定している漏洩口1†という条件下においては、1次冷却材漏洩事故が、炉心冷却に与える影響は小さく、事故を安全に収束できる見通しが得られた。また設計基準事象を超えた条件での解析結果から、ソースターム量としては燃料被覆管のある割合の破損に伴うギャップ中インベントリにとどまるものと考えられる。
関 泰; 前川 洋; 森山 正敏*; 平岡 徹; 弘田 実彌
JAERI-M 6220, 14 Pages, 1975/08
核融合炉ブランケットにおける中性子の挙動を調べる目的で、リチウム及び黒鉛ブロックを用いて黒鉛反射休付リチウム金属球休系を組んだ。UとUの小型核分裂計数管によりU/Uの核分裂比を測定し、その結果を予備的な計算結果と比較したところ実験誤差では説明しえないほど大きな不一致が見られた。本文では計算手法を検討し計算誤差の原因と考えられる項目を明らかにした。そしてより厳密な手法と異なる計算モデルを用いて核分裂比を再計算し計算誤差を調べた。その結果上記不一致の原因は計算法に伴う誤差ではなく、実験休系に含まれる元素の核データの不確定性によるものと考えるに至った。
前川 洋; 関 泰; 平岡 徹; 森山 正敏*
Nuclear Science and Engineering, 57(4), p.335 - 340, 1975/04
被引用回数:11核融合炉ブランケット中での中性子の挙動を研究するために、球形リチウム金属体系および黒鉛反射体付体系を組み立てた。Uー238/U-235の核分裂比は小型核分裂計数管により測定した。一次元輸送計算はANISNコードにより、P-5-S-8近似で行った。使用した42群の断面積はENDF/B-IIIより1/Eの荷重計数でSUPERTOGコードで作成した。リチウム体系では測定された核分裂比と計算結果は大変よい一致を示した。しかし、黒鉛反射体付体系では実験誤差では説明できない大きな違いが生じた。より詳細な計算は現在実行中である。
森山 正敏*; 関 泰; 前川 洋
JAERI-M 6072, 28 Pages, 1975/03
Sn近似による核融合ブランケット核特性解析の妥当性を、欧米におけるベンチマークモデルの推奨値と比較することにより検証した。更に中性子断面積のエネルギー群縮約効果をトリチウム増殖比について調べると共に、中性子束方向分割メッシュ数、中性子散乱の非等方性、空間メッシュ選択方法がプランケット核計算の精度に及ぼす影響をトリチウム増殖比に着目して検討を行った。
森山 正敏
IAEA/IWGFR Speciliasts Meeting, ,
原子炉停止系は重力落下というpassiveな部分もあるが総体的に能動的システムとして設計されてきた。このシステムの信頼性をより一層向上させる為、出来る限り受動的特性を付与した設計を目指している。この為、passive機能への要求を保護すべき事象の面から検討整理し、独立2系統の原子炉停止系のうち主系統に温度スイッチ方式、後備系にキュリー点方式の制御棒切離し機能を付加する設計を行った。このうちキュリー点電磁石を利用した切離し機構について、電磁気的特性、作動応答性等のR&Dを進めてきた。また、大型炉に応用した場合の、信頼性に影響する因子を分析し、不作動要因、誤作動要因を摘出し、炉心応答性の評価を経て、不作動率、誤作動確率について考察した。
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。