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報告書

Simulator for materials testing reactors

竹本 紀之; 菅谷 直人; 大塚 薫; 花川 裕規; 小沼 勇一; 細川 甚作; 堀 直彦; 神永 雅紀; 田村 一雄*; 堀田 浩司*; et al.

JAEA-Technology 2013-013, 44 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2013-013.pdf:4.42MB

日本原子力研究開発機構では、原子炉挙動の理解及び技能向上を図り、原子力発電所を導入しようとしているアジア諸国をはじめとした国内外の原子力人材育成に貢献するため、照射試験炉シミュレータを開発した。本シミュレータは、文部科学省からの最先端研究開発戦略的強化費補助金のうち、世界最先端研究用原子炉の高度利用による国際的研究開発拠点の整備事業の一環として整備したものであり、照射試験炉の一つであるJMTRをベースに設計し、照射試験炉における運転,照射試験,運転時の異常な過渡変化や事故を模擬することにより、これらに対応した原子炉及び照射設備の運転操作訓練を行えるようにした。本報告は、本シミュレータのシミュレーションモデル,ハードウェア仕様及び運転手順についてまとめたものである。

論文

Development of simulator for materials testing reactors; Model overview

Kollryd, T.*; Romas, A.*; Porter-Peden, M.*; 竹本 紀之; 木村 伸明; 大岡 誠; 神永 雅紀; 石塚 龍雄*; 田村 一雄*

Proceedings of 5th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-5) (Internet), 9 Pages, 2012/10

国内外の原子力人材育成や原子炉及び照射設備の運転員の技術力向上を目的として、照射試験炉シミュレータを開発した。本シミュレータは、熱出力50MWである軽水減速冷却タンク型の材料試験炉JMTRをベースに設計を行った。開発においては、炉心の核特性を高精度かつリアルタイムに模擬するため、REMARK$$^{TM}$$コードを適用し、3次元かつ時間依存の4群拡散理論に基づく核計算モデルを構築した。原子炉冷却系統においても、高精度な解析が必要な炉心部については、RELAP5-HD$$^{TM}$$コードを用いて、時間依存かつ3次元の熱水力モデルを構築した。核計算モデルは、熱水力モデルと相互に作用するように接続している。すなわち、核計算モデルからは出力を減速材に伝え、熱水力モデルからは核計算モデルに熱水力のフィードバックを伝える。炉心部外については、JTopmeret$$^{TM}$$コードを用いて簡略化した熱水力モデルを構築した。これらにより、照射試験炉の核的及び熱的挙動の忠実、かつ、リアルタイムシミュレーションを可能にした。本シミュレータは、平成24年より供用を開始し、原子力人材育成のための研修に活用している。

論文

Real time simulator for material testing reactor

竹本 紀之; 今泉 友見; 出雲 寛互; 堀 直彦; 鈴木 雅秀; 石塚 龍雄*; 田村 一雄*

JAEA-Conf 2011-003, p.271 - 275, 2012/03

文部科学省からの最先端研究開発戦略的強化費補助金のうち、世界最先端研究用原子炉の高度利用による国際的研究開発拠点の整備事業において開発を進めている照射試験炉シミュレータの概要について報告する。照射試験炉シミュレータは、材料試験炉JMTRをベースとし、照射試験炉の通常運転のほか、照射試験時,異常時,事故時等の主要パラメータを模擬し、これらに対応した原子炉及び照射設備の運転操作訓練を行えるようにするもので、これを活用した研修により原子炉の理解及び原子炉運転等の技能向上を図り、原子力人材育成に貢献することを目的としている。原子炉制御操作卓、プロセス制御コンソール,照射設備制御コンソール,インストラクタ用コンソール,計算サーバ等から構成するものとし、平成22年度に設計を行った。平成23年度から製作を開始し、平成24年度から供用を開始する予定である。

報告書

地震時システム信頼性解析コードSECOM2の使用手引

内山 智曜; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 渡辺 裕一*; 田村 一雄*

JAERI-Data/Code 2002-011, 205 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-011.pdf:8.52MB

本報告書は、地震に対する原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)におけるタスクの1つであるシステム信頼性解析を目的として原研で開発してきた地震時システム信頼性解析コードSECOM2の使用手引としてまとめたものである。SECOM2コードには、炉心損傷または任意の頂上事象の発生条件を表すフォールトツリーとそれを構成する機器等の耐力や応答に関する情報、地震危険度曲線等を入力として、応答係数法に基づいた地震動レベルごとの機器損傷確率やシステム機能喪失確率の計算,当該サイトでの地震危険度曲線を組み合わせた事故シーケンスの発生頻度や炉心損傷頻度の計算,さまざまな指標を用いた重要度評価,不確実さ解析,応答及び耐力の相関性を考慮した炉心損傷頻度の評価等を行う機能がある。本報告書では、これらSECOM2の機能について計算方法を示し、各機能を用いる際の具体的な使用方法について説明する。

報告書

動的信頼性解析プログラムDYANAの改良

田村 一雄*; 入谷 佳一*

JNC TJ9440 2000-004, 22 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-004.pdf:2.35MB

確率論的安全評価において、事故シーケンスの発生頻度を求めるために、フォールトツリー/イベントツリー手法が広く使われている。しかし、従来の手法では、運転現場において実際に運転員が対峙している事象推移をダイナミックに取り扱うことができない。そこで、FBRを対象とした、緊急時運転手順操作とプラントの間のダイナミックな相互作用を扱う動的解析プログラム(DYANA)を作成した。これまでの開発の中で基本的な解析モデルは固まりつつあるが、計算時間の短縮が課題となっている。今回作業では計算時間を短縮するためにMPIを用いてDYANAの並列化を実施し、WSクラスタ上でほぼ理想値に近い並列化性能を実現した。

報告書

人間信頼性評価のための解析支援システムJASPAHR ver.1.5使用マニュアル

横林 正雄; 木下 直樹*; 田村 一雄*

JAERI-Data/Code 2000-015, p.102 - 0, 2000/03

JAERI-Data-Code-2000-015.pdf:13.92MB

人間信頼性解析(HRA)手法は種々開発されているが、いずれもそれらを用いるためには熟練を要し、実施にはイベントツリー(ET)の作成や不確定幅の計算などの煩雑さを伴う。さらにいずれの方法も単独で評価するには不十分である。そこでHRAを実用的、効率的に実施するために、PC上で稼働するHRA支援システムJASPAHRを開発した。JASPAHRは、詳細な評価方法としてHRA-ET/DeBDAとOATを組み合わせた方式を、簡単な評価方法としてTHERPを簡略化したASEP法を用いており、評価方法により使い分けている。評価に必要なヒューマンエラー率については、データを収集し、支援システムと連動して使用可能なデータベースとして用意されている。誤診断解析手法としてINTENT法を加えるとともに使いやすさ等の面でも改善を行うなどして改良を図った。本報告書はこの改良版JASPAHR(Ver.1.5)のマニュアルである。

報告書

人間信頼性評価のための解析支援システム使用マニュアル

横林 正雄; 田村 一雄*

JAERI-Data/Code 95-013, 99 Pages, 1995/10

JAERI-Data-Code-95-013.pdf:3.04MB

人間信頼性解析(HRA)手法は種々開発されているが、いずれもそれらを用いるためには熟練を要し実施にはイベントツリー(ET)の作成や不確定幅の計算などの煩雑さを伴う。さらにいずれの方法も単独で評価するには不十分である。そこでHRAを実用的、高率的に実施するために、HRA支援システムを開発した。本システムは詳細な評価方法としてHRA-ET/DeBDAとOATを組合わせた方式を、簡単な評価方法としてTHRPを簡略化したASEPを用い、評価目的により使い分けている。さらに評価に必要なヒューマンエラー率のデータを収納したデータベースを作成した。これらを結合して効率的なHRA解析が可能になった。本報告書では、支援システムに用いたHRA手法の概要、支援機能、使用方法等についてまとめている。

報告書

フォールトツリー作成支援プログラムPC-CREFTSの使用手引

渡邉 憲夫; 田村 一雄*

JAERI-M 93-120, 82 Pages, 1993/06

JAERI-M-93-120.pdf:1.88MB

原子力発電所のPSAにおいて、系統の信頼性あるいは炉心損傷事故の発生頻度評価を効率的に行うために、原研では、パソコン(PC)上で稼働するレベル1PSAプログラムパッケージPC-REFTの開発を行っている。本報は、PC-REFTの構成プログラムの1つであるフォールトツリー作成支援プログラムPC-CREFTSの使用手引としてまとめたものである。PC-CREFTSは、PC画面上で対話形式によりフォールトツリーを作成・編集する機能、ツリー構造の整合性や機器故障率データの欠落をチェックする機能、フォールトツリー解析コードFTA-J、CUT-TD用の入力データを作成する機能等を有するため、フォールトツリー解析を効率的に行うことができる。

論文

レベル1PSAプログラムパッケージ(PC版)の開発

渡邉 憲夫; 星野 学*; 田村 一雄*; 樋口 澄則*

第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.159 - 164, 1993/01

原子力発電所の確率論的安全評価手法(PSA)においては、炉心損傷事故の発生頻度を評価するためにイベントツリー解析手法及びフォールトツリー解析手法が用いられている。しかしながら、イベントツリーやフォールトツリーの作成にあたっては、解析者による試行錯誤的な作業が要求され、かなりの労力を要する。この種の労力を軽減するために、パーソナルコンピュータ上で稼働するレベル1PSAプログラムパッケージPC-REFTの開発を進めている。PC-REFTは、対話形式によるイベントツリーやフォールトツリーの作成、ミニマルカットセットの導出、頂上事象の発生確率/事故シーケンスの発生頻度の点推定計算や不確実さ解析を行うためのプログラム群から構成される。本報では、PC-REFTの構成及び機能と、その使用例を紹介する。

口頭

Real time simulation of materials testing reactors for human resource development

竹本 紀之; 木村 伸明; 大岡 誠; 神永 雅紀; 堀田 浩志*; 田村 一雄*

no journal, , 

文部科学省からの最先端研究開発戦略的強化費補助金のうち、世界最先端研究用原子炉の高度利用による国際的研究開発拠点の整備事業において照射試験炉シミュレータを開発した。照射試験炉シミュレータは、JMTRをベースとして設計し、通常運転時,異常時,事故時のほか、照射試験にかかわる照射試験炉の運転操作を行えるようにしたもので、原子力人材育成の推進や原子力発電・試験研究炉の導入を計画している開発途上国との協力関係の推進等に貢献することを目的としている。原子炉制御盤,プロセス制御盤,照射設備制御盤,インストラクタ制御盤,計算サーバ等から構成し、照射試験炉の運転操作を模擬できるほか、原子炉内の中性子のふるまい等をより理解しやすくするため、シミュレーション時の炉心部における中性子束分布,燃料温度,冷却水温度,冷却水流量等、各種パラメータをリアルタイムかつグラフィカルに表示できるようにした。

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