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稲辺 輝雄; 関 昌弘; 常松 俊秀
Fusion Engineering and Design, 42, p.7 - 12, 1998/00
被引用回数：5 パーセンタイル：44.27(Nuclear Science & Technology)核融合炉の認許可に耐え得る安全性を確保する観点から、測定される安全原則、安全要件、信頼性確保のための問題点及び必要なR&Dを述べる。安全確保のための基本原則としては、深層防護とALARAの原則が核融合炉の場合にも不可欠と考えられ、特に深層防護の概念に基づく核融合炉のための具体策を例示する。また、同概念に基づく設計の妥当性を確認するための安全解析上の留意点を示す。さらに、使用する材料の信頼性と実証性のあるデータベース、適切な構造設計基準、供用中検査への設計上の配慮、安全解析で仮定する機器の性能や被ばく評価にかかわるソースタームの担保、解析コードの検証等の重要性を指摘し、核融合実験炉ITERの工学設計活動を中心として国際的に進展中のR&D活動に言及する。また、低放射化材料の廃棄物にもたらす優位性を概説し、今後の展望を示す。
稲辺 輝雄
プラズマ・核融合学会誌, 73(8), p.812 - 819, 1997/08
従来の核融合実験施設やトリチウム取扱施設よりも大規模な核融合施設は、現行の放射線障害防止法による規制では求められていない深層防護とALARAの原則に基づく安全設計が必要と考えられる。ここでは、この二つの原則の考え方を解説するとともに、これらの原則を踏まえた国際熱核融合実験炉ITERの安全設計方針及び米国エネルギー省の磁気核融合施設に対する安全要求の主要な内容を解説する。また、今後国内で核融合施設の安全設計要求を検討する際に留意すべきと考えられる安全評価と安全設計との関連等を解説する。
岡崎 隆司; 関 泰; 稲辺 輝雄; 青木 功
Fusion Engineering and Design, 30(3), p.201 - 216, 1995/07
被引用回数：1 パーセンタイル：17.53(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉の安全確保の達成方法を示す。核融合実験炉の安全上の特徴を踏まえて、安全確保の基本的な考え方として、通常状態に対してはALARA(As Low As Reasonsbly Achievable)を、通常状態からの逸脱に対しては深層防護の考え方を用いることにする。この考え方に基づいた本方法は、機器の安全設計、この安全設計に対して安全上の見地から適切な要求を課すための安全機能の重要度分類の方法とその適用例、これらの妥当性を確認するために安全評価を行うが、そのための事象抽出法とそれを適用して求めた設計基準事象等から構成されている。本方法は核融合実験炉の安全確保を達成するための有効な方法になると考える。
岡崎 隆司*; 関 泰; 稲辺 輝雄; 青木 功
JAERI-M 93-112, 122 Pages, 1993/06
核融合実験炉の安全確保の方法について提案する。核融合実験炉の安全上の特徴を踏えて、安全確保の考え方として、通常状態に対してはALARA(As Low As Reasonably Achievable)を、通常状態からの逸脱に対しては深層防護の考え方を用いることにする。この考え方に基づいた本方法は、機器の安全設計、この安全設計に対して安全上の見地から適切な要求を課すための安全機能の重要度分類の方法とその適用例、これらの妥当性を確認するために行う安全評価のための事象抽出法とそれを適用して求めた設計基準事象例等から構成されている。この一貫した方法で、核融合実験炉の安全確保は得られる見通しで、この方法は安全確保の有力な方法の一つになると考える。
稲辺 輝雄; 中田 宏勝; 秋江 拓志; 与能本 泰介; 小林 日出雄*; 圷 長; 伊藤 治彦; 岩村 公道; 大久保 努; 大杉 俊隆; et al.
JAERI-M 93-106, 104 Pages, 1993/05
本報告書は、軽水炉将来技術総合試験施設計画の中核をなす、燃料照射・炉特性研究のための試験炉について、システム構成、構造概念、核熱特性等の面から技術的検討を行い、試験炉としての概念の成立性を検討した結果をまとめたものである。検討の対象としたのは、PWR条件及びBWR条件の両モードの運転を実施し燃料照射試験を行うとともに炉特性試験を行う「PWR/BWR両用型試験炉」、PWR条件あるいはBWR条件のみのモードの運転を実施しこれらの試験を行う「PWR専用型試験炉」及び「BWR専用型試験炉」、並びに、燃料照射試験のみを効率的に行うことを目標とした「燃料照射専用型試験炉」の4種類である。検討の結果、これらの試験炉は、いずれも、技術的に成立するとともに、必要な燃料照射能力も確保し得るとの見通しを得た。
柳原 敏; 鈴木 敏夫; 稲辺 輝雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 26(8), p.787 - 794, 1989/08
NSRR実験におけるPuO
-UO燃料棒の破損実験に先立ち、単位炉心積分出力当りの燃料中の核分裂密度を
線スペクトロメトリにより算出した。線の測定には、燃料取扱施設の制約上、粉末のサンプルを用いた。このため、試料中の線の自己吸収効果を補正する必要があり、これは、燃料中の超ウラン元素から放出される線の減衰率を求めることにより評価した。また、燃料中に含まれる核分裂性核種のうち、
Pu、
Puは熱外中性子領域に大きな共鳴断面積を持つので、熱外中性子による核分裂の効果を考慮する必要がある。そこで、熱外中性子核分裂の寄与率を変数にして、種々の核分裂生成物の定量結果から核分裂密度を算出した。そして、各核分裂生成核種から求めた核分裂密度の偏差が最小になる寄与率を用いて、最適な値を導出した。
稲辺 輝雄; 寺門 義文; 丹沢 貞光; 片桐 浩; 小林 秀雄
JAERI-M 88-218, 124 Pages, 1988/11
NSRRにおける今後の改良型パルス運転の実施及び照射済燃料実験の実施に備えて、計算制御系統施設及び実験設備の改造を中心とする原子炉施設変更のための基本設計が進められていたが、基本設計の妥当性を確認するためには、原子炉施設に異常な状態をもたらす事象を想定し、安全性を評価する必要がある。この安全評価に当っては、原子炉運転方法の基本的な変更を行うことに鑑み、最新の安全評価に関連した指針等を参考とし、全ての運転形態及び実験条件を考慮し、総合的に原子炉施設全般の安全性を評価した。
稲辺 輝雄; 石島 清見; 丹沢 貞光; 島崎 潤也; 中村 武彦; 藤城 俊夫; 大友 正一; 鈴川 芳弘; 小林 晋昇; 谷内 茂康; et al.
JAERI-M 88-113, 55 Pages, 1988/06
NSRRにおいては、反応度事故時の燃料挙動解明を目的とした炉内実験のために、これまで1kW以下の低出力状態から急嵯なパルス状出力を発生する運転(単一パルス運転)を行ってきた。今後はさらに、実験条件の範囲を拡張するために、10MWまでの高出力の発生と急峻なパルス状出力の発生の組合わせを行う運転(合成パルス運転)及び10MWまでの範囲の過渡出力の発生を行う運転(台形パルス運転)を、改良型パルス運転として実施する。これを実現するためには、NSRRの計測制御系統施設の改造が必要であり、このため、改良型パルス運転における原子炉の安全性を配慮した計測制御系統施設の基本設計を図った。本報告書は、安全設計に当っての基本的な考え方、改良型パルス運転の方法、計測制御系統施設の各構成設備の設計方針及び基本設計の内容、改良型パルス運転に係る主要な動特性等について述べるものである。
石島 清見; 稲辺 輝雄
JAERI-M 84-203, 67 Pages, 1984/11
原子炉制御系を含むNSRRの動特性シュミレーションを行うために、NSRRディジタル・シュミレータを開発した。本プログラムは、アナログ計算機と同等の機能を有するプログラム、ANACOMとNSRRの動特性解析用プログラム、EXCURS-NSRRを結合したものである。ANACOMは汎用性を有するプログラムであり、他の動特性プログラムとの結合も容易である。また、アナログ計算機の使用経験があれば容易に入力データが作成できると共に、アナログ計算機の各種の欠点を克服している。本プログラムを用いたサンプル計算の結果、NSRRの炉特性改良に伴う原子炉制御系の変更に関し貴重な知見が得られ、NSRRディジタル・シュミレータは十分に実用に耐える性能を有することが示された。
大西 信秋; 稲辺 輝雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(7), p.528 - 542, 1982/00
被引用回数：10 パーセンタイル：71.34(Nuclear Science & Technology)NSRRにおける反応度事故条件下の燃料挙動に関する実験的研究では、試験燃料内の発熱量の時間変化を知ることが燃料の破損挙動を解明する上で重要な課題である。試験燃料内の発熱量の時間変化を知るためには、十数桁にわたる即発パルス出力と遅発ランアウト出力を詳細に測定する必要がある。本稿は、二種類の中性子検出器を組み合わせることによって広範囲の出力挙動を測定する方法と、この方法によるNSRRの出力挙動の測定結果について述べたものである。また、本報告では比較のために行なったNSRRの動特性解析の結果と試験燃料内の核分裂あたりの放出エネルギーの時間変化を求めるために行なった解析について述べた。
石川 迪夫; 吉村 富雄*; 星 蔦雄; 稲辺 輝雄
日本原子力学会誌, 23(12), p.930 - 938, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)本研究は、軽水炉の安全評価上重要な事故後の炉心の冷却性問題を、これまでの燃料破損実験等で得られた実際的な燃料破損挙動を基にして考察したものである。LOCA,RIAおよびPCM時の燃料破損挙動は、NSRR,PBF,PNS等における実験結果から、次の7種の基本的な破損形態に分類できる。それらは、1)被覆管の溶融、脆化破損、2)UO溶融破損、3)被覆管の高温バースト破損、4)被覆管の低温バースト破損、5)照射済燃料のUO膨胱破損、6)被覆管の照射脆化破損、7)TMI-2号炉の燃料破損である。このうち冷却性の一時的喪失が生じたのは2)、5)および7)の場合である。この3種の燃料破損は、安全評価基準の事故時の制限値を超える条件で、かつ燃料破損時にUOペレットは溶融しているか、または融点に近い高温状態にある場合にのみ起っている。
稲辺 輝雄; 斎藤 伸三; 柳原 敏
JAERI-M 9178, 23 Pages, 1980/11
NSRRにおいては、これまで軽水炉用酸化ウラン燃料の反応度事故時における破損挙動を調べるための実験研究を進めてきたが、これに加えて、昭和54年度から動燃事業団との共同研究として、熱中性子炉用プルトニウム-ウラン混合酸化物燃料の破損挙動に関する実験研究を実施することとし、昭和55年度末の実験開始を目標に準備作業を進めてきた。この作業の一環として、混合酸化物燃料実験用に開発・試作したカプセルを用い、UO燃料を試験燃料としてNSRRの炉内実験に供し、実験物の核特性、燃料破損に対するカプセルの健全性ならびにジルカロイ-水反応による発生水素圧の影響等を確認した。本稿ではこの予備実験の結果について述べる。
落合 政昭*; 稲辺 輝雄; 丹沢 富雄*; 石島 清見; 斎藤 伸三
JAERI-M 8285, 17 Pages, 1979/06
動力炉で想定される反応度事故はNSRR標準実験と比べて、燃料の総発熱量に占めるラン・アウト出力の寄与が大きい。そのため、NSRRにおいてラン・アウト出力を通常より長くした実験を行なって、ラン・アウト出力による燃料挙動に及ぼす影響を調べた。NSRR標準燃料を用いて、総発熱量283cal/g・voおよび170cal/g・voの条件で2回の実験を行なった。そのうち、ラン・アウト出力による発熱量はそれぞれ39.30cal/g・voである。その結果、本NSRR実験条件の範囲では、ラン・アウト出力の差によって燃料破損挙動および燃料温度挙動などに顕著な差が見られないことを確認した。
石川 迪夫; 稲辺 輝雄
Advances in Nuclear Science and Technology, Vol.11, p.285 - 335, 1979/00
本論文は、世界的な反応度事故に関する試験研究の推移、NSRR研究計画の必要性、NSRR炉の特徴と実験能力、NSRR実験の計画と方法、および1975年10月から1976年6月までに得られた軽水炉型燃料に対する実験結果、ならびに実験の将来計画を述べたものである。
星 蔦雄; 斎藤 伸三; 塩沢 周策; 丹沢 富雄*; 小林 晋昇; 落合 政昭*; 稲辺 輝雄; 石川 迪夫
日本原子力学会誌, 20(9), p.651 - 661, 1978/09
被引用回数：7反応度事故時における燃料挙動に関してNSRRを用いて実験的に究明を行った。実験は未照射1気圧PWR型燃料を常温・常圧の水を満たしたカプセルに組込み、パルス照射することによって行った。発熱量50~450cal/g,UOの実験より、燃料破損挙動に関して以下の点を明らかにできた。燃料の破損には、クラックおよび分断に特徴づけられる被覆材溶融破損と、微粒子化に特徴づけられるペレット溶融破損の2つの形態がある。前者は被覆管の内面溶融に始まり、ペレットとの一体化および酸化による脆化を経て、被覆材の急冷時の熱的な力によって起こり、そのしきい発熱量は約260cal/g,UOである。一方、後者はペレットの溶融と被覆材の強度低下によって起こり、そのしきい値は約380cal/g,UOであり、この場合には、破壊力が発生する。酸化、変形については両者ともペレットと被覆管との接触が主要な因子となり、その発生のしきい値は共に約140cal/g,UOである。
稲辺 輝雄; 大西 信秋
JAERI-M 7183, 77 Pages, 1977/08
本計算プログラムは、軽水炉において反応度の外乱が生じた場合の、炉心の核熱水力的過渡応答を解析するための準静的多次元空間依存動特性計算コードである。本計算プログラムは以下のような特徴を有している。(1)炉心内の中性子束分布および出力分布を準静的に取扱い、指定した時刻または燃料温度の増加量に応じて温度依存の核定数を用いて計算する。また、計算体系は2次元(R-Z)および3次元(X-Y-Z)が可能である。(2)熱水力計算は、炉心を最大5領域に分割し、それぞれの領域について、燃料および冷却材の熱水力挙動を求める。(3)フイードバック効果として、ドップラー効果、l減速材温度効果、ポイド効果および破覆間の熱膨張による効果が考慮することができる。本計算プログラムは、FORTRAN-IVによって書かれており、FACOM-230
5およびCDC-6600用が用意されている。
燃料の臨界量に関する検討北野 照明*; 大西 信秋; 斎藤 伸三; 稲辺 輝雄; 石島 清見; 吉村 富雄*; 石川 迪夫; 村主 進
JAERI-M 7085, 19 Pages, 1977/05
UO燃料の臨界質量に関して、濃縮度および水素/ウラン235の密度比をパラメータにとって、一次元輸送コードXSDRNで計算し、これらのパラメータとUO燃料の臨界質量の関係を求めた。さらに、この計算結果を基に、軽水炉のUO燃料が溶融し、一箇所に集った場合の再臨界の可能性について検討した。その結果、UO燃料のみが一箇所に集った場合、いかなる条件を仮定しても再臨界になる可能性はないという結論を得た。
斎藤 伸三; 稲辺 輝雄; 藤城 俊夫; 大西 信秋; 星 蔦雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 14(3), p.226 - 238, 1977/03
被引用回数：30NSPRを用いた反応度事故条件下における燃料破損実験においては、パルス特性および実験能力、とりわけ試験燃料中の発熱量が重要となる。 パルス特性試験では最大4.67ドルの反応度挿入まで行い、この条件でピーク出力21,100MW、積分出力117MW・sec、最短炉周期1.13msecを得た。 又、挿入反応度を変えた場合のパルス運転時の出力、燃料および被覆材温度等の特性については時間変化および最大値を含めて計算値は実測値と良く一致した。更に臨界および未臨界からのパルスについては解析的にも実測においてもパルス特性にはほとんど差を生じなかった。試験燃料中の発熱量については測定値は計算値を約10%上廻り、設計値を十分満足した。又、5本バンドル試験燃料の場合は1本の場合と比較して外側の燃料で約20%、内側の燃料で約40%発熱量が減少することが実験的にも解析的にも確められた。
伊勢 武治; 稲辺 輝雄; 中原 康明
日本原子力学会誌, 17(6), p.314 - 321, 1975/06
NSRRの炉特性解析法の確立をはかるとともに、この炉の炉物理的特徴を明らかにした。また、実験孔最適設計の検討を行なった。炉解析上の特徴は、中性子の散乱過程を充分考慮した炉定数作成コードおよび臨界計算コードが必要であること。炉物理上の特徴は、即効性負温度係数が-0.94
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Cと大きいこと、この温度係数の80%は熱中性子の寄与であること、多群の熱群炉定数でないとは、いづれも実験孔内の物質による影響を受けること、試験燃料ピンに最大発熱を与える実験孔内の軽水の最適の厚さが存在し、それがピンの太さおよびウランの濃縮度に依らないこと、等である。
