Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
平野 雅司; 若林 利男*; 速水 義孝*
原子力工業, 42(10), p.1 - 5, 1996/10
チェルノブイル事故の原因については、事故直後の旧ソ連政府の報告では、「運転員の6つの規則違反」が主要因として指摘されたが、旧ソ連原子力安全監視委員会の報告書(シュタインベルク報告,1991年)では、これらは実際には違反ではなかったか、もしくは違反であってもその後の事故進展への影響は小さかったとしている。さらに、制御棒を挿入すると正の反応度が印加されるという、いわゆるポジティブ・スクラムの効果が大きかったと指摘している。この効果については、ロシアのみならず我が国でも解析が続けられているが、事故原因の中でこの効果がどの程度の比重を持っているかについての評価は未だ定まっていない。本報告では、シュタインベルク報告、IAEAのINSAG(国際原子力安全諮問グループ)の報告書等を参照し、事故原因に関する経緯についてまとめるとともに、事故後の同型炉の改善の状況等について解説する。
川村 利明; 速水 義孝; 福村 信男; 猪原 敏照
動燃技報, (93), p.79 - 85, 1995/03
ATRの大型炉心としては、重水炉の特性である燃料利用に対する柔軟性を活かしつつ単位出力あたりの圧力管本数の低減を図ることが経済性向上の観点から有効である。このためには、多数本燃料および太径圧力管の採用を前提にし、格子特性を解析した。園結果燃料棒本数72本、ガドリニアを2w/o混入した燃料有効長3.7mのクラスタ型燃料集合体格子で炉心を構成することにより、熱出力4,220Mw取出平均燃焼度48,000Mwd/t、圧力管本数780本の炉心の成立性の見通しを得た。
速水 義孝; 新沢 達也
配管技術, 35(9), p.51 - 56, 1992/00
ATRは重水を減速材としてしようしているために、柔軟な燃料利用特性および天然ウランやウラン濃縮量を削減できるという特長を有している。原型炉「ふげん」は、昭和45年12月に建設に着干し、昭和54年3月に運転を開始した。事業団は、この開発のために大洗工学センタ- に規模試験装置を設置し、ATR特有な技術である核特性、伝熱流動特性、機器の耐久性、安全等の試験を行った。実証炉はR&Dの成果と「ふげん」の運転実績にもとづいて、設計基準及び設計手法を高度化している。また、実用化に向けての基盤技術の開発として、燃料の高燃焼度化及び安全研究を実施している。
北原 種道*; 若林 利男*; 福村 信男*; 菅原 悟*; 小池 通崇*; 速水 義孝*; 河西 善充*
PNC TN1410 91-063, 239 Pages, 1991/08
新型転換炉の研究開発は、大洗工学センターの施設を中心にして「ふげん」及び実証炉のための研究開発ならびに設計研究からなっている。「ふげん」のための研究開発及び実証炉のための初期段階の研究開発の成果は、国のチェックアンドレビューの場にとりまとめ提出し、国の審議を受けた。(昭和57年)この資料はチェックアンドレビュー以降の研究開発の成果を実証炉の技術確証試験開始(昭和62年)までの研究開発と技術確証試験開始以降の研究開発を以下の内容に従ってまとめたものである。(1)プラントシステム評価研究(実用炉構想評価研究)(2)炉物理研究開発(核設計)(3)伝熱流動研究開発(熱水力設計)(4)部品機器研究開発(運転保守技術の高度化、炉心構造、システム開発)(5)安全性研究開発(6)供用期間中検査技術研究開発 平成3年度以降も継続される技術確証試験、安全研究ならびに高燃焼MOX燃料開発等今後実施していくものについては、継続して評価し取りまとめていく。
森下 善嗣; 松下 出; 望月 弘保; 速水 義孝
PNC TN9410 90-069, 23 Pages, 1990/05
None
望月 弘保*; 速水 義孝*
PNC TN9410 88-015, 24 Pages, 1988/02
None
若林 利男; 速水 義孝; 北原 種道
Nuclear Engineering and Design, 106(2), p.163 - 178, 1988/02
被引用回数：2 パーセンタイル：31.38(Nuclear Science & Technology)チェルノブイリ原子力発電所事故に関して、ソ連から発表された6項目の改善策のうち、以下の3項目について技術的評価を行った。(1)制御棒引抜き上限値の変更(炉心上端から1.2m挿入)(2)冷却材ボイド係数の改善(炉心挿入制御棒を80本へ増加,濃縮度2.0%から2.4%へ増加)、(3)緊急時急速停止設備の設置(吸収材注入時間1
2秒)。この結果、(1)または(3)の対策によって、今回の事故と同じ出力上昇条件になっても事故には至らないことが明らかになった。また(2)によって、冷却材ボイド係数は大幅に改善され、今回と同じ様なプラント条件(流量低下)となっても事故には至らないことが分かった。
若林 利男; 望月 弘保; 緑川 浩*; 速水 義孝*; 北原 種道*
Nuclear Engineering and Design, 103(2), p.151 - 164, 1987/08
被引用回数：9 パーセンタイル：66.68(Nuclear Science & Technology)ソ連チェルノブイリ原子力発電所事故の事象解明のため、チェルノブイリ炉の核熱特性、事故直前までのプラント動特性及び事故時の出力上昇解析を、ATRの核熱動特性解析コード(WINS-ATR, FATRAC, SENHOR等)及びEUREKA-2コードを用いて行なった。これらの解析結果は、ソ連発表の事故報告書の内容とよく一致することが認められた。
若林 利男*; 速水 義孝*
PNC TN9410 87-065, 86 Pages, 1987/04
(目的)ATRの反応度変化解析において、反応度フィードバック効果を時間的、空間的に正確に求めるため、3次元反応度変化解析コード(EUREKA-ATR)を開発する。(方法)核熱結合-点近似動特性解析コード(EUREKA-2)と3次元拡散計算コード(CITAION)を基にして作成する。(結果)以下の特徴を持つ3次元反応度変化解析コード(EUREKA-ATR)が完成した。1) EUREKA-2の熱流動モデルを採用しているため、急激な冷却材温度上昇やボイド発生がある反応度投入事象の解析が可能である。2) 拡散計算として3次元モデルを採用しているため、制御棒引抜き事象解析が正確に行える。3) 格子断面積がライブラリーとして外部ファイル化されており、各ゾーンへの断面積のセットが燃料温度、ボイド率等により自動的に行える。4) 核計算において自動ゾーン割付け機能を有しているので取替炉心における反応度事故解析も容易に行える。(結論)EUREKA-ATRコードの開発によってATRプラントの空間依存の反応度投入事象の解析が精度良く、かつ容易に行えるようになり、「ふげん」及び実証炉の安全審査対応に使用していける。
Am蓄積を考慮した核燃料サイクル計算コード(PUFLOW)の整備及び取り扱い説明書若林 利男*; 仁紫 明人*; 速水 義孝*
PNC TN9520 87-007, 162 Pages, 1987/03
使用済燃料から取出されるPuは炉型、燃焼度によってPu同位体組成比が異なる。Pu同位体組成比の異なるPuを使用する場合、燃焼度が変化するため同一燃焼度を達成するには、Pu
富化度の調整が必要となる。また、Puは半減期約14年でAmになる。このためPuの貯蔵期間、貯蔵形態によって、Puの減少した、また、Amの含まれたPuを使用しなければならなくなる。Amは熱エネルギー領域における中性子捕獲断面積が大きく
Bのそれに近い程度であるためAmにより燃焼度が低下する。このため長期的なPu蓄積量を評価するにはPu同位体組成変化、Am蓄積を考慮した物量バランスが計算できるコードが必要となる。Puフロー解析コード(Pu-flow code)は、以下を考慮したPuの物量収支の計算ができるコードである。(イ) Puの需給 (ロ) Pu組成変化 ・生成Puの同位体組成 ・Puの崩壊 ・Amの生成 (ハ) 各炉におけるPu利用特性 ・Pu同位体組成の影響 ・Am蓄積の影響 (ニ) Puの貯蔵 (ホ) Puの利用から炉型組合せ
若林 利男*; 福田 研二*; 速水 義孝*; 菅原 悟*; 北原 種道*; 飯島 一敬*
PNC TN952 79-22, 71 Pages, 1979/09
原子力関係の文献,書籍をTSS(タイム・シアリング・システム)を利用し,会話形式で検索できる文献検索コード(SESYL)を作成した。本コードの特徴としては次の点があげられる。 1)会話形式のため検索が容易であり即応性にすぐれている。 2)検索方法として,分類番号,著者,出典,キーワード,タイトル,アブストラクト等があるが,そのどれについても同じ操作方法で容易におこなうことができる。 3)プログラム上の検索方法としてペターンマッチング法を採用し,検索時間の短縮が得られた。 本コードはCDC6600/CYBER計算機を用いて,一件の検索時間は5sec以下である。また,現在の収納文献数は約1000件である。
若林 利男*; 飯島 一敬*; 速水 義孝*; 福田 研二*; 菅原 悟*; 宮脇 良夫
PNC TN941 77-75, 40 Pages, 1977/05
原子炉制御のための液体ポイズン管としては,イギリスのSGHWRの急速停止系,カナダのCANDO―PHWの領域制御系に使われている。▲今回の大型炉反応度制御系の検討では,この液体ポイズン制御管を反応度制御系の主なものとして使用する場合の反応度制御特性,設計条件,設計に必要なR&D項目等について検討をおこなった。▲微・粗調整系用の液体ポイズン管として2重管構造のものを使用し,ポイズン管内の液面制御をおこなえば,固体制御棒と同じ程度に制御可能であることが認められた。また安全系の急速停止用ポイズン管についても,微・粗調整系に用いたものと同じ構造のポイズン管で十分であり,かつ注入に必要なポイズンを貯蔵しておくヘッドタンクも高圧に加圧する必要がないことが認められた。▲今後の液体ポイズン制御管系の設計はR&Dにより特性および信頼性を確認しつつおこなわれる予定である。▲
若林 利男*; 飯島 一敬*; 福田 研二*; 菅原 悟*; 速水 義孝*; 宮脇 良夫
PNC TN941 77-74, 34 Pages, 1977/05
燃料中にバーナブルポイズンを入れることの目的には,余剰反応度の抑制,局所ピーキングおよび出力ミスマッチの改善,パーンアップの向上等があげられる。▲今回の大型炉炉心特性の検討では,バーナブルポイズンとしてガドリニウムを使用した場合の炉心特性,すなわち余剰反応度抑制効果,局所ピーキング,出力ミスマッチの改善および冷却材ボイド反応度に与える影響等について検討した。▲検討結果としては次のことがあげられる。▲1)ガドリニウムバーナブルポイズンを用い余剰反応度を長く抑制しておくには,燃料集合体の内側層の特定の燃料棒に多量にガドリニウムを添加しなければならない。▲2)局所ピーキングの改善はガドリニウムバーナブルポイズンでは困難である。▲3)出力ミスマッチについては6%18%改善される。▲4)ガドリニウムバーナブルポイズンの添加は冷却材ポイド反応度をより負側にする。▲
速水 義孝
月刊電気情報, (6), ,
ATRは重水を減速材として使用しているために、柔軟な燃料利特性および天然ウランやウラン濃縮量を削減できるという特長を有している。原型炉「ふげん」は、昭和45年12月に建設に着手し、昭和54年3月に運転を開始した。事業団は、この開発のために大洗工学センターに実規模試験装置を設置し、ATR特有な技術である核特性、伝熱流動特性、機器の耐久性、安全性等の試験を行った。実証炉は「ふげん」の運転実績をもとに、設計基準及び設計手法をさらに高度化している。現在、基本設計を完了し、設計を裏付けるための確証試験を実施している。実用化に向けての基盤技術の開発として、圧力管内の平均チャンネル出力向上による炉心の簡素化、燃料の高燃焼度化による燃料コストの低減、安全性のさらなる向上に向けての研究を実施している。
森下 喜嗣*; 松下 出; 速水 義孝*
Int.Conf.on Supercomputing in Nuclear Application, ,
高温高圧配管が破裂した際の配管内部の初期圧力挙動を、流体の熱非平衡、配管の変形及び破断面積の時間変化を考慮して解析する手法を開発した。配管破裂時には、内面に作用する圧力によって配管が半径方向に変形しながら内部の高温高圧水が流出する。この挙動は約1m秒という短時間に配管の変形と冷却材の流出が同時に発生するため管内の圧力は流体の減圧時熱非平衡、配管の変形時間変化及び破断面積の時間変化に依存する。解析では、減圧時の熱非平衡を考慮するために二流体モデルを適用し、非平衡蒸発モデルを考慮した。また、配管の半径方向移動速度を考慮するために移動する管壁と流体の相対速度を基礎式に考慮した。更に、破断面積の時間変化を考慮するために流体の透過率を時間依存で扱えるポロシティモデルを破断口に適用した。また、配管を内圧によって破裂させ、その時の内圧を計測した試験の解析に本手法を適用し、解析手法の妥当性を確認した。
