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論文

巨大化する技術の安全管理

黒田 勲*; 飛岡 利明; 吉村 秀實*

高圧ガス, 33(9), p.713 - 723, 1996/00

テーマ「巨大化する技術の安全管理」の座談会に出席し、専門家として意見を述べる。主な内容は、次のとおりである。(1)何故、技術は巨大化の傾向を辿るのか。-巨大化技術の意味、トレンド、メリット等- (2)巨大化技術の内容は何か。-高度化、効率化、複雑化、システム化等- (3)巨大化が積み残した問題は何か。-管理技術、情報処理等- (4)これから推進すべき技術開発課題は何か。-予測技術、技術評価、リスク解析等- (5)巨大化技術に対する社会的アクセプタンスのあり方。-技術不信、経済評価、責任体制、PR等-

論文

Present status and prospects of high-temperature engineering test reactor (HTTR) program

田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実; 飛岡 利明

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Enginering (ICONE), Vol. 2, 0, p.745 - 750, 1995/00

高温ガス炉は、1000$$^{circ}$$C程度の高温の熱を供給でき、高い熱効率の達成のみならず、水素製造などの熱利用により電力以外の他のエネルギ生産分野への活用を図ることが可能で、地球環境保護及びエネルギ供給の多様化の観点から極めて重要である。また高温ヘリウム雰囲気の広いスペースを利用した高温工学に関する先端的基礎研究についても照射研究の高度化に貢献するものと期待される。このため、高温ガス炉の研究開発や高温環境を利用した試験研究が行える研究施設として、熱出力30MW、原子炉冷却材出口温度950$$^{circ}$$Cの高温工学試験研究炉(HTTR)の建設を、1991年3月から進めており、1998年6月臨界をめざしている。計画の経緯、HTTR計画の特徴、計画の現状、そしてHTTRを利用する試験計画の展望について述べる。

論文

Present status of High-Temperature Engineering Test Reactor(HTTR) program

田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実; 飛岡 利明

Proc. of the 3rd Meeting of the Int. Group on Research Reactors; IGORR-III, p.191 - 204, 1994/00

熱出力30MWの高温工学試験研究炉(HTTR)は、高温ガス冷却炉(HTGR)であり、原子炉冷却材出口温度は、最高950$$^{circ}$$Cである。1991年3月、HTTRは建設に着手し、各種の試験検査に合格後、1998年初臨界の予定である。現在、HTTR原子炉建家地階部分、原子炉格納容器の現地工事は終了し、主要機器である原子炉圧力容器、中間熱交換器、黒鉛構造物等は1994年据付開始を目途に、鋭意工場製作中である。本プロジェクトは、HTGR開発の技術基盤の確立、高度化と高温工学に関する先端的基礎研究を実施することとしており、特に先端的基礎研究の進め方の検討が重要となっている。本報告では、HTTRの特徴、建設の現状、HTTRを用いた研究・試験計画について述べる。

論文

Present status of high-temperature engineering test reactor (HTTR) program

田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実; 飛岡 利明

Proc. of the 9th Pacific Basin Nuclear Conf., Vol. 1, 0, p.297 - 301, 1994/00

熱出力30MWの高温工学試験研究炉(HTTR)は、黒鉛減速ヘリウム冷却炉であり、原子炉冷却材出口温度は、最高950$$^{circ}$$Cである。1991年3月、建設に着手し、現在原子炉建家躯体工事はほぼ終了し、近く原子炉圧力容器、中間熱交換器、加圧水冷却器等の主要機器据付工事を開始する。1995年から原子炉圧力容器内に黒鉛構造物等の据付を行い、同年10月一次系耐圧漏洩試験、1996年から1997年にかけて各種機能試験を実施後、1998年6月初臨界の予定である。HTTR計画は、高温ガス炉の技術基盤の確立と高度化に係わる研究開発を進めるとともに、高温環境等を利用した基礎研究を実施することとしている。このような高温工学試験研究を効率的に推進するため、IAEA等を中心とする国際協力などを通じて、HTTRを広く国内外の研究者に解放し、試験研究を実施する体制等について検討を進めている。

論文

高温ガス炉の開発と展望

飛岡 利明

電気協会雑誌, 0(840), p.21 - 27, 1993/10

高温ガス炉(HTGR)は、現在開発中の新型炉のひとつで、高い固有の安全性をもつ炉として高い期待が寄せられている。また~950$$^{circ}$$Cという高温エネルギーが利用できることから、現在~33%の発電効率をもつ軽水炉を遙かに凌駕する~50%以上が得られる唯一の原子力システムと位置付けられている。同時にこの高温は、核熱利用という型で、水素製造、石炭液化等の分野で、従来の燃焼ガスに替る役割を担い、原子力の利用分野拡大に貢献すると考えられている。反面、低い出力密度、スケール効果への低い依存性から、高い建設費という欠点をもつ、これらの、HTGRがもつ特徴を述べ、各国の開発の状況を解説する。あわせて、HTGRの概念を生かすと共に、高温工学に関する先端的基礎研究の具として、日本原子力研究所が、平成10年6月臨界を目途に建設中の高温工学試験研究炉(HTTR、30MW)の建設状況を紹介する。

論文

PSA research and severe accident research at JAERI

斯波 正誼*; 飛岡 利明; 早田 邦久; 阿部 清治

Proc. of the 8th Pacific Basin Nuclear Conf., p.3-A-1 - 3-A-9, 1992/00

原研の原子力施設の安全研究は、「原子力施設等安全研究年次計画」に基づいて進められている。1986年度-1990年度の年次計画でも、1991年度-1995年度の年次計画でも、PSA研究とシビアアクシデント研究は特に重点を置くべき研究として指定されている。本報では両研究の現状を紹介する。PSA研究では、信頼性解析、炉心損傷事故解析、地震リスク解析等のための手法が既に開発されている。現在は、手法開発よりもその応用に重心が移っており、様々なスコープのPSAが実施されている。シビアアクシデント研究では、燃料損傷、溶融進展、核分裂生成物放出・移行、格納容器等の健全性等に関し、現象の理解を深めるための実験が実施されている。また、計算コードの開発や性能評価もなされている。

論文

原子力施設のリスク評価

飛岡 利明

エネルギーレビュー, 1989(9), p.13 - 17, 1989/09

原子力施設に限ることなく、大型施設はリスク・フリーではない。その技術を導入するに先立ち、事前の安全評価を行う必要がそこにある。この安全評価については、古くから許認可に使われて来た決定論的手法を補完するものとして、確率論的安全評価手法が多用され始めた。この手法の歴史、特徴ならびに手法概要を簡単に解説する。そして、例を原子力発電所にとって、1975年に公刊された米国100基の稼動炉がもたらすリスクを評価したラスムッセン報告、それ以降約30に及ぶリスク評価例、特に最近まとめられたNUREG-1150の成果を紹介する。我が国におけるリスク評価の適用例もいくつか触れた。

論文

原子力におけるリスクマネジメント

飛岡 利明

第12回89産業安全対策シンポジウム, p.331 - 337, 1989/01

リスク・マネジメントとは、安全目標を実現させるための活動である。即ち、いかなる技術ともそれを社会に導入すれば、何らかのリスクを生じることになる。リスクは完全に排除できないものであり、管理される、あるいは管理されるべきものと考えられる。どのレベルまで管理すれば安全といえるのであろうか。この設問に答えるのが安全目標である。この観点に立って原子力の分野では、恐らく他のあらゆる新技術に先立ち安全目標を制定しようという動きがある。1960年代の後半に欧米でスタートしたこの動きは、TMI事故で加速され、すでに米国原子力規制委員会は政策声明を出しその実現をはかっている。この安全目標が持つべき条件、その利用方法とあわせて、各国の状況を概観し、リスクマネジメントへの応用について紹介する。

論文

Development of a computerized support system for the emergency technical advisory body in Japan

小林 健介; 飛岡 利明; 藤木 和男; 鴻坂 厚夫; 石神 努; 佐藤 一男

Proc. on PSA 89 Int. Topical Meeting Probability Reliability and Safety Assessment, p.654 - 661, 1989/00

原子力施設における万一の事故時に、国の緊急技術助言組織が事故の拡大防止、放射性物質の放出抑制等に関する助言を迅速、的確に行なうためには、助言組織の支援を目的として以下の機能を持つ計算機利用システムの開発が有用である。即ち、(1)助言組織に常備されている原子力発電所等に関する膨大な資料をデータベース化して、緊急時において迅速な検索・表示を行うこと、および(2)エキスパートシステムの技法等によりプラント情報や事故情報などの総合的分析を行い、助言組織に有用な情報を提供することである。これらの機能を有する緊急技術助言対応システムについて、昭和60年度から3年計画でMark-I型格納容器を有するBWRを対象にパイロットシステムの作成を行った。本報では、主要なシステム構成要素とその開発段階について記述する。

論文

巨大システムの事故分析

飛岡 利明; 阿部 清治; 渡邉 憲夫

原子力工業, 34(4), p.35 - 40, 1988/00

リスク評価解析研究室では、昭和61年度より3年間計画で、委託調査「異なる技術分野における巨大システムの事故の分析及び比較」を実施している。初年度の調査結果にもとずき、本報では各分野における事故の現状と課題、全分野に共通した巨大システムとしての課題について要約する。

報告書

日本における原子力発電プラントに関するデータリスト PWR編,1987年版

泉 文男; 伊藤 昇; 樋口 澄則; 小林 健介; 飛岡 利明

JAERI-M 87-050, 391 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-050.pdf:51.83MB

日本原子力研究所では,1983年から6ケ年計画で原子炉の安全規制や安全性研究に役立たせる事を目的とした原子力発電プラント・デ-タベ-スPPD(Nuclear Power Plant Database)の開発を進めている。PPDは、原子炉設置(変更)許可申請書のデ-タを体系的に整理し、電子計算機に収録してデ-タベ-スにしたものである。対象としたPWR発電炉は、国内で運転、建設或いは建設準備中のもの17基である。その他外国の主な発電炉についても、設備の概要のデ-タを収録してある。本報告書は、PPDに収録されているデ-タのうち、原子炉設備(変更)許可申請書添付書類第8章「原子炉施設の安全設計に関する説明書」に記載されているもの、即ち、設備、機器の性能や仕様に関するデ-タだけを抜き出し打て、より広範な利用のためにデ-タ集の形に整理したものである。外国のデ-タについても比較の参考になるものは併記した。

報告書

日本における原子力発電プラントに関するデータリスト; BWR編,1987年版

泉 文男; 伊藤 昇; 樋口 澄則; 小林 健介; 飛岡 利明

JAERI-M 87-049, 325 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-049.pdf:89.08MB

日本原子力研究所では,1983年から6ケ年計画で原子炉の安全規制や安全性研究に役立たせる事を目的とした原子力発電プラント・デ-タベ-スPPD(Nuclear Power Plant Database)の開発を進めている。PPDは、原子炉設置(変更)許可申請書のデ-タを体系的に整理し、電子計算機に収録してデ-タベ-スにしたものである。対象とした発電炉は、国内で運転、建設或いは建設準備中のもの40基である。その他外国の主な発電炉についても、設備の概要のデ-タを収録してある。本報告書は、PPDに収録されているデ-タのうち、原子炉設備(変更)許可申請書の添付書類第8章「原子炉施設の安全設計に関する説明書」に記載されているもの、即ち、設備、機器の性能や仕様に関するデ-タだけを抜き出して、より広範な利用のためにデ-タ集の形に整理したものである。外国のデ-タについても比較の参考になるものは併記した。

論文

Development of a computerized support system for the emergency technical advisory body in Japan

小林 健介; 飛岡 利明; 藤本 和男*; 鴻坂 厚夫; 石川 迪夫

IAEA-SM-280-38, 13 Pages, 1986/00

緊急技術助言対応システムは、緊急時に緊急技術助言組織に対して、技術助言に役立つ情報を提供することを目的としている。本システムの機能は次のとおりである:(1)原子力安全委員会に常備されている原子力発電所に関わる情報等の検索・表示、(2)事故時のプラント状態に関わる情報やモニタリング情報等に基づき、プラントの状態把握と核分裂生成物の環境放出の有無やその時期を予測する機能、(3)環境への影響評価を予測する機能、(4)防護対策を検討する機能。 原研では、科学技術庁の委託を受けて3年計画でこれを開発するための検討を行ない開発計画を立案したので報告する。

論文

Reliability analysis by decompositionand intergration method

高間 宣博*; 木下 明*; 渡邉 憲夫; 及川 哲邦; 飛岡 利明

World Congress III of Chemical Engineering, 2, p.1100 - 1103, 1986/00

原子力プラントや化学プラントにおける大規模かつ構造の複雑なシステムについて、その信頼性を効率的に評価する手法として開発した分割・協調法を紹介する。本手法の特徴は、(1)対象とするシステムをいくつかのサブシステムに分割することにより、信頼性解析のためのモデリングを独立並行して行える、(2)定性的・定量的な信頼性解析に際し、計算時間の短縮など計算コードの容量を緩和できる、(3)サブシステム間の相互作用を考慮することによりシステム全体の信頼性を評価できる、(4)システムの特徴に適合した解析手法、例えば、フォールト・ツリー解析やGO手法を併用できる、ことである。本手法を原子力発電所の複数のシステムに適用し、手法の有効性を示すと共に本手法の、原子力プラント以外への適用など応用範囲の拡大に資する。

論文

Large-scale reliability analysis by decomposition and integration

渡邉 憲夫; 及川 哲邦; 飛岡 利明; 高間 宣博*; 木下 明*

Proc.of ANS/ENS Int.Topical Meeting on Probabilistic Safety Methods and Applications, p.152 - 1, 1985/00

原子力プラントにおけるシステムの信頼性を評価する上で、種々の問題が生じている。特に、大規模で複雑なシステムの信頼性解析には、かなりの時間と費用が必要となる。本報では、このような大規模システムの信頼性解析を効率的に行うための新しい手法を紹介する。この手法では、まず、大規模システムをいくつかのサブシステムに分割し、各系について独立・並行して信頼性解析を行う。次いで、感度解析や共通要因故障解析を行い、これらの結果を統合して最終的に全体の大規模システムの信頼性を評価する。本手法を適用すれば、複数の解析者によって大規模システムの信頼性を独立に評価し、それを統合することが可能となる。また、フォールト・ツリー解析手法やGO手段など異なった信頼性解析手法を併用してシステム信頼性解析を行うことができる。

報告書

フォールト・ツリー解析における点推定と不確実さ解析

渡邉 憲夫; 石神 努; 樋川 道弘*; 堀井 英雄*; 飛岡 利明

JAERI-M 82-215, 107 Pages, 1983/01

JAERI-M-82-215.pdf:2.52MB

WASH-1400の公刊以来、システムの信頼性評価にフォールト・ツリー解析が多用され、その定量評価には故障率のメディアン値や平均値などを用いて点推定する簡便法が使用されることが多い。これは、点推定値が故障率の誤差などの伝播を考慮して得られるシステム・アンアベイラビリティの累積確立分布の各点にほぼ対応すると想定しているからである。本解析では、5種のフォールト・ツリーを選び、FTA-Jコードシステムで点推定及び誤差伝播解析を行なった。その結果、メディアン値による点推定はシステムの信頼性を実際より高く推定するが、平均値も用いると分布の平均値特性をよく表わし、上限値を使うと誤差を考慮した場合より保守的となることが判った。今後誤差伝播を考慮した不確実さ解析を行なわずに点推定でシステム・アンアベイラビリティを求めるには、平均値を採用することが望ましい。

論文

Present status and future plan of in-reactor experiments on fuel behavior in light water reactors under accident conditions

石川 迪夫; 斎藤 伸三; 飛岡 利明

Energy Dev.Jpn., 2(1), p.13 - 41, 1979/00

軽水炉の事故あるいは異常時の燃料のふるまいについて各国において炉外実験に並行して炉内実験が行われている。本報は炉内安全性実験のこれまでの成果と今後の計画を事故のタイプに分類して解説したもので、日本原子力学会誌に掲載したものをEnergy Development in Japanの編集者からの依頼によって英訳しまとめた。

論文

軽水炉事故時燃料挙動に関する炉内実験の現状と将来計画

石川 迪夫; 斎藤 伸三; 飛岡 利明

日本原子力学会誌, 20(12), p.861 - 870, 1978/00

 被引用回数:0

軽水炉の事故あるい異常状態として、冷却材喪失事故、反応度事故および出力・冷却不整合が考えられている。これらの事故状態において燃料がどのように振舞うかを原子炉を用いた模擬実験によってこれまでに明らかにされた点をNSRR,PBF実験等を中心にまとめ、併せて諸外国における今後の実験計画について解説したものである。

報告書

PCM研究の現状

星 蔦雄; 飛岡 利明; 岩村 公道; 黒柳 利之; 武田 常夫; 平野 見明

JAERI-M 6927, 79 Pages, 1977/02

JAERI-M-6927.pdf:2.85MB

本報告書は、軽水炉安全性研究の一環として、PCM事故研究の現状についての調査及び検討結果を纏めたものである。ここでは、動力炉安全評価におけるPCM事故の位置づけ、燃料破損クライテリア、現在までに得られた主要な研究成果、諸外国のPCM炉内実験計画等に関する現状調査を行ない、PCM研究の範囲や問題点を明白にした。そして、今後必要な炉内および炉外実験の研究課題の検討を行なった。

報告書

軽水炉安全性研究のための照射実験

飛岡 利明

JAERI-M 6925, 143 Pages, 1977/02

JAERI-M-6925.pdf:4.15MB

軽水炉安全性研究の分野で、特に照射実験を必要とするのは、軽水炉燃料と原子炉圧力容器に関係した分野である。この2分野で、現在特に大きな関心を持たれている諸点に関して現状調査を行なった。燃料については、焼きしまり、スエリング、PCMIなどの通常時の挙動研究と、PCMやLOCA摸擬などの異常及び過渡時の挙動研究である。原子炉圧力容器については、中性子照射による材料の脆化に関した諸問題である。これらの研究を意図して、いかなる照射実験が実施され、どの様な結果を生み出しているかについてまとめる。

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