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中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; Gulden, W.*
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1417 - 1421, 2016/11
被引用回数：7 パーセンタイル：47.63(Nuclear Science & Technology)日本における核融合原型炉の安全性研究の進展について報告する。特に本論文では、事故のシナリオとその影響の解析、事故に対する安全方策の構築を論じる。様々な事故事象に対する原型炉の熱水力応答を解析し、その際の放射性物質閉じ込め障壁への荷重を評価した。解析評価の結果に基づき、放射性物質を閉じ込め、事故の影響を緩和するための安全方策を考察した。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; Gulden, W.*
Nuclear Fusion, 55(12), p.123008_1 - 123008_7, 2015/12
被引用回数：21 パーセンタイル：65.36(Physics, Fluids & Plasmas)水冷却方式のトカマク核融合原型炉について、真空容器の内外における大規模な冷却材喪失事故を解析した。解析により、そのような事故事象に対する原型炉システムの熱水力応答と、さらに放射性物質の閉じ込め障壁への圧力荷重を明らかにした。この解析結果は、真空容器の内と外における冷却材喪失事故は、それぞれ第1の閉じ込め障壁と最終閉じ込め障壁の健全性を深刻に脅かすことを示唆している。真空容器内冷却材喪失事故については、第1壁トロイダル方向全周破断時において、圧力抑制システムが作動しても、真空容器内圧は設計値まで到達することが分かった。真空容器外冷却材喪失事故については、1次冷却系ギロチン破断に起因するトカマクホールへの圧力荷重は極めて大きく、トカマクホールの健全性を深刻に脅かすことが分かった。論文では閉じ込め障壁への荷重の低減方法について議論した。
中村 誠; 渡邊 和仁; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*; 浅野 和仁*; et al.
Proceedings of 26th IEEE Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2015), 6 Pages, 2015/06
水冷却方式の核融合原型炉の事象シナリオ解析についての最近の進展を報告する。とりわけ(1)第1壁冷却管の複数破断による真空容器内冷却材喪失事象(in-VV LOCA)、(2)1次冷却管ギロチン破断による真空容器外冷却材喪失事象(ex-VV LOCA)、(3)ブランケット内冷却材喪失事象(in-box LOCA)、(4)真空喪失事象(LOVA)を研究した。本研究により、これらの事象に対する原型炉システムの過渡応答特性と放射性物質閉じ込め障壁への圧力荷重が明らかになった。この解析結果に基づき、各事象に対する放射性物質(トリチウム, 放射化ダスト)の閉じ込め方策を検討した。
中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10
被引用回数：19 パーセンタイル：74.63(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10
水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。
中村 誠; 伊庭野 健造*; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 小川 雄一*
Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10
近年我が国において、加圧水冷却材と固体ペブル増殖ブランケットに基づくトカマク核融合原型炉の設計研究が進んでいる。しかしながら、このタイプの核融合原型炉の安全上の特徴はまだ十分に明らかにされていない。本論文は真空容器内・真空容器外における冷却材喪失事象の熱水力解析について報告するものである。水冷却原型炉の安全上(とりわけ閉じ込め障壁への荷重)について、熱水力解析の結果に基づいて議論する。そのような荷重を低減するための方策についても提案する。
Gulden, W.*; Cook, I.*; Marbach, G.*; Raeder, J.*; Petti, D.*; 関 泰
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.419 - 427, 2000/11
被引用回数：5 パーセンタイル：36.64(Nuclear Science & Technology)欧州核融合計画の中で核融合動力炉の環境・安全性を定量化するSEAFP及びSEALと呼ばれる検討評価が、トカマク炉を対象としてなされた。その最新の成果を米国のARIES-RS炉と日本のDREAM炉の検討結果と比較する。またITER-EDAから得られた貴重な教訓についても報告する。二つの主な成功要件である「いかなるプラント内事故によっても公衆避難を要しないこと」及び「将来世代に放射性廃棄物の負担を残さない」を核融合炉が満たすこと、及びこれらの要件が欧州電力事業の軽水炉プラントに対する基本的安全目標に適合することを示す。
中村 誠; 飛田 健次; 谷川 尚; 染谷 洋二; Gulden, W.*
no journal, ,
ITERでは、様々な想定事故シナリオに対し、その事故事象は受動的に終息することが分かっている。核融合原型炉においても事故に対して安全性が担保されるべきであり、設計の初期段階から安全性研究を進め設計に反映させることで、安全性の高い魅力的な原型炉設計につながると期待される。本講演では原型炉の安全性研究の現状についての報告を行う。本研究の安全確保の考え方を明確化し、放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、この目標値に対応する許容トリチウム放出量の評価、原型炉が有する放射性物質量とエネルギーの評価を行った。さらに、MLD法とFFMEA法 を用いて事故シナリオ分析を行い、原型炉で重要な事故事象を選定した。このうち、真空容器外の冷却材損失事象について、炉建屋の加圧と環境へのトリチウム放出量の評価を行い、敷地境界におけるトリチウム被ばく線量は線量目標値よりも大幅に低いことを示した。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; Gulden, W.*
no journal, ,
真空容器内と外における1次冷却材喪失事象に対する原型炉システムの熱水力応答特性を解析した。本研究により、水冷却原型炉における冷却材喪失事象に起因する事故シナリオ、その時定数、放射性物質の閉じ込め障壁への荷重が明らかになった。解析結果に基づき、閉じ込め障壁を脅かす荷重を低減するための方策についても提案する。
