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見掛 信一郎; 山本 勝; 池田 幸喜; 杉原 弘造; 竹内 真司; 早野 明; 佐藤 稔紀; 武田 信一; 石井 洋司; 石田 英明; et al.
JAEA-Technology 2010-026, 146 Pages, 2010/08
JAEA-Technology-2010-026.pdf:41.08MB
JAEA-Technology-2010-026-appendix(CD-ROM).zip:83.37MB
現在、瑞浪超深地層研究所において進めている研究坑道掘削工事では、坑道掘削に先立ちボーリング調査を行い、掘削範囲の地質や地下水状況を把握したうえで坑道を掘削している。調査の結果、深度200m付近の換気立坑側や深度300m研究アクセス坑道で大量湧水が発生する可能性が高いことがわかった。このため坑道掘削時の湧水を抑制する技術として、坑道掘削に先立ち掘削範囲周辺の割れ目にセメントを注入する工法(プレグラウチング)を行った。本報告書は、プレグラウチングの計画と実施過程で得られた技術的知見を取りまとめたものである。
高村 秀一*; 門 信一郎*; 藤井 隆*; 藤山 寛*; 高部 英明*; 足立 和郎*; 森宮 脩*; 藤森 直治*; 渡辺 隆行*; 林 泰明*; et al.
カラー図解,プラズマエネルギーのすべて, P. 164, 2007/03
核融合並びにプラズマに興味を持ってもらい、またその有用性,将来性を広く理解してもらうための一般向け解説書として、プラズマ・核融合学会の企画(日本実業出版社から出版予定)に共同執筆で出版するものである。読者の対象範囲は、理科に興味を持つ高校生,大学生・一般社会人,ある種のプラズマに仕事で関連している人で、他分野からのヒントを求める人など、広い層に読んでもらえることを想定している。(目次:はじめに/プラズマってなんだ?/プラズマ技術のひろがり/実験室の超先端プラズマ/核融合プラズマエネルギーとは?/プラズマエネルギーへの道/核融合プラズマエネルギー発電所を目指して/プラズマエネルギーと未来社会)
Kuznetsov, I.*; Shvetsov, Y. E.*; Ashurko, Yu. M.*; Volkov, A. V.*; Kashcheev, M. V.*; Tsykunov, A. G.*; Kamanin, Y. L.*; Bakhmetyev, A. M.*; Zamyatin, V. A.*; 丹羽 元; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
BN-600高速炉の利用が米露間余剰解体核Pu処分計画のロシア側計画で考慮されている。このためには炉心の一部をMOX燃料に変更して許認可を得る必要があるため、同炉心の安全解析を実施した。評価に際して入力データを整備するとともに、運転時の異常な過渡変化,設計基準外事象の評価,及びレベル1 PSA を実施した。解析結果は同炉の安全系が変更炉心に対しても十分余裕をもって有効であることを示すと共に、設計基準外事象の評価においても規制上の要求を満たすことが明らかにされた。また、安全解析ではバイパックMOX燃料においても特段の問題は見いだされなかった。
此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.
JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06
JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB
ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。
石田 政義; 川田 賢一; 丹羽 元
JNC TN9400 2003-059, 74 Pages, 2003/07
JNC-TN9400-2003-059.pdf:1.58MB
実用化戦略調査研究(FS)のナトリウム冷却混合酸化物燃料高速炉のカテゴリーで設計検討が進められている高転換型炉心の炉心損傷事象(CDA)想定時の安全特性を、CDA起因過程解析コードSAS4Aを適用して検討した。CDAの代表事象として炉心冷却材流量減少時スクラム失敗事象(ULOF)を選定した。炉心の燃料体積割合を増加して高内部転換比を達成すべく、直径11.1mmの太径燃料を採用した上部ナトリウムプレナム付き炉心長1.2mの中型炉(平成13年度検討炉心、略称UPL120)は平均比出力密度(31 kW/kg-MOX)が従来大型炉心の約1/2である。ナトリウムボイド反応度価値は炉心部が6$、上部ナトリウムプレナムが-1$である。UPL120炉心のULOF起因過程はノミナル条件下で即発臨界を僅かに超過する出力バーストとなった。その主原因は、(a)比出力密度が従来大型炉心に比べて著しく低いため、出力上昇時の負の即応的フィードバック反応度(ドップラー及び燃料軸方向膨張反応度)による出力上昇の抑制が従来炉心に比べて弱いこと、及び、(b)炉心長が従来大型炉心の1mに比べて長尺であり、そのため炉心上端部の線出力が低くなり、その結果、比出力密度が低いことも重畳して、ボイド化燃料集合体の燃料破損後の軸方向燃料分散負反応度の挿入が1m炉心に比べて遅れることであり、そのため、未・部分沸騰燃料集合体の燃料破損に起因する速いボイド反応度挿入により即発臨界超過を起こした。この結果を踏まえて、比出力密度を約43 kW/kgまで増加し、炉心長を1m及び0.8mに短尺化した二つの高転換型中型炉心Fsm100(炉心ボイドワース5.7$)及びFsm80(炉心ボイドワース4.9$)が平成14年度に提案された。これらの炉心のULOF起因過程は、(a)いずれの炉心ケースともにノミナル条件下では出力バーストは即発臨界以下のマイルドな挙動となり、(b)ボイド反応度ワース及びドップラー係数の設計評価不確かさを保守側に考慮しても、即発臨界以下のマイルドな挙動となり、起因過程は遷移過程へ移行する。両炉心の比出力密度を基準ケースから34 kW/kgまで(約20%)下げるとULOF起因過程は即発臨界超過の出力バーストとなる。これらの結果から、炉心燃料の平均比出力密度は重要な設計パラメータであり、太径燃料の採用により炉心の比出力
大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.
Fusion Science and Technology, 41(3), p.642 - 646, 2002/05
ITER日本建設のため準備されている安全規制の枠組みに関し、科学技術庁の技術顧問会は「ITER施設の安全確保の基本的な考え方の確立について」に、その技術的見地からの考え方を示した。この報告書では、ITERにおける安全確保の目標を、一般公衆と作業従事者を放射性物質による放射線障害から守ることとしている。そのために、核融合反応の受動的終息性や、低い崩壊熱密度等の、ITER施設の安全上の特徴を考慮して、安全設計と安全評価における技術的要件としての基本的な安全性の原則及びアプローチを定めた。すなわち、上記の目標を達成するため、平常運転時におけるALARAの原則の履行,放射性物質を内蔵する機器の構造健全性の確保による事故の防止を行い、コンファインメント施設を設けることで万が一の事故時でも環境中への放射性物質放出を抑制し公衆の過度の放射線被ばくを防止する。ここでは日本における安全性の原則,考え方,技術基準に基づくトリチウムの安全設計概念等について述べる。
大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.
Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.515 - 522, 2001/04
被引用回数：3 パーセンタイル：27.1(Nuclear Science & Technology)原研で開始されている、ITERの安全設計検討、建設のための設計の具体化、設計基準の整備のための検討の現状及びITERの安全に関するR&Dについて概説する。ITERの安全設計と技術的に考慮すべき要件の検討の過程で考慮されるべき重要な要素として、固有の安全性及び高いレベルの受動的安全性があげられる。これらの安全上の特徴により、基本的に異常の事故への拡大は特別の対処なしに防止可能であり、気密性を持った一次閉じ込め系とこれを取り囲むコンファイメント施設とによりITERの安全確保が可能であることについて述べる。ITERに特徴的な機器の構造設計基準や日本への立地の際に必要とされる免震設計の基準確立のための委員会における検討状況や、原研において進められている、トリチウム閉じ込め、免震構造設計、ICE/LOVA事象等にかかわるITERの安全性に関するR&Dについても報告する。
丹羽 元; 飛田 吉春; 藤田 朋子; 遠藤 寛; 石田 政義; 栗原 国寿; 川田 賢一
JNC TN9400 2001-056, 64 Pages, 2001/03
JNC-TN9400-2001-056.pdf:2.66MB
1999年度から2年間の計画で実用化戦略研究フェイズ1を実施している。本報告書は同調査研究の中で対象としたFBRプラントシステムについて、炉心安全性の観点から検討加えた結果フェイズ1の中間段階でとりまとめたものである。ここでは、新型燃料の安全特性を把握し、各炉心が目標とする炉心安全性を備えていることを確認する目的で、基礎的な検討を含めて下記を行った。すなわち、各種炉心の損傷状態における再臨界性の検討、再臨界回避方策の検討、Na冷却MOX炉の評価、金属燃料、窒化物燃料の安全性特性比較、Na冷却炉のボイド反応度の目安、各種炉心のCDA事象推移の検討、等である。ここでの検討結果は適宜、炉心、プラントの設計に反映されている。フェイズ1の後半では安全性の観点における判断に備えるため、各炉心・プラントの設計の進渉に合わせてさらに検討を進めていく。
深堀 智生; 国枝 賢; 千葉 敏; 原田 秀郎; 中島 宏; 森 貴正; 島川 聡司; 前川 藤夫; 渡辺 幸信*; 執行 信寛*; et al.
no journal, ,
JENDL高エネルギーファイル(JENDL/HE)及びJENDL光核反応データファイル(JENDL/PD)の最新版として、JENDL/HE-2007及びJENDL/PD-2007が公開予定である。JENDL/HE-2007にはJENDL/HE-2004から改訂及び追加をあわせて約100核種のデータが、JENDL/PD-2007には約170核種のデータが格納される予定である。
