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報告書

高速実験炉「常陽」の確率論的安全評価にかかわる研究; 内的事象に対するレベル1PSA

石川 宏樹; 高松 操; 川原 啓孝; 三原 隆嗣; 栗坂 健一; 寺野 壽洋; 村上 隆典; 則次 明広; 井関 淳; 齊藤 隆一; et al.

JAEA-Technology 2009-004, 140 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-004.pdf:2.0MB

確率論的安全評価(PSA: Probabilistic Safety Assessment)は、原子炉施設の合理的安全規制・安全管理活動の一つであり、日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉のPSA手順標準化のための技術基盤整備を目的に、定格出力運転時における内的事象に対するPSAにかかわる研究を実施している。当該研究の一環として、高速実験炉「常陽」について、レベル1PSAを試行し、出力運転時における内的事象に起因して炉心損傷に至る事故シーケンスの同定及び炉心損傷頻度を定量化した。本研究の結果、「常陽」における全炉心損傷頻度は5.0$$times$$10$$^{-6}$$/炉年であり、IAEA INSAG-12に記載された炉心損傷頻度の目標値である10$$^{-4}$$/炉年(既設炉に対して)及び10$$^{-5}$$/炉年(新設炉に対して)を下回っていることを確認した。

報告書

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

報告書

JRR-2制御系,冷却系機能試験

神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; 柚原 俊一; et al.

JAERI 1023, 120 Pages, 1962/09

JAERI-1023.pdf:8.67MB

JRR-2原子炉は、1956年11月米国AMF社と契約を結び、1958年4月より建設工事に着手した。建設工事期間には、ほかの報告に見られるように、種々の問題があり、据付組立が完了したのは1959年12月末であった。その後引続き、制御系,冷却系の機能試験が行われた。これはそれらの試験の報告である。

報告書

JRR-2における水・ガスの処理と分析

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.

JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08

JAERI-1024.pdf:5.66MB

この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。

報告書

JRR-2の臨界実験と特性測定

JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03

JAERI-1025.pdf:4.6MB

第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1$$times$$10$$^{14}$$n/cm$$^{2}$$secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。

口頭

レベル1 PSAによる高速実験炉「常陽」の確率論的安全評価

川原 啓孝; 井関 淳; 山崎 学; 山本 雅也; 高松 操; 石川 宏樹; 栗坂 健一; 青山 卓史

no journal, , 

高速増殖炉のPSA手法標準化のための技術基盤整備に資するため、高速実験炉「常陽」を対象としたレベル1PSAを行い、出力運転時における内的事象に起因して炉心損傷に至る事故シーケンスを同定し、炉心損傷頻度を定量化した。本研究の結果、「常陽」における炉心損傷頻度は5.0$$times$$10$$^{-6}$$/炉年であり、IAEA INSAG-12に記載されている炉心損傷頻度の目標値である10$$^{-4}$$/炉年(既設炉に対して)及び10$$^{-5}$$/炉年(新設炉に対して)を下回ることを確認した。得られた炉心損傷に至る事故シーケンス及びその発生頻度の定量結果等は、高速炉のPSA実践例として貴重な技術基盤となるものと期待される。

口頭

福島県除染推進活動に関する平成23年度の専門家活動について; 仮置場の設置にかかわる原子力機構の支援対応

阿部 寛信; 池田 幸喜; 見掛 信一郎; 永崎 靖志; 新里 忠史; 浅妻 新一郎; 青木 勲; 石川 信行; 石川 浩康; 石崎 暢洋; et al.

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴い放出された放射性物質により引き起こされた環境汚染に対し、原子力機構の「除染推進専門家チーム」は、福島県内の各市町村における除染活動の円滑な推進のための行政機関等への支援活動を実施している。平成23年度は、福島県内各市町村における除染計画の策定協力として、延べ321件、除染にかかわる技術指導・支援等として、延べ164件の要請に対応した。そのうち、除染活動によって発生する除去土壌等を保管する仮置場の設置等に関する支援活動では、仮置場の候補地について、地形,土壌,地質,水理,植生等に関する既存情報の整理及び現地調査を実施し、その結果に基づいて、おもに技術的な観点からの助言を行った。また、住民説明会においては、生活環境中に飛散している放射性物質を除去・収集し、一か所に集め、適切に保管することにより、住民の不必要な被ばくを防ぐことが仮置場の設置目的であることを念頭に、仮置場の保管・管理に必要な要件の解説など技術的観点からの説明・支援を実施した。

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