検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 16 件中 1件目~16件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

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。

論文

Development of fast reactor structural integrity monitoring technology using optical fiber sensors

松場 賢一; 伊藤 主税; 川原 啓孝; 青山 卓史

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(2), p.545 - 556, 2008/00

ナトリウム冷却型高速炉では、運転時の原子炉出口温度が高温で、原子炉出入口温度差も大きいため、1次冷却系配管に有意な熱応力が発生する。このため、プラント各部の温度,ひずみ,変位及び振動を高精度で測定することが構造健全性監視上重要である。構造健全性監視技術を高度化する手段として、温度やひずみの連続分布,変位や振動を測定可能な光ファイバを適用することが有効である。高速実験炉「常陽」では、高速炉の構造健全性監視への光ファイバの適用性実証を目的として、FBGセンサを用いた1次系配管の変位及び振動の測定を実施している。原子炉運転に伴う高放射線量率環境下で測定を行い、原子炉運転約120日分に相当する積算$$gamma$$線量4$$times$$10$$^{4}$$Gyまでの照射では、反射光強度の低下による測定への有意な影響はなかった。また、1次系配管サポートの変位測定結果は、当該部の温度変化量に線膨張係数を乗じて求めた熱変位量の計算値とおおむね一致した。さらに、配管サポートの振動スペクトルの主なピーク周波数が加速度計による測定結果とおおむね一致した。これらの測定結果は、高放射線環境下の変位や振動監視への光ファイバの適用性を示すものである。

論文

光ファイバを用いた高速炉構造健全性監視技術の開発

松場 賢一; 伊藤 主税; 川原 啓孝; 青山 卓史

第12回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.13 - 14, 2007/06

ナトリウム冷却型高速炉では、運転時の原子炉出口温度が高温で、原子炉出入口温度差も大きいことに起因して、1次冷却系配管に有意な熱応力が発生する。このため、プラント各部の温度,ひずみ,変位及び振動を高精度で測定することが構造健全性監視上重要である。高速実験炉「常陽」では、光ファイバを用いた高速炉構造健全性監視技術開発の一環として、FBGセンサを用いた1次冷却系配管サポートの変位・振動測定を行っている。原子炉運転に伴う高放射線環境下($$gamma$$線吸収線量率16Gy/h)で測定を行った結果、原子炉運転約180日分の積算吸収線量7$$times$$10$$^{4}$$Gyまでの照射では、FBGセンサの反射光強度の減衰による測定への影響はないことを確認した。また、変位の測定値は、当該部の温度変化幅に線熱膨張係数を乗じて求めた熱変位量の計算値とおおむね一致した。さらに、振動測定では、配管サポート部の固有振動数や、ポンプ回転数とインペラ数を乗じて求めた冷却材の圧力脈動周波数の計算値と一致する周波数成分が検出された。これらの測定結果は、FBGセンサが変位・振動にかかわる高速炉構造健全性監視への適用性を有することを示すものである。

論文

Development of fast reactor structural integrity monitoring technology using optical fiber sensors

松場 賢一; 伊藤 主税; 川原 啓孝; 青山 卓史

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

ナトリウム冷却型高速炉では、運転温度が高温であり、原子炉出入口温度差も大きいため、構造材に有意な熱応力が発生する。したがって、高速炉の構造健全性を担保するためには、1次系配管の温度変化や熱応力を監視することが重要である。構造健全性監視技術を高度化する手段として、温度やひずみの連続分布,変位や振動を測定可能な光ファイバを適用することが有効である。高速実験炉「常陽」では、高速炉の構造健全性監視への光ファイバの適用性実証を目的として、FBGセンサを用いた1次系配管の変位及び振動の測定を実施している。原子炉運転に伴う高放射線線量率環境下で測定を行い、原子炉運転約120日分に相当する積算$$gamma$$線線量4$$times$$10$$^{4}$$Gyまでの照射では、反射光強度の低下による測定への有意な影響はなかった。また、1次系配管サポートの変位測定結果は、当該部の温度変化量に線熱膨張係数を乗じて求めた熱変位量の計算値とおおむね一致した。さらに、配管サポートの振動スペクトルの主なピーク周波数が加速度計による測定結果とおおむね一致した。これらの測定結果は、高放射線環境下の変位や振動監視への光ファイバの適用性を示すものである。

論文

Introduction of the experimental fast reactor JOYO

松場 賢一; 川原 啓孝; 青山 卓史

JAEA-Conf 2006-003, p.24 - 37, 2006/05

None

論文

光ファイバ技術を用いた高速炉構造健全性監視技術の開発

松場 賢一; 川原 啓孝; 伊藤 主税; 吉田 昌宏; 仲井 悟

UTNL-R-0453, p.12_1 - 12_10, 2006/03

高速炉構造物の健全性監視を精度よく行うためには、構造健全性を支配する温度やひずみなどを詳細に測定する必要がある。高速実験炉「常陽」では、高温・高放射線環境下にある高速炉構造物の温度やひずみなどを詳細かつ合理的に測定する技術を開発するため、光ファイバを用いた1次冷却系配管の温度分布及びひずみ・振動測定を行っている。これらの測定を通じて、放射線により誘起される測定誤差の補正法を適用することにより、1次冷却系配管の温度分布を3$$^{circ}$$C程度の誤差範囲内で測定できることを確認した。また、1次冷却系配管の温度変化による配管外装板の熱膨張や主循環ポンプの運転に伴う配管サポートの振動を検出できることを確認し、光ファイバを高速炉構造物の健全性監視に適用できる見通しを得た。

報告書

連成解析に係わる基盤情報調査研究(概要報告書)

片岡 伸一*; 河原 憲一*; 松永 健一*; 石原 義尚*; 根山 敦史*; 中川 浩一*; 岩田 浩*; 森 康二*

JNC TJ8400 2001-037, 33 Pages, 2001/03

JNC-TJ8400-2001-037.pdf:2.02MB

本研究は、地層処分システムのニアフィールドにおける連成解析を実現させるため、海外における最新情報を調査し、連成解析コードの概念を示した。本研究の要旨を以下に示す。(1)米国ユッカマウンテンにおける連成解析では、サイトと人工バリアの仕様が特定されているため、M(力学)とC(化学)の結合は弱いものとして位置付けられている。(2)米国ユッカマウンテンにおいて採用されている連成解析コードNUFT-Cに関する情報収集を目的として、開発元の米国ローレンスリバモアと情報交換を行い、解析コードの開発目的、機能、事例解析、課題などの情報を収集することができた。(3)連成解析コードの概念構築、開発課題の摘出を目的として、公開情報に基づき、地球化学プロセスを含む連成解析の最新情報ならびに2相系に係わる解析コードの調査を行った。調査の結果、取扱っている現象、連成解析手法の動向に加え、今後の開発方針や注意事項について把握することができた。(4)連成解析コードの位置付けならびに要求事項(機能、品質)について明確にし、開発に際して留意すべき要件を明確にした。(5)サイトが特定されていない状況、短期間の開発に対して前記の要件を満足するための開発方法について検討した。その結果、計算時間の高速化や可視化にも柔軟に対応できるツール(Diffpack)が有効であり、本ツールの事例、機能についてまとめた。

報告書

連成解析にかかわる基盤情報調査研究; 成果報告書

片岡 伸一*; 河原 憲一*; 松永 健一*; 石原 義尚*; 根山 敦史*; 中川 浩一*; 岩田 浩*

JNC TJ8400 2001-036, 202 Pages, 2001/03

JNC-TJ8400-2001-036.pdf:7.58MB

本研究は、地層処分システムのニアフィールドにおける連成解析を実現させるため、海外における最新情報を調査し、連成解析コードの概念を示した。本研究の要旨を以下に示す。(1)米国ユッカマウンテンにおける連成解析では、サイトと人工バリアの仕様が特定されているため、M(力学)とC(化学)の結合は弱いものとして位置付けられている。(2)米国ユッカマウンテンにおいて採用されている連成解析コードNUFT-Cに関する情報収集を目的として、開発元の米国ローレンスリバモアと情報交換を行い、解析コードの開発目的、機能、事例解析、課題などの情報を収集することができた。(3)連成解析コードの概念構築、開発課題の摘出を目的として、公開情報に基づき、地球化学プロセスを含む連成解析の最新情報ならびに2相系に係わる解析コードの調査を行った。調査の結果、取扱っている現象、連成解析手法の動向に加え、今後の開発方針や注意事項について把握することができた。(4)連成解析コードの位置付けならびに要求事項(機能、品質)について明確にし、開発に際して留意すべき要件を明確にした。(5)サイトが特定されていない状況、短期間の開発に対して前記の要件を満足するための開発方法について検討した。その結果、計算時間の高速化や可視化にも柔軟に対応できるツール(Diffpack)が有効であり、本ツールの事例、機能についてまとめた。

報告書

地層処分統合解析システムの基本設計に関する研究 (1)成果報告書、(2)研究概要

石原 義尚*; 松岡 不識*; 佐川 寛*; 河原 憲一*; 片岡 伸一*; 篠原 芳紀*; 室井 正行*; 土屋 真*; 辻本 恵一*; 大橋 東洋*

JNC TJ8400 2001-011, 259 Pages, 2001/03

JNC-TJ8400-2001-011.pdf:0.99MB

本研究では、地質環境条件の調査,処分場設計および性能/安全評価に係わる3分野の解析評価手法とこれを支えるより詳細な基盤的研究を、有機的かつ階層的に統合し知識ベースとして体系化していく統合解析システムの基本設計に関する検討を実施した。(1)第2次取りまとめ報告書に基づいて各研究分野のワーク項目と情報の流れを整理し、処分場設計と性能評価の統合を重点とした相関マトリクスおよびワークフローを作成し、統合解析システムの構成要素を明らかにした。また、評価解析に使用するコードの体系とデータの階層構造をまとめた。(2)第2次取りまとめ報告書に基づき3研究分野のシステム因子と情報処理の流れを整理・検討した。次に、特定の地質環境条件が与えられた場合の地層処分事業の作業分析を行い、システム因子と情報処理の流れを作成した。地質環境条件の検討対象として亀裂性媒体/多孔質媒体,立地場所(陸地/海底下),地殻の長期安定性(隆起/沈降)を考慮して検討した。さらに、設計と性能評価,地質環境の間の情報交換内容を第2次取りまとめに基づいて整理した。整理結果を基に地質環境,設計,安全評価の3分野間の連関をとった作業の理想的形態を検討した。システム因子、及び、情報処理の整理結果に対して、知識ベースの技術基盤となる基礎的研究を検討し知識ベースの階層構造を検討した。(3)上記(1)項でまとめた相関マトリクスおよびワークフローに基づいて、統合解析システムの概念構成を検討し、システムの機能についてまとめた。(4)上記(2)項での知識ベースの検討結果に基づいて、地層処分統合解析システムの複雑で膨大な知識ベースを手順書に取りまとめるための方針を検討した。さらに、数値地層処分統合解析システムの構成要素に対して、開発の優先度、及び、技術的難易度を検討してシステムの全体像を検討し、ソフトウェア構成図を作成した。さらに、 H15年までのシステムの開発計画を検討した。

報告書

オーバーパックの構造健全性に関する研究(研究概要)

前田 一人*; 内川 高志*; 河原 憲一*; 鴨 和彦*; 重 隆司*; 中村 和博*; 瀬戸口 貞幸*

JNC TJ8400 99-051, 61 Pages, 1999/02

JNC-TJ8400-99-051.pdf:3.49MB

本研究では、オーバーパックの技術基準策定に資するため、構造設計手法やオーバーパック製作時の品質管理手法に対する考え方を検討し、合理的な技術基準策定のための課題を整理するとともに、その課題を解決するためのアプローチをまとめ、今後の研究計画を策定した。各項目の成果は下記の通りである。1)オーバーパック技術要件の検討 海外文献調査及び性能評価モデルからの前提条件を整理し、オーバーパックとして最低限満足すべき技術事項を抽出した。2)製作上の前提条件の検討 前提条件の検討としてハンドリング方法及び製作工法を調査・整理した。この成果から、構造強度を勘案しリファレンスケースを設定した。3)構造健全性の考え方に関する検討 埋設後の荷重条件と破損モードを検討し、オーバーパックに対する構造設計手法を試案した。さらに、設定した技術要件を満足するためのオーバーパック検査項目を検討した。4)破壊試験 構造設計手法のベースとなるFEM解析の精度等を検証するため、破壊試験を実施した。結果、FEM解析と破壊試験結果は良好な一致を示し、FEM解析の十分な精度が確認できた。5)品質管理手法の検討 総理府令73号の考え方を体系的に整理し、開発課題を抽出した。今後、超音波探傷試験を主として、開発を行い、遠隔操作による測定精度を確認する必要がある。6)研究計画の作成 技術基準策定のための研究計画をWBS(WorkBreakdown Structure;階層構造)として作成した。

報告書

オーバーパックの構造健全性に関する研究(研究報告書)

前田 一人*; 内川 高志*; 河原 憲一*; 鴨 和彦*; 重 隆司*; 中村 和博*; 瀬戸口 貞幸*

JNC TJ8400 99-050, 310 Pages, 1999/02

JNC-TJ8400-99-050.pdf:8.92MB

本研究では、オーバーパックの技術基準策定に資するため、構造設計手法やオーバーパック製作時の品質管理手法に対する考え方を検討し、合理的な技術基準策定のための課題を整理するとともに、その課題を解決するためのアプローチをまとめ、今後の研究計画を策定した。各項目の成果は下記の通りである。1)オーバーパック技術要件の検討 海外文献調査及び性能評価モデルからの前提条件を整理し、オーバーパックとして最低限満足すべき技術事項を抽出した。2)製作上の前提条件の検討 前提条件の検討としてハンドリング方法及び製作工法を調査・整理した。この成果から、構造強度を勘案しリファレンスケースを設定した。3)構造健全性の考え方に関する検討 埋設後の荷重条件と破損モードを検討し、オーバーパックに対する構造設計手法を試案した。さらに、設定した技術要件を満足するためのオーバーパック検査項目を検討した。4)破壊試験 構造設計手法のベースとなるFEM解析の精度等を検証するため、破壊試験を実施した。結果、FEM解析と破壊試験結果は良好な一致を示し、FEM解析の十分な精度が確認できた。5)品質管理手法の検討 総理府令73号の考え方を体系的に整理し、開発課題を抽出した。今後、超音波探傷試験を主として、開発を行い、遠隔操作による測定精度を確認する必要がある。6)研究計画の作成 技術基準策定のための研究計画をWBS(WorkBreakdown Structure;階層構造)として作成した。

報告書

新燃料装荷時のプラント特性に係わる評価検討

伊藤 邦博*; 金城 秀人*; 青井 貞則*; 河原 憲一*; 清野 俊*

PNC TJ2214 90-001, 118 Pages, 1990/08

PNC-TJ2214-90-001.pdf:3.5MB

本評価・検討は、新燃料を装荷したもんじゅプラントの起動時に、燃料の溶融を防止するに必要な条件を明確化することを目的に、燃料・炉心安全・制御設備等のプラント特性を検討したものである。まず既存の出力上昇計画及び設備設計の現状をまとめた。次いでこの出力上昇計画について、炉心(熱)設計、安全評価の観点から設置許可申請書との整合性を得る為の条件を検討した。添10評価におけるギャップコンダクタンスの取扱いとの関連性を含めた。又、原子炉初回起動時の中性子束レベルの較正等のプラント運用について検討を行い、その内容がもんじゅの各申請書と整合が計られていることを確認した。出力上昇時の反応度印加故障要因について分析を行い、その対策について検討・評価を行った。出力上昇過程で過渡事象が生じた場合に現行の安全保護系で保護される出力到達限界を明確にした。標準上昇速度24%/hrに近い出力増加事象が発生すると部分負荷状態でも定格出力の114%(熱出力誤差を除く)にまで出力が至る場合のあることが判明した。上記の検討結果を受けて、燃料の温度評価により新燃料の起動時の溶融を防止する条件を検討した。新燃料燃焼初期における燃料の制限温度について、実験データ、文献値等に基づく評価・検討を行い、制限値を設定した。また、線出力、被覆管温度、Pu富化度等の燃料温度評価を実施する上での条件について検討し、出力上昇曲線をパラメータとした燃料温度評価を行った。出力上昇パターンと燃料温度の相関に基づき、2日程度の上昇時間内を目安に、燃料溶融を防止する為の実用的な出力上昇案及びその他の要求条件をまとめた。この要求条件について、設備対応、許認可性の検討を行った。本検討・評価の結果、現行の安全保護系のみでは燃料温度を制限値以下に抑制することが困難である領域のあることが判明し、これを防止するために必要なインタロック設備の概念を提示した。今後、設備概念を固め、許認可性を高める作業が実施されることが望まれる。

口頭

光ファイバ技術を用いた高速炉プラント健全性監視システムの開発; FBGセンサによる「常陽」1次冷却系配管歪み・振動測定

松場 賢一; 川原 啓孝; 青山 卓史

no journal, , 

光ファイバブラッググレーティング(FBG)センサを用いて、「常陽」1次冷却系配管歪み・振動の多点測定を行い、原子炉起動前の低放射線環境下におけるFBGセンサの適用性に関するデータを得た。

口頭

光ファイバを用いた「常陽」1次系配管の変位測定

松場 賢一; 伊藤 主税; 川原 啓孝

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、高放射線環境下での光ファイバブラッググレーティング(FBG)センサの実用化を目的として、1次冷却系配管の変位測定を行っている。本研究では、原子炉運転中の高放射線量率環境下($$gamma$$線線量率: 約16Gy/h)での変位測定を行い、現時点までの放射線照射(積算線量: 約8.1$$times$$10$$^{3}$$Gy)が変位測定に及ぼす影響について評価した。反射光強度は、バックグランドノイズに対して十分大きい値で推移し、原子炉の運転・停止に依存した強度の変化も見られず、現時点までの放射線照射では、反射光強度の変化による変位測定への影響はないことを確認した。一方、配管サポート表面温度の変化に伴い、反射光の中心波長がシフトした。中心波長のシフト量から求めた配管サポート部の変位の測定値は、常温状態(1系冷却系ナトリウム充填前)から、ナトリウム充填による温度上昇,原子炉運転・停止による温度の上昇・下降に追随して変化した。測定値は、当該部の温度変化量に線熱膨張係数を乗じて求めた熱変位量の計算値とおおむね一致したことから、熱変位が測定されたことを確認した。

口頭

光ファイバを用いた「常陽」1次系配管の振動測定

松場 賢一; 伊藤 主税; 川原 啓孝

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、光ファイバを用いた高速炉プラントの健全性監視技術開発の一環として、光ファイバブラッググレーティング(FBG)センサを用いた1次系冷却系配管の振動測定を行っている。本研究では、原子炉運転中の高放射線環境下($$gamma$$線線量率:約16Gy/h)で振動測定を行い、放射線照射が振動測定に及ぼす影響を評価した。主循環ポンプの回転数をパラメータとした振動測定の結果、配管サポートの固有振動や、ポンプ回転数とインペラ数を乗じて求めた圧力脈動の計算値と一致する周波数成分が検出されたことから、圧力脈動に起因する配管振動が配管サポートを通じて測定されたことを確認した。さらに、FBGセンサの反射光強度は、原子炉の定格熱出力運転中、バックグラウンドに対し十分大きい値で推移し、原子炉運転約120日間の積算吸収線量(約4$$times$$10$$^{4}$$Gy)でもバックグラウンドのパワースペクトル強度以上の強度を有する有意な周波数成分を検出できたことから、振動測定への影響はないことを確認した。これらの測定結果から、FBGセンサを振動に起因する高速炉プラントの異常監視に適用できることがわかった。

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。

16 件中 1件目~16件目を表示
  • 1