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論文

Investigation of thermal expansion model for evaluation of core support plate reactivity in ATWS event

素都 益武

Journal of Energy and Power Engineering, 14(8), p.251 - 258, 2020/08

炉心支持板膨張反応度は、炉心支持板の膨張に起因して炉心が径方向に膨張することによる負の反応度であり、除熱源喪失時の炉停止失敗事象(ULOHS)の終息に重要な役割を果たす。従来、炉心支持板の膨張には、支持板の膨張のみを考慮しているが、詳細にみると原子炉容器内の温度分布によって部位ごとに膨張の度合いが異なるため、支持板膨張による炉心の径方向膨張が妨げられる可能性も否定できない。本論文では、原子炉容器の三次元モデルの熱膨張の詳細解析により、熱膨張モデルの妥当性を確認した。その結果、炉心槽の一部はその外側の上部支持構造によって膨張が妨げられるが、炉心槽の上部にある炉心支持枠では膨張は制約されない、すなわち、炉心の膨張は制約されないことを確認した。

論文

Uncertainty evaluation of anticipated transient without scram plant response in the Monju reactor considering reactivity coefficients within the design range

素都 益武; 羽様 平

Journal of Energy and Power Engineering, 13(11), p.393 - 403, 2019/11

除熱喪失時原子炉トリップ失敗事象(ULOHS)は設計基準を超える原子炉トリップ失敗事象(ATWS)の中でも発生頻度における寄与が大きく,炉心損傷に至るまでの時間に猶予がある。その反面、除熱喪失事象であるため、冷却材温度の上昇に伴い,溶融燃料の原子炉容器内保持を達成する上での不確かさが大きい見通しが得られている。既往研究成果では、炉心損傷に至るまでの猶予時間が持つ不確かさが評価された。その中で炉心損傷が回避されると考えられるケースがある。具体的には、ULOHS事象における炉心損傷のクライテリアとして、PHTSポンプの健全性を保つ温度、すなわちポンプ入口Na温度が静圧軸受においてキャビテーションが発生する可能性が高くなる650$$^{circ}$$C以内に収まる状態が1時間継続した場合、ULOHS事象による炉心損傷が回避されると仮定する。これを前提とし、PHTSポンプ入口Na温度が健全性を保つ範囲内に収まる入力条件を多変数の逆問題として解を探索する手法を開発することを本研究の目標とする。本稿ではまず、ULOHS事象が1時間継続した場合について、反応度係数及び動特性パラメータを設計の範囲で取り得る変数として解析し、PHTSポンプ入口Na温度が650$$^{circ}$$C以下となる条件及び解析結果の分布を求めた結果について述べる。

論文

Validation and applicability of reactor core modeling in a plant dynamics code during station blackout

森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04

長期全交流電源喪失(SBO)のようなシビアアクシデントに対する安全対策は、高速増殖原型炉であるもんじゅにおいても求められており、その検討のためにプラント動特性解析コードの妥当性確認が必要である。これまでに自然循環時に重要な現象となる集合体間熱移行及び炉心冷却材の流量再配分を考慮するために、原子炉全集合体モデルが開発され、試験施設やプラントで実施された自然循環試験に基づき、妥当性確認が実施された。本研究では、もんじゅにおけるSBOの評価を合理的に行うために、同モデルをもんじゅの炉心解析モデルに適用し、熱出力40%タービントリップ試験の解析を実施した。試験結果をよく模擬できており、同モデルの圧力損失モデルが妥当であることを確認した。また、同モデルを用いてSBOの解析を実施した結果、集合体間熱移行及び流量再配分の効果によって集合体出口ナトリウム温度のバラツキが小さくなり、均一な温度となることを確認した。炉心冷却材の最高温度を合理的に評価するためには、両現象を集合体毎に適切にモデル化する必要があり、同モデルの有用性を確認した。

論文

Unplanned shutdown frequency prediction of FBR MONJU using fault tree analysis method

素都 益武

Journal of Energy and Power Engineering, 8(7), p.1286 - 1292, 2014/07

「もんじゅ」の冷却系統,安全保護系、プラント制御設備に対し、原子炉トリップを頂上事象としたフォールトツリー解析を実施した。その結果、機器故障に起因して原子炉トリップに至る発生頻度及び中間事象と機器故障の寄与割合を適切に評価し、トリップ低減策の効果を確認した。

論文

Multidimensional thermal-hydraulic analysis on natural circulation behavior in ex-vessel fuel storage tank of MONJU

大野 純; 森 健郎; 素都 益武; 大平 博昭

Proceedings of ASME 2013 International Mechanical Engineering Congress and Exposition (IMECE 2013) (DVD-ROM), 9 Pages, 2013/11

これまで「もんじゅ」の炉外燃料貯蔵槽(EVST)の過酷事故評価は1次元のフローネットワークコードSuper-COPDを用いて行われてきた。しかしEVST内の流体は自然循環によって駆動するため、過酷事故時の内部熱流動を正確に予想することは難しい。そこでEVST内部の熱流動挙動を明らかにし、フローネットワークモデルの適合性を評価するために多次元熱流動解析を実施した。この結果、EVST内の温度及び速度分布に関する多次元性の影響は小さく、上記のフローネットワークモデルの適合性はおおむね十分であることが示された。ただしフローネットワークモデルの回転ラック支持板の流動抵抗や冷却管の伝熱中心高さは、安全解析に対しては適切な範囲で保守的に設定する必要がある。

論文

Plant dynamics evaluation of a MONJU ex-vessel fuel storage system during a station blackout

森 健郎; 素都 益武; 本多 慶; 鈴木 悟志*; 大平 博昭

Journal of Energy and Power Engineering, 7(9), p.1644 - 1655, 2013/09

高速増殖炉「もんじゅ」には、おもに貯蔵槽と冷却系から成る炉外燃料貯蔵設備を有している。独立した3ループであり、最終ヒートシンクは大気である。通常は、貯蔵槽は自然循環、冷却系は電磁ポンプによる2ループの強制循環で運転しており、崩壊熱が大きい場合には送風機を運転して崩壊熱を大気に放出する。全交流電源が喪失した場合は、冷却系の電磁ポンプ及び送風機が停止する。本研究では、全交流電源喪失が発生した場合の使用済燃料及び設備の健全性の評価を実施した。熱交換器及び空気冷却器の設置高さのずれとナトリウムの密度差によって、自然循環が発生することを確認した。自然循環冷却のループ数が2ループの場合であっても、貯蔵槽内のナトリウムの温度は約450$$^{circ}$$Cまでの上昇に留まり、使用済燃料及び設備の健全性は維持されることを評価した。本評価により、全交流電源喪失時の崩壊熱除去に必要なループ数及びナトリウムの温度挙動を明らかにした。

論文

Numerical simulations of upper plenum thermal-hydraulics of Monju reactor vessel using high resolution mesh models

大平 博昭; 本多 慶; 素都 益武

Journal of Energy and Power Engineering, 7(4), p.679 - 688, 2013/04

In order to evaluate the upper plenum thermal-hydraulics of the Monju reactor vessel, we have performed detail calculations under the 40% rated power operational condition using high resolution mesh models by a commercial FVM code, FrontFlow/Red. In this study, we applied a high resolution meshes around the flow holes (FHs) on the inner barrel. We mainly made clear that the thermal-hydraulics did not change largely since the flow rates through the FHs were small enough to the total coolant flow rate but were affected largely in case without FHs on the honeycomb structure.

論文

Evaluation of MONJU core damage risk due to control rod function failure

素都 益武; 栗坂 健一

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(3), p.462 - 471, 2012/12

これまでに、「もんじゅ」の保安規定に定める運転上の制限における許容待機除外時間はPSAの手法に基づいてその妥当性が評価されてきた。本稿では制御棒スタック発見時に必要とされる解析条件を考慮した炉心損傷リスクの観点から、この時の許容待機除外時間である24時間の妥当性について評価する手法と評価結果を述べる。その結果、現状の保安規定に定められている時間は適切であると結論付けられる。

論文

Numerical simulations of upper plenum thermal-hydraulics of Monju reactor vessel using high resolution mesh models

大平 博昭; 本多 慶; 素都 益武

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 12 Pages, 2011/09

「もんじゅ」原子炉容器上部プレナムの熱流動特性を評価するため、40%定格出力条件において詳細モデルを用いてFrontFlow/Redコードによる解析を実施した。本研究では特に内筒フローホール周りのメッシュ分割を詳細化して解析を実施したところ、前回のフローホール周りの比較的粗いメッシュによる結果と比較して、フローホールを通過する流量は大きく違わなかった。これは本条件では全冷却材流量に比べてフローホール流量が小さいことによる。一方、UCS領域に設けられているハニカム構造(HS)のフローホールが存在しないと仮定した解析では、上部プレナムの熱流動特性が試験結果と大きく異なるため、HSのフローホールにおける圧損係数はプレナム熱流動に比較的影響を与えることがわかった。

論文

Assessment of FBR MONJU accident management reliability in causing reactor trips

素都 益武; 栗坂 健一

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(10), p.867 - 883, 2010/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:11(Nuclear Science & Technology)

「もんじゅ」はループ型のナトリウム冷却高速増殖原型炉であり、電気出力は280MWである。「もんじゅ」におけるアクシデントマネジメント(AM)は3つの安全機能すなわち、原子炉停止機能,原子炉液位確保機能,崩壊熱除去機能に対して整備されている。これらの基本的な安全機能に対するAMの有効性をPSAの手法により評価する必要がある。本論文は原子炉停止AMについて、最適評価解析用S-COPDコードによるプラント過渡応答解析及びシミュレータ訓練結果に基づいて評価したものである。

論文

Thermal-hydraulic analysis of MONJU upper plenum under 40% rated power operational condition

本多 慶; 大平 博昭; 素都 益武; 吉川 信治

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10

本研究では、FrontFlow/Redを用いて「もんじゅ」上部プレナムの詳細熱流動解析を行った。今回のモデルでは、極めて微細なメッシュ分割を行い、フローガイドチューブ,燃料取扱機構などを忠実に模擬した。また、対流項には1次風上差分、拡散項には2次中心差分を適用、乱流モデルにはRNG $$k$$-$$varepsilon$$モデルを適用した。解析の結果、UIS以外の上部プレナムに設置されている構造は温度,速度にあまり影響を与えないこと、今回の結果とUCS領域をポーラスモデルで解析した結果の特徴は類似した傾向を持つこと、そして集合体出口温度とUCS領域において測定される温度の差は比較的小さいことが示された。

論文

Evaluation of Monju core damage risk with change of AOT using probabilistic method

素都 益武; 栗坂 健一

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 4(1), p.84 - 93, 2010/02

「もんじゅ」は、発電機出力280MWのループ型ナトリウム冷却高速増殖原型炉である。「もんじゅ」における保安規定においては運転上の制限が定められており、これに対する許容待機除外時間について、PSA手法をもとに評価した。評価の結果、現状のAOTの延長は可能であり、幾つか検討すべき課題が得られた。

論文

Evaluation of MONJU core damage risk with change of AOT using probabilistic method

素都 益武; 栗坂 健一

Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 9 Pages, 2009/06

「もんじゅ」は、発電機出力280MWのループ型ナトリウム冷却高速増殖原型炉である。「もんじゅ」における保安規定においては運転上の制限が定められており、これに対する許容待機除外時間について、PSA手法をもとに評価した。評価の結果、現状のAOTの延長は可能であり、幾つか検討すべき課題が得られた。

論文

Unplanned shutdown frequency prediction of FBR MONJU using fault tree analysis method

素都 益武; 山田 文昭*

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05

「もんじゅ」の冷却系統、安全保護系、プラント制御設備に対し、原子炉トリップを頂上事象としたフォールトツリー解析を実施した。その結果、機器故障に起因して原子炉トリップに至る発生頻度及び中間事象と機器故障の寄与割合を適切に評価し、トリップ低減策の効果を確認した。

論文

DEVELOPMENT OF LIVING PSA SYSTEM FOR FUGEN NPS

素都 益武; 井口 幸弘

PSAM-5, 0 Pages, 2000/00

本システムは「ふげん」で実施してきた確率論的安全評価(PSA)の結果から得られた炉心損傷事故シーケンスに関する工学的情報及び別途実施されたFTAによるトラブル経験に対応したプラント稼働率評価で得られた原子炉自動停止に関する工学的情報を計算機に格納し、設備の運用の変更やトラブル経験に対応したプラントの停止リスク及び炉心損傷リスクを短時間で計算する機能を有する。また、別途開発した信頼性データ解析システムから得られる運転開始からの故障データを用いたリスク評価が可能である。さらに、炉停止リスク及び炉心損傷リスクを考慮した最適な保守費用を設備毎に計算し、保守最適化の支援を行うことができる。

論文

DEVEIOPMENT OF AN EMERGENCY RESPONSE SUPPORT SYSTEM FOR THE FUGEN NPS

素都 益武; 井口 幸弘; 水野 浩一

PSA'99, 0 Pages, 1999/00

「ふげん」における緊急時支援システムとして安全パラメータ表示システム(SPDS)及びシビアアクシデント総合評価コードを用いた支援システム(MARS-Fugen)を開発した。SPDSは緊急時に必要とされる情報を効率よく運転員が知るためのプラントデータ表示システムである。MARS-Fugenは同様にプラントデータを用いてシビアアクシデント総合評価コードを並行して計算させる事により、事象の把握、将来予測等を行うシステムである。このシステムは緊急時の操作支援だけでなく、通常の教育・訓練にも用いる事ができ、特にMARS-Fugenは、緊急時操作手順(EOP)を整備する上での評価ツールとしても有効である。

論文

DEVELOPMENT OF LIVING PSA SYSTEM FOR FUGEN NPS

素都 益武; 井口 幸弘

PSAM-5, 0 Pages, 1999/00

本システムは「ふげん」で実施してきた確率論的安全評価(PSA)の結果から得られた炉心損傷事故シーケンスに関する工学的情報及び別途実施されたFTAによるプラント稼働率評価で得られた原子炉自動停止に関する工学的情報を計算機に格納し、設備の運用の変更やトラブル経験に対応したプラントの停止リスク及び炉心損傷リスクを短時間で計算する機能を有する。また、別途開発した信頼性データ解析システムから得られる運転開始からの故障データを用いたリスク評価が可能である。さらに、炉停止リスク及び炉心損傷リスクを考慮した最適な保守費用を設備毎に計算し、保守最適化の支援を行うことができる。

論文

ON-LINE SUPPORT OF THE FUGEN PLANT USING MARS

井口 幸弘; 素都 益武; 水野 浩一

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 0 Pages, 1999/00

解析予測システムMARS-FUGENは、軽水炉用に開発されて使用実績を持つAM支援シスイムMARS(MAAP Accidint Response System)にATR特有の機能を組み込み、「ふげん」用に改良したシステムである。本システムはプラント運転中に収集した情報に基づいて、プラント状態を把握すると共に、何らかの異常が発生した場合の事象の同定を行なう。さらに、分析した情報に基づいてその後のプラント挙動を予測することにより、運転員に異常時の対応策を提供することを目的としている。また、本システムは、緊急時の運転員支援だけでなく、通常の教育・訓練にも用いることが出来ると共に、緊急時操作手順(EOP)の整備のための評価用ツールとしても有効である。

論文

PSA related activities and application to the maintenance of FUGEN

素都 益武; 井口 幸弘; 磯村 和利

Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), 0 Pages, 1995/00

「ふげん」の保守・点検は、先行プラントの経験や「ふげん」で開発した保守管理システムに蓄積されているデータを利用して行っている。また、保守の重要度を評価するために、設備機器の稼働率(Availability)評価を行っている。この作業は、プラントの稼働率を観点として、設備・機器の重要度及び保守の費用効果を示すために1987年に実施された。また、プラントの安全性、運転・保守について有益な知見を得るためにPSA作業を進めている。本発表では、保守管理システムの故障データ解析、PSAの最新成果及び稼働率評価とPSAによる保守最適化手法についての検討を紹介する。保守管理システムは、故障データ、保守作業データ及び予備品管理データを「ふげん」の設備データベースを基に蓄積している。保守管理システムは保守作業の低減・改善を目的に開発された。故障データの解析では、「ふげん」の故障率はWASH-1400などの一

論文

ANALYSIS AND EVALUATION OF FAILURE DATA IN THE FUGEN MAINTENANCE MANAGEMENT SYSTEM

素都 益武; 井口 幸弘; 磯村 和利

PSA '95, 12, 1049 Pages, 

「ふげん」は、運開以来16年間順調に運転してきた。「ふげん」の保守については、過去の経験や保守管理システム(MMS)に蓄積してきたデータを活用している。MMSは、故障データ、保守作業、予備品管理等のデータを蓄積している。この目的は、保守管理業務の省力化と信頼性向上及びATR開発に有効なデータを蓄積、提供することにある。MMSは作業・故障管理、設備台帳管理などいくつかのサブシステムからなる。作業・故障管理システムは、日々の保守活動のデータを収集している。運転員によって故障データが入力され、計算機に登録される。また、保守員が保守作業を行った際にも計算機にデータが入力される。特に故障データは、機器番号、発生時間、修理時間、プラント状態、故障モード及び原因、補修方法などのデータを登録している。この故障データは、統計システムによって分析され、日々の保守に反映されている。

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