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外川 織彦; 本間 俊充
Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.351 - 360, 1991/00
核燃料再処理施設の平常運転時に大気及び海洋へ放出される放射性核種による集団線量を推定する計算手法を開発した。気体廃棄物評価のための2つの計算コードATRENO及びTERFOC-Nは、大気における核種の輸送・拡散、陸域生態圏における核種移行及び集団線量を推定する。液体廃棄物評価用の計算コードシステムDSOCEANは、日本近海を分割したボックス間での核種移行を考慮するボックスモデルを用いている。システムはボックス間の核種交換率、各ボックスの核種濃度、集団線量をそれぞれ推定する3つの連結された計算コードから成る。本コードシステムの性能を評価するため、日本の海岸におけるモデルサイトから放出される気体及び液体廃棄物による集団線量が試算された。重要な核種及び被曝経路が同定された。本報告では、各計算コードの特徴を記述し、システムの適用例を示す。
柳澤 宏司; 竹下 功; 野村 正之; 板橋 隆之; 辻野 毅
Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.461 - 470, 1991/00
現在原研で建設・整備を進めている燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、i)臨界安全性に関する研究、ii)核燃料再処理に関する研究、iii)TRU廃棄物の処理処分に関する研究が計画されている。i)については、硝酸ウラン・硝酸プルトニウムの臨界及び過渡臨界データの取得、ii)については、高レベル廃液の群分離を含めた高度化再処理プロセス技術の開発、iii)については、TRU廃棄物の安全処分及び非破壊計測技術の開発が行われる。これらの研究開発の成果は、核燃料サイクル技術の高度化に資するとともに、核燃料サイクル施設の安全評価手法の確立に対する貢献が期待される。本書では、上記の3つの研究内容と実験設備について示し、安全評価手法確立への貢献について述べる。
西尾 軍治; 鈴木 元衛; 高田 準一; 塚本 導雄; 小池 忠雄
Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.205 - 221, 1991/00
再処理施設の火災・爆発時におけるセル換気系の安全性を評価するために、大型装置を用いて3種類の実証試験を行った。ボイルオーバー燃焼試験では、火災末期に発生する急激燃焼規模が、その燃焼表面積とセル内の酸素の関係で規定されることを見出した。穏やかな爆発試験では、固体ロケット火薬をセル内で燃焼させてセルやダクトから成るセル換気系を伝播する圧力、温度、流量の抑制効果を調べた。排風機健全性試験では、蓄圧タンクから噴出した空気を排風機に吹きこみ、過渡応答特性を調べた。
奥野 浩; 小室 雄一; 内藤 俶孝
Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.103 - 109, 1991/00
日本原子力研究所では1988年に科学技術庁によって発行された日本初の臨界安全ハンドブックの改訂及び補追作業を行っている。この作業は仁科教授を主査とする作業グループの意見を反映する形で行われている。改訂版では反応度効果をより精細に取扱い、化学プロセスデータや事故評価データを加える予定である。改訂版に含まれる予定の2つの項目-燃料粒径の効果及び部分反射体の効果についてこの論文では述べる。
野村 靖
Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.414 - 426, 1991/00
再処理施設の高レベル廃液タンクの冷却能喪失事故を取り上げ、事故シナリオの想定、フォールトツリーの構築及びその解析を通して、従来この種の解析で問題となる「シナリオの紛失」、「混同したシナリオ」を除くことのできるひとつの方法を示した。解析に用いたモデルプラントの故障率などの基礎データ及び解析コードFTLは、ドイツのNUKEM社から導入したものである。また、モデルプラントについて想定される事故シナリオに対するフォールトツリー解析結果による事故発生確率を評価し、システム信頼性向上のためのひとつの設計改良案を示すと共に、高レベル廃液タンク冷却能喪失事故が設計基準事象として選定されるための要件、すなわち事故発生頻度及び事故影響の大きさについて考察した。