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論文

Hazard analysis approach with functional FMEA in PSA procedure for MOX fuel fabrication facility

玉置 等史; 吉田 一雄; 渡邉 憲夫; 村松 健

Proceedings of International Topical Meeting on Probabilistic Safety Analysis (PSA '05) (CD-ROM), 11 Pages, 2005/00

原子力機構では、MOX燃料加工施設に適用できる確率論的安全評価手順の開発を行っている。この第一段階のハザード分析として、機能レベルでの故障モード影響解析(FMEA)手法を用いて可能性のある事故原因の候補(異常事象候補)を抜け落ちなく抽出し、次に抽出した異常事象候補から事故シナリオにリスク上有為な寄与を与える異常事象を選別するために異常事象候補が原因で想定される事故の発生頻度及び事故影響を概略的に評価し、選別用リスクマトリクスを用いて相対的なリスクの比較をもとに選別する方法を提案した。機能レベルでのFMEA手法は、工程を構成する設備・機器の機能の喪失に着目しその影響を解析する方法で、詳細な機器情報に依存せずに実施できる特徴を持つ。この方法を用いて仮想的に設定したモデルプラントを対象に分析を実施しその有用性を確認した。

論文

多層パーセプトロンを用いた原子力プラントシミュレーション

大野 富生*; Subekti, M.*; 丸山 裕太*; 鍋島 邦彦; 工藤 和彦*

第13回インテリジェント・システム・シンポジウム講演論文集, p.212 - 217, 2003/12

本研究では、ニューラルネットワークモデルの一つである多層パーセプトロンを用いて原子力プラントのシミュレーション方法について述べる。ニューラルネットワークの主な特徴は学習による高速な処理でモデルを得ることが可能である。さらに、入力に「時間同期信号」と「進展同期信号」を加えることにより、いろいろな大きさや進展速度を持つ異常事象にも対応することができる。PWRシミュレータで作成した幾つかのサンプルデータを学習させることによって、学習以外の進展速度を持つ異常、特に外挿にも適用できることが明らかになった。

報告書

核融合システムの安全解析手法の開発,I; 安全解析のための一般核融合システムのシステムモデル

有可 光宏*

JAERI-M 94-045, 132 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-045.pdf:4.1MB

核融合システムは、災害ポテンシャルを持つエネルギーと放射性物質がシステム内に分散して存在するという安全上の特徴を持っている。従って、システム異常時に環境への放射性物質の放出(ソースタームの増加とリークパスの形成)に影響を与える物理現象も複雑かつ広範囲にわたっている。そこで、本報告では、総合的かつ定量的な安全解析モデルを構築するための第1段階として、上記の影響関係を整理した核融合システムモデルを作成した。システムモデルは、現状では確立された核融合設計がないことから、必要とされる「機能」に着目して摘出したシステム構成要素により構成した。そして、通常運転時あるいは異常時においてシステム内部に形成される物質・エネルギーの蓄積や移動プロセスを整理し、これをシステム構成要素を用いてシステムモデル上に明示した。

論文

Safety analysis of abnormal reactivity events in the HTTR

中川 繁昭; 沢 和弘; 大橋 一孝*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(6), p.579 - 588, 1993/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:18.76(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor:HTTR)の安全性を確認するために、HTTRの安全評価で想定される代表的な反応度異常事象の解析を実施した。HTTRは、黒鉛減速ヘリウム冷却の高温ガス炉であり、熱出力は30MW、原子炉入口冷却材温度は950$$^{circ}$$Cである。本報は、HTTRの代表的な反応度異常事象である「未臨界状態からの制御棒の誤引抜き」及び「出力運転中の制御棒の誤引抜き」について、燃料最高温度に関してHTTRの安全性が固有の特性により確保されることを示す解析結果をまとめたものである。解析結果によると、反応度添加率により原子炉がスクラムする場合とスクラムしない場合とがあり、燃料温度が最も高くなるのは、原子炉がスクラムする場合とスクラムしない場合の境界の反応度添加率の時であることが判った。また、この時の燃料最高温度は判断基準である1600$$^{circ}$$Cを下回り、反応度異常事象に関するHTTRの安全性が示された。

論文

Safety analysis of reactivity abnormal events in the HTTR

中川 繁昭; 沢 和弘; 大橋 一孝*

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.299 - 304, 1991/00

HTTR(高温工学試験研究炉)の反応度異常事象に関する安全解析を実施した。本報では、2つの代表事象である「未臨界状態からの制御棒の誤引抜き」及び「出力運転中の制御棒の誤引抜き」の解析結果について報告する。解析は、制御棒の引抜き速度及び反応度添加率についてパラメータサーベイを実施した。解析の結果、燃料温度に関して最も厳しいケースについて「未臨界状態からの制御棒の誤引抜き」の場合初期値200$$^{circ}$$Cから965$$^{circ}$$Cまでの上昇、「出力運転中の制御棒の誤引抜き」の場合初期値1495$$^{circ}$$Cから1555$$^{circ}$$Cまでの上昇にとどまり、判断基準である1600$$^{circ}$$Cを下回ることを確認した。

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