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IFMIF国際チーム
JAERI-Review 2005-027, 416 Pages, 2005/08
JAERI-Review-2005-027.pdf:48.34MB
国際核融合材料照射施設(IFMIF)の技術会合及び設計チームの各グループリーダーによる技術統合会合が2005年5月17日
20日に、上野の計算科学技術推進センターで開催された。会合の主な目的は、(1)サブシステムの技術検討の現状報告,(2)ターゲット系とテストセル系とのインターフェイス事項の技術検討,(3)総合設計報告書に対する日欧でのピアレヴューの結果報告,(4)サブシステムの設計・実験活動の間の調整,(5)次期活動である工学実証・工学設計活動案の審議、及び、(6)それらのIFMIF執行小委員会への報告案作成である。本報告書は、ターゲット系技術会合,テストセル系技術会合,ターゲット系/テストセル系インターフェイス会合,加速器系技術会合、及び、技術統合会合の要約を取り纏めたものである。
及川 哲邦; 村松 健; 笠原 健夫*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1341 - 1348, 1995/00
原研では、受動的安全機能を採用した一体型加圧水炉SPWR(System-Integrated PWR)の概念設計研究を行っているが、その技術成立性の評価、設計の弱点の洗い出しに確率論的安全評価(PSA)を実施している。SPWRのPSAは、2段階に分けて行った。第一段階PSAでは、SPWRのプラントの概要の把握、設計の弱点の洗い出しのため、3つの起因事象についてのみ評価を行った。この第一段階PSAの結果も参考として、設計者グループは、水張り式格納容器、静的格納容器水冷却系の採用といった設計変更を行った。第二段階PSAではこれらの設計変更を考慮すると共に、故障モード影響解析等から洗い出された全ての起因事象を対象に、事故進展図を作成してイベントツリーを作成し、炉心損傷発生頻度を定量化した。また、静的システムの信頼性及び設計代替案に関する感度解析を実施した。その結果、炉心損傷発生頻度に静的システムの信頼性はあまり大きな影響のないこと、設計代替案として非安全系の高圧注入系を追加することが炉心損傷発生頻度の低減に最も有効であることが分かった。
July, 1993炉物理研究委員会
JAERI-M 93-254, 36 Pages, 1994/01
本報告は、1992年7月1993年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・雑音解析と制御・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌及びレポートに記載された論文である。
July 1992炉物理研究委員会
JAERI-M 92-209, 43 Pages, 1993/01
本報告は、1991年6月1992年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉の物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌に記載された論文である。
及川 哲邦; 村松 健; 岩村 公道; 笠原 健夫*; 水野 義信*; 三村 裕一*
第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.204 - 209, 1993/01
原研では、受動的安全機能を採用した一体型加圧水炉SPWR(System-integrated PWR)の概念設計研究を行っているが、その技術成立性の評価、設計の弱点の洗い出しに確率論的安全評価(PSA)を実施している。SPWRのような基本設計段階にあるプラントへのPSAの適用をフレームワークPSAと名づけ、2年計画で行っている。フレームワークPSA手法の特徴は、起因事象の同定では既存PSAで取り上げられた起因事象も参考としながら新設計の系統には故障モード影響解析を行ったこと、事故進展図を作成して事故進展の検討を行ったこと、定量化では既存炉と同様なシステムについて既存PSAの値を参考とし新設計の機器の故障率を設定する等の方法を用いたことである。本報告では、1年目のフレームワークPSAで得られた成果の概要を紹介するとともに、現在実施中の2年目の計画を述べる。
G.Vieider*; A.Cardella*; 秋場 真人; R.Matera*; R.Watson*
Fusion Engineering and Design, 16, p.23 - 24, 1991/00
被引用回数：15 パーセンタイル：81.74(Nuclear Science & Technology)ITER概念設計段階(CDA)におけるプラズマ対向機器に関する設計と開発のレビューである。ITERCDAにおいて、プラズマ対向機器(第1壁およびダイバータ板)の設計は4極の共同作業により精力的に行われた。その結果、次の工学設計段階(EDA)に進むための基本設計を終了するとともに、EDAで必要な工学R&D項目の洗いだしが行われた。中でも特に重要な項目は高い熱流束を定常的に除熱するダイバータ板の開発である。本レビューはプラズマ対向機器の設計を概観するとともにCDA機関中に実施された各極の機器開発についてまとめたものである。
