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武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆
JAERI-Tech 2004-071, 85 Pages, 2005/02
JAERI-Tech-2004-071.pdf:4.81MB
ITERのダイバータは、保守を容易にするために60個のカセットに分割されており、遠隔保守機器を用いて、90度ごとに設けられた保守ポートを経由して交換される。25トンのカセットは、強い放射線環境の下で、狭隘な空間内での搬送と2mm以下の精度での設置が要求されている。これらの要求に基づき、以下の設計及び試験を実施した。(1)限られた空間での大重量カセットの搬送にリンク機構を適用するための検討を行った。空間的制約と駆動力効率を考慮してリンク角度を最適化し、コンパクトな搬送用機構を設計した。試験の結果、2つの搬送用機構を用いて30トンの搬送に必要な持ち上げ力を達成した。(2)搬送用機構と同様にリンク角度を最適化し、コンパクトなリンク機構をカセットの固定に用いるための検討を行った。試験の結果、設置の際に、初期の位置誤差が5mmの状態から最終的な位置決め精度として0.03mmを達成した。これにより、要求性能である2mmの精度を満足した。(3)搬送装置の実規模試験体を用いて、光ファイバセンサ等によるセンサベース制御の試験を行った。試験の結果、光ファイバセンサを用いて、0.16mmの位置決め精度を達成し、十分な水準の精度を得た。また、仮想現実によって遠隔保守機器とダイバータ等を模擬したヒューマンマシンインタフェースを用いた試験も実施した。
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。
F.Bianchi*; L.Burgazzi*; 加藤 義夫; 勝田 博司; 小西 哲之; 竹内 浩; Martone, M.*
Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.556 - 561, 1998/00
核融合材料の照射試験を目的として、重陽子ビームと流動金属リチウムターゲットを用いた高エネルギー中性子源IFMIF(International Fusion Materials Irradiation Facility)の概念設計が1995~96年に行われた。この施設の安全解析を、特に安全上重要なターゲット系について行った。ターゲットは大流量の液体リチウムループを中心に構成され、バックウォールにより照射領域と分けられている。FMEA(Failure Mode Effect Analysis)により異常事象を摘出し、さらに重要な事象について安全解析を行った。リチウムの漏えいはさらに空気や水に接触すると大きな事故につながるので、設計で安全対策を講ずる必要がある。リチウム中のトリチウムも安全上重要な問題であり、この除去管理が必要である。
小西 哲之; 八巻 大樹; 勝田 博司; M
slang, A.*; R.Jameson*; Martone, M.*; Shannon, T. E.*
JAERI-Tech 97-056, 9 Pages, 1997/11
国際核融合材料照射施設(IFMIF)の概念設計では、主要サブシステム及び施設全体について、近い将来までに必要と思われる要求を満たすべく安全設計を行った。まずFMEA(故障モード影響解析)によって定性的に起こりうる危険を摘出し、特に重要なものについてさらに解析して対策を設計に反映した。放射線防護と廃棄物処理を重視し、設計検討を加えた。リチウムループとターゲットは放射性物質を生成し、漏洩時は火災によりそれらを放出する恐れがあるため、通常時の放射能インベントリを低減するとともに、多重防護を施す。IFMIFは既存技術により十分安全に設計できるが、特殊な技術対応が必要である。
榎枝 幹男; 奥野 健二*
プラズマ・核融合学会誌, 73(8), p.786 - 789, 1997/08
核融合炉では、キログラムオーダーのトリチウムを燃料として使用する。核融合炉燃料プロセス系の運転は、サイト内で核融合炉運転と同時に連続的に行われる。核融合炉燃料プロセス系の安全性を検討する場合は、その構成がいくつかのサブシステムを有機的に連結した科学プラントとして考えてゆく必要がある。本解説記事では、このような系に対する安全性検討の方法として、FMEA,HAZOPをとりあげ、それらの方法の概要と特色について解説をし、その試行例を紹介した。
榎枝 幹男; D.F.Holland*; 松田 祐二; 大平 茂; 奥野 健二; 内藤 大靖*; 平田 慎吾*
JAERI-Tech 95-050, 90 Pages, 1995/11
ITERではkgオーダーのトリチウムを使用するために、トリチウム処理システムとして、プラズマ排ガス処理トリチウム安全設備等の大量トリチウム取り扱い設備が設計されつつある。トリチウム取り扱い量が非常に大きいため、設計段階から十分に安全性の分析・評価を行い安全を期することが重要である。本報告では、故障事象解析(FMEA)の手法を用いて主要なトリチウム処理システムの各コンポーネントの機能に着目し、故障事象の起因事象を明らかにしたものである。本報告におけるFMEAの結果として、主要な起因事象、それらを感知するために必要な測定システム、今後検討するべき事項、今後定量的に解析する必要がある事項の4項目に関するまとめを行った。
炉設計研究室
JAERI-M 7964, 161 Pages, 1978/12
トカマク型核融合実験炉炉心燃料給排系のトリチウム封入ならびに安全性の観点から、システム設計及び安全性解析を行った。トリチウムの環境放出量をできるだけ抑えるために3段階の封入システムを採用した。また、フォールトツリーならびにFMEAチャートを作成して第1次安全解析を実施した。第1次封入系は炉心燃料給排系構成機器および配管類であり、これらの機器類は充分なトリチウム漏洩防止対策を施した設計として2次封入系内に収納する。第2次封入系は希ガス雰囲気のグローブボックスに類似したものであり、70m
/min処理量を有する雰囲気精製系を設備する。含有ガス処理系を収納する格納室、処理容量3m/minの格納室換気系および処理容量150m/minの緊急時格納室浄化系等から構成する。
