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玉置 裕一; 大森 雄; 藤島 雅継; 水越 保貴; 坂本 直樹
Proceedings of 53rd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2016) (Internet), 6 Pages, 2016/11
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの核燃料使用施設では、高速炉用燃料や材料開発のための試験が行われている。1970年代に建設されたこれらの施設は、40年以上に渡り運転経験を蓄積してきた。施設を安全で継続的に運転するためには、電源設備、マニプレータ、インセルクレーン、排風機や換気設備といった、重要設備のメンテナンスが必要となる。本定期安全評価手法は、日本の実用原子炉施設等で実施されている手法を基に核燃料使用施設に適用している。本論文では、安全評価手法を用いた核燃料使用施設での定期安全評価の取り組みについて報告する。
落合 政昭
エネルギー, 33(10), p.49 - 53, 2000/10
21世紀の社会を支える安価で、温室効果ガスを発生せず、長期安定供給が可能な民生用エネルギー源として、エネルギー消費地に設置するための原子力エネルギー供給システムが必要とされる。そのための原子炉として、受動安全系と自然循環・自己加圧方式等による単純化プラントである小型軽水炉PSRDの設計検討を進めている。利用システムとしては、大深度地下利用の地域熱供給原子力システムとバージ搭載型小規模発電システムを想定している。PSRDを大深度地下の空洞の中に、または洋上でバージに搭載して設置すれば、地震等の災害に強く、重大な事故が発生しても付近の住民は避難する必要はなく、地価、人口密度の高い大都市でも利用できる。小型軽水炉を分散型エネルギー源として導入することは、エネルギー消費地域が地球温暖化やオゾン層破壊等を防止しつつ、エネルギー供給面で自立するための一つの方策であると考えられる。
大久保 努; X.Jiang*; 新谷 文将; 落合 政昭
JAERI-Research 98-042, 49 Pages, 1998/08
JAERI-Research-98-042.pdf:1.58MB
原研型受動安全炉(JPSR)の定常時及びポンプトリップ事象時の熱的な裕度を評価するため、COBRA-IV-I及びRETRAN-02/Mod3コードを用いた解析を実施した。定常時において、流体混合係数等のパラメータに関する感度解析を実施した。過渡解析に対しては、主冷却水ポンプの慣性等のパラメータに関する感度解析を実施した。計算結果によれば、定常時には大きな熱的裕度が有るが、ポンプトリップ時に対しては、炉心入口での流量低下が速いことにより、最小DNBRが非常に小さな値になる。この熱的裕度を増加させるためには、主冷却水ポンプの慣性を増加させる設計とすることが最も効果的であることを明らかにするとともに、本過渡変化における最小DNBRを増加させる方策に関する提案を行っている。
傍島 眞
日本原子力学会誌, 40(5), p.372 - 374, 1998/00
確率論的安全評価(PSA)を基にしたリスク情報の、原子力施設の安全向上への利用に関して、わが国でのその意識の浸透を計るために何をするのが有益かについての意見を、原子力界の諸状況とともに述べた。一つにはリスク情報利用の有用性について、リスク選択の習慣を広めるべく、新技術についてのリスク情報を分かり易く提示することが、民主的な制度の中では求められる。米国でのリスク情報利用は、事業者の提言以後、規制当局の検討を経て、近年制作声明にて具体的方針が提案されている。この中では、安全目標に基づいた定量的指標値が示され、これに対して裕度を有する場合は、指標値の増加を裕度に応じて許容している。わが国での利用を考える場合、合理化によって利益を受ける事業者から規制当局へ利用が提言されて良い。これは消費者の利益でもあり、原子力の優位性を助長することにもなる。その前提として必要な情報提供の障害は、事業者、帰省者双方で克服する必要がある。これまで、アクシデントマネジメントの検討とPSRにおいてPSAの利用が行われたが、PSRでは持続的に利用を拡大するためにパイロットプラントによる試用が有益と考えられる。
岩村 公道; 新谷 文将; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(4), p.316 - 326, 1996/04
被引用回数：1 パーセンタイル：14.44(Nuclear Science & Technology)確率論的安全評価(PSA)の手法を原研型受動的安全炉JPSRの設計改良の妥当性評価に適用した。起因事象としては、大破断LOCA、中破断LOCA、小破断LOCA、SGTR、主蒸気管破断、外部電源喪失、主給水喪失及びその他過渡事象の8事象を選定し、安全システム機能喪失確率はフォールトツリー解析により求めた。その結果、炉心損傷頻度は旧設計よりも大幅に改善され、現行PWR以下となった。これは発生頻度の高いNon-LOCA事象に起因する炉心損傷頻度が、加圧器水位上昇により作動するNon-LOCA用余熱除去系の追加により、3桁以上低下したためである。LOCA事象に起因する炉心損傷頻度は旧設計と同程度であり、炉心補給水系統の削減によっても安全性は損なわれないことが確認できた。感度解析の結果、機能喪失確率及び共通原因故障の不確定性を考慮しても十分な安定余裕が確保できることが分かった。
秋本 肇
混相流, 10(4), p.360 - 363, 1996/00
本報告は、軽水炉プラントに関する研究開発のなかで、この10年間における混相流技術に関連した分野の動向を概観したものである。安全性研究、熱水力解析コードの改良、原子炉機器の改良、新型軽水炉の設計などのさまざまな分野で混相流技術に関連した研究が行われた。今後の軽水炉開発にとり、安全性と経済性の更なる向上が最重要課題であろう。シビアアクシデント時の現象の把握と解析手法の開発、受動的安全設備の設計の最適化及び信頼性の検証など多くの分野で混相流技術にかかわる課題の解説が要請されている。また、機器開発や設計の効率化のために、詳細な二相流解析を実験に先だって実施して解析的に設計の最適化を進める傾向が強くなると思われる。複雑な混相流挙動を解析的に評価するための詳細解析技術の構築と検証データを取得するための測定技術開発の重要性が一層増している。
