Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05
JAEA initiated an HTTR heat application test plan to develop for coupling technology between HTGR and hydrogen production facility. The principal objective of this test plan is to establish the high safety coupling technology for coupling a hydrogen production facility to HTGR through the demonstration of a hydrogen production by the proven technology of methane steam reforming method utilizing the HTTR as a high temperature heat source. The other objective is to develop for coupling equipment such as a high temperature isolation valve, a helium gas circulator and a high temperature insulation pipe. This paper describes the overview of an HTTR heat application test plan such as a draft test schedule and test targets for the demonstration of a hydrogen production. This paper also presents basic specifications of an HTTR heat application test facility such as the HTTR modification strategy, overall system configuration and heat and mass balance at rated test operation for the demonstration of a hydrogen production. Furthermore, the operation plan during the normal start-up and shut-down processes is proposed.
安全研究・防災支援部門 企画調整室
JAEA-Review 2021-019, 58 Pages, 2021/11
JAEA-Review-2021-019.pdf:2.26MB
第4期中長期目標の指示を受けて日本原子力研究開発機構は第4期中長期計画を新たに策定し、これに従って令和4年度から業務を進めることになる。これを受けて、安全研究・防災支援部門では、「原子力安全の継続的改善及び原子力防災の実効性向上」に貢献する安全研究の戦略の見直しを検討するとともに、これに基づく中長期的な安全研究の進め方を議論した。この際、部門における今後の人材育成及び研究能力維持の観点で、シニア・中堅研究者の有する知識及び技術を若手研究者に継承する方策についても議論した。検討した戦略の見直し案では、(1)原子力安全に関わる情勢を踏まえた重要度やニーズを意識した課題対応型研究と、今後の規制動向や新技術の導入を見据えた先進・先導的研究の双方を効率的かつ効果的に展開すること、(2)リスク情報等を活用した合理性の高い安全確保及び規制のための方策を積極的に提案するなど、社会への実装を目指して質の高い研究成果を創出すること、(3)新たな研究課題への取組を通して安全研究・防災支援分野における人材育成及び技術基盤維持を図ることを柱として掲げている。本報告書は、中長期的な安全研究の戦略及びこれを受けた研究計画に関する検討の結果についてとりまとめたものである。
松本 俊慶; 岩澤 譲; 安島 航平*; 杉山 智之
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2020 (ASRAM 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/11
本研究では、事前注水した格納容器内デブリの冷却確率を評価した。まず、落下溶融物条件を求めるため、シビアアクシデント解析コードMELCORによる不確かさ解析を行った。この解析では炉心の溶融・移行過程に関連する5つの不確かさパラメータを選択し、仮定された確率分布を用いて、ラテン超方格法(LHS)により入力パラメータセットを生成した。これを用いたMELCORによる多ケース解析の結果から落下溶融物条件を抽出した。次に、MELCOR解析結果をもとに、パラメータの確率分布を決定し、LHSにより生成した59個のパラメータセットを用いてJASMINEコードによる水中の溶融物挙動の解析を行った。水位の条件は0.5m, 1.0m及び2.0mとした。広がり半径とデブリ質量の解析結果からデブリの堆積高さを求め、判定基準と比較することで冷却の成否判定を行った。以上の一連の解析の結果、デブリ冷却の成功確率を求めた。また、MELCOR及びJASMINEを組み合わせた冷却性解析の課題について論じた。
糸井 達哉*; 岩城 智香子*; 大貫 晃*; 木藤 和明*; 中村 秀夫; 西田 明美; 西 義久*
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(4), p.221 - 225, 2018/04
日本原子力学会熱流動部会は福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基にした分野のロードマップの改訂(ローリング)を進め、2018年3月に「熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017(熱水力ロードマップ2017)」を策定した。世界最高水準の安全性の実現とその継続的改善を図るため、安全裕度向上策及び人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮して選定・詳述された2015年版の技術課題を見直すと共に、主要な技術課題の実施状況の記載、「軽水炉安全技術・人材ロードマップ」との対応状況の明示、計算科学技術部会の協力による1F事故の原因ともなった外的事象対応の記述の改訂など、記載が大幅に充実された。その概要をまとめる。
新井 健司*; 梅澤 成光*; 及川 弘秀*; 大貫 晃*; 中村 秀夫; 西 義久*; 藤井 正*
日本原子力学会誌ATOMO, 58(3), p.161 - 166, 2016/03
日本原子力学会熱流動部会は、福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基に熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)を他分野に先駆けて平成27年3月に策定した。世界最高水準の安全性を実現しその継続的向上を図るため、深層防護を柱にシビアアクシデントや外的事象の対策を整理し、安全裕度向上策および人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮した上で技術課題を選定し、1F廃炉など主要なマイルストーンに基づく時間軸上にロードマップを展開した。本解説は、その要旨について、事故時の炉心損傷防止など4件の個別技術課題の例を交え、まとめたものである。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; 山口 彰*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5353 - 5366, 2015/08
The Atomic Energy Society of Japan developed a New Thermal-Hydraulics Safety Evaluation Fundamental Technology Enhancement Strategy Roadmap (TH-RM) for LWR Safety Improvement and Development after Fukushima-Daiichi Accident through collaboration of utilities, vendors, universities, research institutes and technical support organizations for regulatory body. The revision has been made by three sub working groups (SWGs), by considering the lessons learned from the Fukushima-Daiichi Accident. The safety assessment SWG pursued development of safety assessment computer codes. The fundamental technology SWG pursued safety improvement and risk reduction via improved accident management measures by referring the technical map for severe accident established by severe accident SWG. Twelve important subjects have been identified, and Fact Sheet was developed for each of subjects for research and development. External hazards are also considered how to cope with from thermal-hydraulic safety point of view. This paper summarizes the revised TH-RM with several examples and future perspectives.
峰原 英介
Proceedings of 2nd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 30th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.55 - 56, 2005/07
次世代,高輝度及び大電流の電子源は光陰極,熱電子陰極,結晶ダイアモンド電子陰極及びその他のものに似ており、次世代ERL(エネルギー回収型線型加速器)に基づいた光源及びSASEのX線の自由電子レーザーを実現すると期待されている。JAERI FELグループは、大電流,高輝度及び長命電子源のための新しい結晶ダイアモンド電子陰極技術を最近開発し始めた。発表では、私たちは、戦略について説明し、議論する。そして結晶ダイアモンド陰極及び関連するダイアモンド陰極評価システムの予備的実験の測定を報告する。
関 泰
原子力eye, 48(6), P. 22, 2002/06
アジア原子力協力フォーラム(FNCA)の人材養成プロジェクトは、我が国にとって重要な近隣8ヶ国の人達が一同に会して原子力人材養成についての議論ができる場として、また地域全体の情報交換の場として極めて有効である。FNCA活動の中で人材養成プロジェクトが発足して3年間になるが、以下のような協力を進めている。(1)各国の人材養成ニーズを見直し、ニーズに対処する相互支援協力として、インターネットを利用した情報交換,英訳教材の相互提供などを開始する。また、ニーズに対して現行の研究者交流制度等をより有効に活用する。(2)各国の原子力人材養成戦略策定の支援。(3)各国に共通する深刻な課題である若い世代の原子力人材養成シナリオについての情報交換。いずれも簡単に目に見える成果が出るものではなく、人材養成には即効薬はなく、時間をかけて、お互いに理解を深め、着実に協力関係を築き上げるとともに、共有できる成果を得ることが最も重要ではないかと考え始めている。
佐藤 治; 安川 茂
JAERI-M 85-129, 134 Pages, 1985/09
原子力開発長期戦略のためのシステム解析モデルJALTES-IIを開発した。JALTES-IIは、線型計画法によって長期的な炉型設備構成を最適決定するとともに、核燃料サイクル関連諸量を詳細に計量することができる。現在までに新型転換炉の役割、プルトニウムの有効利用などに関する解析に用いられてきた。本報告書は、モデルの概要、数学的定式化、計算プログラム、および入出力データ項目についてまとめたものである。また付録として、入出力データの例を添付した。
安川 茂; 萬金 修一; 佐藤 治; 米勢 洋
JAERI-M 84-139, 64 Pages, 1984/08
この報告書は、本年3月に日本原子力研究所東京本部において開催されたIEA/ETSAPワークショップ(国際工エネルギー機関のエネルギー技術システムズ解析研究プロジェクト)で発表した論文に加筆したものであり、目下開発中のエネルギー経済システムズ解析の為の統合モデルの概念を説明している。このモデルシステムには4カテゴリーに分けられる計算コードが含まれている。即ち、第1カテゴリーにはE
-SDを、第2カテゴリーにはMARKAL、TRANS-I/Oを、第3カテゴリーにはJALTESを、第4カテゴリーにはCONCEPT等であり、それぞれには長期エネルギー経済活動のシナリオの創出、同構造分析、炉型投入・核燃料サイクル戦略解析、費用・便益・リスク分析に使用できる。ひとつの応用として「将来のエネルギー供給においてHTGRが如何なる役割を果しうるか」といった問題分析への適用についても述べられている。
西村 秀夫; 猪川 浩次; 平田 実穂; 浅井 三郎*; 広瀬 研吉*
Nuclear Safeguards Technology,Vol.2, p.317 - 330, 1983/00
保障措置の目的を達成するために査察当局が定めるべき試料収去計画はあらゆる転用戦略に対して所定の検知力を持ちかつ必要とされる査察業務量を最小限にとどめるものであることが要請される。測定手法として従来通り非破壊検査法によるアトリビュート測定および被壊検査法によるバリアブル測定を仮定する。従来これら両測定用の収去試料数は大量欠陥による転用に対抗するものとして前者に対し、中量および少量欠陥による転用に対抗するものとして後者に対して求められた。J.Sanbornは中量欠陥による転用に対抗するため両測定の検知力を利用することを提案したが著者達はこれをさらに発展させアトリビュート測定に対しても分散検定および差の検定を導入することにより検知力を最大にすることにより対応するバリアブル測定用試料数を最小とする理論を導出した。またこの理論に対応する査察検認手続きを提案した。低濃縮ウラン加工施設に適用した結果収去試料数を大幅に軽減し得ることが判明した。
藤井 実; 浅井 清
情報処理学会論文誌, 23(6), p.676 - 684, 1982/00
計算機の最適取替戦略(取替間隔、導入すべき計算機処理能力)を求めるモデルを提案する。これは、計算需要の増加、計算機の価格性能比の向上など計算機設置者(ユーザ)をとりまく環境を入力とし、計算機の取替費用とレンタル費用の関係から、ユーザの総費用を最小とする最適取替戦略を求めるものである。4種類のモデルを示した。モデル1は、計算機を中央演算処理装置(CPU)で代表させ、次の取替時までの計算需要を今回取替えた計算機で完全に処理する。モデル2は、計算機をCPUで代表させ、次の取替時までの計算需要を今回取替えた計算機で完全に処理しなくてもよい超過(潜在)需要を許すモデルである。モデル3,4は計算機をCPU,主記憶装置(MEM),入出力装置(I/O)の3つの成分で代表させたものである。筆者ら計算センタのデータを使ったこのモデルの適用例についても述べる。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 梅澤 成光*; 大貫 晃*; 藤井 正*; 西 義久*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; et al.
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)の策定に至る経緯, 構成, 考え方, 技術課題の評価(選定)基準等を解説した。特に、2011年の福島第一原子力発電所の事故の教訓を取り込み、ニーズとシーズのマッチングを図るための詳細な課題表示により人材育成に資する内容とするなど、その主要な特徴を解説した。今後は同学会の熱流動部会によって広く活用が図られ、社会情勢やニーズの変化に伴う改訂がローリングとして行われる。
及川 弘秀*; 新井 健司*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 西 義久*; 中村 秀夫
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、シビアアクシデント時に溶融炉心が原子炉容器を貫通して格納容器へ流出した後の格納容器の健全性確保に係る方策について説明する。特に、注水や床面でのコアキャッチャなど溶融炉心冷却や格納容器の保護について、さらに、高温になる雰囲気や構造を冷却して過圧, 過温による破損を防止する方策の2点について、技術の到達点や課題、望まれるデータ拡充のポイントをまとめる。
本間 俊充
no journal, ,
The legislative framework of the nuclear emergency response system in Japan had been established, but a clear concept of operation in emergency response planning had not been shared between the relevant organizations. During the early stage of an emergency, a predetermined quick response is required due to the lack of information obtained and major uncertainty. At the later stage, on-going stakeholder involvement becomes increasingly important to make arrangements for preparing recovery. The Fukushima Daiichi accident provided us with a good opportunity to identify such a common understanding of the emergency management timeline in the international community of emergency preparedness and response. This presentation will present what we have learned from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants accident to improve adequate preparedness to effectively respond to a severe nuclear accident.
