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報告書

オンサイトプラントアナライザの開発(1)-モデル構築GUI・プラントデータ取り込み機能の開発-

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JNC TN4400 2000-002, 33 Pages, 2000/06

JNC-TN4400-2000-002.pdf:5.22MB

オンサイトプラントアナライザは、原子力プラントの非定常運用や事故発生時に、生起する事象の詳細解析を支援する計算機応用システムとして提案されている。同アナライザは、動特性解析コードを内在し、プラントの事象解析を短時間で効率よく実施できる解析支援システムである。このようなオンサイトプラントアナライザにおける開発要素は、解析モデル構築機能およびプラントデータ取得機能である。また、現在の解析コードにこれらの機能を付加することは、もんじゅのプラント動特性解析作業全般の効率化にもつながる。そこで、主として、「もんじゅ」性能試験時のプラント動特性解析作業を支援することに目的を絞り、これらのプラントアナライザの基本機能を開発した。システムでは、もんじゅの安全評価などに使用されたFBR動特性解析コードCOPDを発展させたSUPER-COPDを動特性解析実行部分に採用した。モデル構築においては、GUI(グラフィカルユーザインタフェース)画面上で機器に対応したアイコンを操作し、解析モデルをそのまま構築できるようにするなど、操作を全てGUIにより行えるようにした。また、「もんじゅ」プラントデータ収録システムからプラントデータをオンラインでリアルタイムに直接取り込む機能を設けた。取り込んだプラントデータは、解析時に境界条件としてプロセス量を格納する

報告書

「処分研究開発」分野における評価検討手法の高度化に関する研究(コア研究協力)(研究委託内容報告書)

納多 勝*

JNC TJ1400 99-035, 256 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-035.pdf:21.56MB

本研究は、核燃料サイクル開発機構が平成10年9月に公表した「第2次取りまとめ第l次ドラフト」における「処分技術開発」の内容を対象に、別途構築される評価検討手法の高度化に資することを目的として、国内の大学、民間企業の専門家の意見等をとりまとめたものである。地層処分システムの設計・建設技術に関する検討では、処分空洞建設時に発生が予想されるゆるみ領域の評価手法、空洞安定性解析手法と支保工の設計手法、緩衝材の仕様決定手法等、「処分技術開発」の評価について、主として現状技術を基本とした工学的な観点から各専門家の意見をとりまとめた。人工バリアシステムの長期力学安定性評価については、ベントナイト緩衝材を対象に、周辺の岩盤、オーバーパックの腐食膨張等時系列に発生する事象を解析する手法の現状について、専門家の意見を反映し今後の研究の方向を示唆する事項としてとりまとめた。処分場の管理に関する検討では、閉鎖前後の管理の考え方を中心に、世界各国での議論を調査し、専門家の意見を反映して管理の考え方を助言としてとりまとめた。オーバーパックの腐食に関する検討としては、ベントナイト共存下における腐食試験を実施し、腐食生成物が腐食プロセスに与える影響の評価に資する知見をとりまとめた。

論文

核融合炉内外におけるトリチウムの挙動,3; 燃料システム内トリチウム挙動

山西 敏彦; 西川 正史*; 中塩 信行*

プラズマ・核融合学会誌, 73(12), p.1326 - 1332, 1997/12

現在、ITER燃料システムの主コンポーネントの設計が、トリチウムインベントリー推算、故障事象解析の観点からも進められている。システムは2つの大きな特徴を持っている。約1kgの大きなインベントリーを持っていること、さまざまなプラズマからの排ガスに対応して高純度精製燃料(D-T)を再びプラズマに供給しなければならないことにある。この観点に立てば、シミュレーションコードを整備し、トリチウム計量管理及び制御システムを設計することの重要性が認識されよう。一例として、燃料システムの主コンポーネントである深冷蒸留塔の制御システム設計について、本報告で紹介する。燃料システムでのトリチウム取り扱いという観点からは、材料表面とプロセスガスのトリチウムに関する挙動が、プロセスのメンテナンス及びそれによって生じる廃棄物の問題を議論するうえで重要である。

報告書

Accident identification in tritium processing systems of international thermonuclear experimental reactor in engineering design activity

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

JAERI-Tech-95-050.pdf:2.98MB

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。

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