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平成17年度)安全推進本部
JNC TN1400 2001-002, 172 Pages, 2001/01
JNC-TN1400-2001-002.pdf:6.28MB
平成平成12年ll月30日の内閣総理大臣官房原子力安全室(現内閣府原子力安全委員会事務局)からの依頼に基づき、安全研究年次計画(平成13年度平成17年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;14件、核燃料施設;10件、耐震;1件、確率論的安全評価等;3件、環境放射能;6件、廃棄物処分;15件)についての安全研究計画調査票を作成した。また、社内研究課題についても年次計画に登録された研究課題と同等に扱うとの観点から、(高速増殖炉;1件、核燃料施設;3件、確率論的安全評価等;1件、環境放射能;1件、その他(「ふげん」の廃止措置);1件)についての安全研究計画調査票を作成した。本報告書は、これらの調査票を取りまとめたものであり、平成12年10月に策定した「安全研究基本計画(平成13年度平成17年度)」に基づき、研究の達成目標や研究の実施内容を具体的に示したものである。
太田 吉美*; 児玉 清次*; 大西 幸男*; 内山 和幸*
JNC TJ3410 2000-020, 80 Pages, 2000/03
JNC-TJ3410-2000-020.pdf:41.34MB
「ふげん」の廃止措置プロジェクトを合理的かつ円滑に進行させるためには、廃炉作業の計画について、事前に詳細な評価を行う必要がある。このための必要不可欠なデータとして、現在の「ふげん」の建屋躯体、主要機器、配管、空調ダクト、ケーブルトレイ、操作架台等の物量の総量を把握する必要がある。これらのレイアウトデータの3D-CAD化を実施し、これを有効活用することにより、運転、監視、廃炉措置計画等のプラント管理全般にわたる業務の高度化を図るものである。そのため、平成11年度は、重水精製装置建屋、新廃棄物処理建屋、及び屋外設備についての概略の物量評価を実施した。特に、新廃棄物処理建屋内については別途実施する内蔵放射能評価と連携し、放射性廃棄物の正確な評価を実施する必要があることから、また、廃止措置計画全体に対する影響が大きい事から、詳細にデータ入力作業を行った。
河西 善充; 毛呂 達; 河村 文雄; 掛樋 勲; 戸部 賢治; 東 達弘
PNC TN9410 98-033, 284 Pages, 1998/03
動燃大洗工学センターシステム開発推進部では、安全性、信頼性、経済性等の向上のみならず、環境への負荷低減、核不拡散性への配慮など将来の社会の多様なニーズに対応できる先進的核燃料リサイクルシステムとして、溶融塩を用いたリサイクルシステムの設計研究を進めている。しかしながら、高速増殖炉懇談会の結論等に見られるように最近の原子力を巡る状況は大きく変化して来ている。動燃(新法人)が先進的核燃料リサイクルシステムの研究を進めるに際して、現時点の社会ニーズを踏まえ、将来の高速炉実用化時代における核燃料リサイクルシステムは如何にあるべきか、またその研究開発をどのように進めるべきか等に関して、社内及び社外専門家の参加の下に意見交換・討議等を行い今後の研究開発に資することを目的に、「先進的核燃料リサイクルシステム研究会」を開催した。本研究会は、97年12月98年3月に3回の会合を開催。ここで出された意見・提言等を踏まえた研究会の結論は、以下のとおり。(1)高速炉の本来性(ウラン資源の有効利用により、長期に亘りエネルギーを安定に供給するシステム)を最大限に引き出し、経済性・安全性・環境負荷低減・核不拡散等の抜本改善を図り、国民及び国際的に受け入れられるポテンシャルの高いリサイクルシステム・技術を追及すべき。(2)この核燃料リサイクルシステムとして、溶融塩技術を適用し、各種燃料(酸化物、金属、窒化物燃料)サイクルに対応でき、技術進化に柔軟に対応可能なリサイクルシステム・技術の研究開発を進めるべき。(3)将来を見据えた先進的核燃料リサイクルシステムを早期に選択し、開発することが動燃(新法人)の使命。外部の評価・国民の合意の下に、外部研究機関等との連携を強化し、共同・協力して、その研究開発を着実に推進して行くことを期待する。以上の結論を踏まえて、システム開発推進部では、研究会での提言等を今後の研究計画及び動燃(新法人)の事業計画に反映させ、その計画に従い先進的核燃料リサイクルシステムの設計研究を実施して行くこととし、本設計研究等を新法人における社内及び社外研究機関等との新たな協力体制の下に国等の評価を受けつつ進め、将来の核燃料リサイクルシステムの実用化像を構築し、国が行う先進的核燃料リサイクルシステムの方式選定、開発計画の策定等に資することとしたい。
not registered
PNC TJ1612 97-001, 69 Pages, 1997/03
HAZOPは、プロセスの安全性と通転の問題を明らかにする手法である。プロセスの各部における設計基準からのズレに着目し、その原因を明らかにする。さらにプロセスに与える影響について評価し、それらを検出し、また発生を防止する手段について検討される。近年、計算機によりHAZOPを支援するためのシステムがいくつか開発されている。Perttu Heinoら(1995)よる知識ベースを用いたHAZOPシステム、Venkatasubramanianら(1995)によるHAZOP解析システムのための有向グラフモデル、そして、著者ら(1995、1996)は、連続プロセス、回分プロセスを対象として、PrologによるHAZOPシステムを提案した。これらのシステムにより、これまでの人の手による解析と比較し、短時間で解析結果を得ることが可能である。動力炉・核燃料開発事業団の委託により(株)三菱総合研究所が開発したHAZOP支援システムは配管系の解析に適しているが、制御回路などの周辺装置に対しては解析が困難である。本稿では制御回路などの周辺装置に対するHAZOP解析法を提案する。周辺装置部の入出力変数の関係を記述するためのモデルを提案する。このモデルはシステム工学の入出力関係を基準としている。異常伝播モデルをこの変数関係を基に求める。周辺装置のHAZOPを提案するモデルに基づき実施し、配管系に対してはHAZOP支援システムにより解析する。両方の解析結果を組み合わせて対象とするシステムのHAZOP、FTを完成する。
平成12年度)not registered
PNC TN1010 96-001, 59 Pages, 1996/03
動燃の安全研究に関する研究計画は、「事業団においては従来安全研究は新型動力炉及び核燃料サイクル施設の開発のための研究の一環として行われてきたが、今後実証化段階に向かうに当たって、実証施設の安全性の確保、安全基準類の整備、合理化による経済性の向上のための安全研究を実施することが必要である。」との認識のもと、昭和61年3月に第1次計画である「安全研究の基本方針」として策定された。本基本方針は当面23年を主たる対象として策定され、その後の内外の情勢の変化を考慮し、適切な時期に見直しを行い改訂を行うものとされた。その後、事業団の中長期事業計画(昭和62年8月)が策定され、その中で「安全研究の基本方針」の見直しが求められたこと、並びに研究及びプロジェクトの進展や外部からの要求条件の変化等、環境条件がより一層明確かつ具体的になってきたことと併せて、平成2年9月に原子力安全委員会の「安全研究年次計画」(平成3年度平成7年度)が策定されたこと等を勘案して、第1次計画である「安全研究の基本方針」の見直しを行い、国の「安全研究年次計画」と整合性を図る観点から平成3年度から5ケ年間の第2次計画として「安全研究基本計画」(平成3年度平成7年度)が平成3年3月に策定された。本基本計画では、個別研究計画を研究の進捗や内外のニーズの変化等に対して柔軟に対応し得るようにするとの考えから「I.安全研究の基本方針」と「II.安全研究計画」とで構成して後者の見直しができるようにされ、当該5ケ年間の途中である平成5年度から平成6年度にかけて出力研究計画の中間見直しが実施されて、平成7年1月に計画が修正された。第3次に当たる本「安全研究基本計画」(平成8年度平成12年度)については、平成5年度下期より安全研究委員会及び各分科会で「I.安全研究の基本方針」と「II.安全研究計画」における重点研究領域の検討を開始し、これに基づき平成6年度に事業団内で研究課題の募集を実施して「安全研究基本計画」(案)を策定するとともに、この中から国の「安全研究年次計画」(平成8年度平成12年度)にも提案登録する研究課題を選定し、国の計画と整合性のある事業団の計画として策定した。なお、「I.安全研究の基本方針」については、「もんじゅ」二次冷却系のナトリウム漏洩事故を契機として損なわれた社会的な信頼の早期回復に資する観
平成2年度)(動力炉分野)not registered
PNC TN1410 92-026, 113 Pages, 1992/01
本報告書は、平成2年度までの新型転換炉及び高速増殖炉にかかわる安全研究の3年間の成果について、とりまとめを行ったものである。新型転換炉の安全研究は、(1)通常時及び異常な過渡変化時にかかわる研究、(2)事故時にかかわる研究、(3)シビアアクシデントにかかわる研究の3分野で構成され、また高速増殖炉の安全研究は、(1)安全設計・評価方針の策定にかかわる研究、(2)事故防止及び影響緩和にかかわる研究、(3)事故評価にかかわる研究、(4)シビアアクシデントにかかわる研究の4分野で構成されている。さらに、本報告書では、「原子力施設の耐震安全性に関する研究」並びに「確率論的安全評価に関する研究」に含まれる高速増殖炉及び新型転換炉に関する研究課題も合わせることで、「動燃における安全研究の成果(昭和61年度平成2年度)(動力炉分野)」として、とりまとめを行った。
森山 正敏
PNC TN9410 91-286, 117 Pages, 1991/08
大型炉プラントの原子炉停止系について従来型の設計を行い、フォールトツリー解析によりアンアベイラビリティ評価を行った。安全保護系の論理回路の信頼性は相対的に高く、アンアベイラビリティへの寄与因子は検出系の多重故障、制御棒のデラッチ失敗又は噛み込みのような挿入失敗が相対的に大きい。この従来型原子炉停止系に自己作動型の制御棒切り離し機構を導入した。LOF事象時の熱流力特性を熱流動解析コード(SSC-L及びAQUA)を用いて解析し、自己作動型の制御棒切り離し機構の設計上の要求条件を検討した。さらに、GENERIC CAUSE APPROACHを用いた共通原因故障解析を行い、共通原因故障の定性的評価を試みた。自己作動型の制御棒切り離し機構は、後備炉停止系の安全保護系を多様化するものであり、仮に従来型の原子炉停止系が作動しないとしたLOF型の特定の事象に対して作動が期待されるものである。この機構を設けることにより、そのような事象に対して共通原因故障の要因の減少を図ることができる。
伊藤 正彦
PNC TN9440 91-010, 45 Pages, 1991/07
LWRより優れたFBRの実用化を2020年代から2030年代とした場合,2010年代に実用化の見通しを実証する必要がある。このため解決しなければならない課題は,建設費削減の要因として使用済み燃料貯蔵方式の合理化,二次配管系へのベーローズの採用,電気信号系統への多重伝送方式の適用など8項目がある。1988年度までの設計研究の成果から,建設費は軽水炉比の1.2倍の見通しを得ている。実用炉では,0.8から0.9倍を目標として,高性能燃料の開発,高性能大型炉心の開発など10項目に及ぶ開発課題を解決するため,もんじゅの活用,常陽の照射能力の向上,新技術の実証,二次系の削除プラントへの展開,合理的安全理論確立のための安全性試験炉の建設などの計画を進めている。
not registered
PNC TN241 83-22, 166 Pages, 1984/03
高速増殖炉もんじゅ発電所は,研究開発の成果の反映及び詳細設計の進捗により,その設備の一部の変更について設計の検討を行っている。すなわち,コンクリート冷却設備の削除並びに1次アルゴンガス系設備,炉外燃料貯蔵設備,ナトリウム補助設備,2次主冷却系循環ポンプ及び固体廃棄物処理設備等に関する変更及びこれらの設備の変更に伴う換気空調設備,配置レイアウトの変更をとり上げている。本報告書においては,これらの設備の具体的変更点,変更が可能となった研究開発の成果及びその検討内容,必要に応じて実施した安全評価結果,更にこれらの変更を考慮してもプラントの安全性及び信頼性が損なわれるものではないことを確認していることを示す。
not registered
PNC TN243 81-09, 72 Pages, 1981/12
原子炉施設に対する設計の基本方針の妥当性を確認するための安全評価においては,「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」として各種の代表的事象を選定し,解析を行っている。本報告書は,これら事象選定の検討結果をとりまとめ,設置許可申請書「添付書類十」に記載する安全評価項目との対応を明らかにしたものである。
中井 良太*; 伊藤 勝*; 寺田 和道*; 可児 吉男*; 大森 康民*; 前田 吉男*; 遠藤 寛*
PNC TN241 81-28, 292 Pages, 1981/11
液体金属冷却高速増殖炉の安全性研究の進展に伴い、数多くの計算コードが開発されてきた。本資料は多数の安全解析用計算コード群の中から、高速増殖原型炉「もんじゅ」などLMFBRプラントの安全評価用として使用される可能性のある計算コードを選び、これらのコード群の解析モデル並びにその機能に関する理解を扶ける目的をもって作成されたものである。計算コードとしては、HARHO-IN(炉心の核熱動特性解析)、FALL、SUGAR-L、SEETHE(炉心局所事故解析)、HIPRAC-3、PIBRA(配管破損時熱流動解析)、SOFIRE-M2、SPRAY-2(ナトリウム火災解析)、ABC(エアロゾル挙動解析)、MIMIR-NZ(プラント動特性解析)、SWAC-10、SWACS(蒸気発生器伝熱管破損解析)、SAS3D(起因過程における核熱流動解析)、VENUS-PM、SIMMER-2(炉心崩壊過程における核熱流動解析)、PISCES-2DELK(耐衝撃応答解析)、PPP-M(冷却系圧力波伝播挙動解析)、DOSAGE(事故時被曝線量評価)が含まれている。
玉山 清志*; 岡町 正雄*; 土屋 毎雄*
PNC TN941 81-52, 296 Pages, 1981/02
近年,原子力発電プラントの安全性確立,嫁動率向しを目的に運転監視システム開発の必要性が高まってきているが,当50MW蒸気発生器(SG)試験施設においても,高速増殖原型炉"もんじゅ"への適用を目的として,運転監視システムの開発を進めている。本報告はその一報として主に計算機による運転員への情報の表示および各種の異常診断技術についてまとめたものである。プラントの運転状況に関する情報はCRT(CathodeRayTube)表示装置によるディジタル及び図形表示,ラインプリンタ印字,タイプライタ出力及び異常診断の結果としてのアナンシェータ螢報として刻々運転員に与えられる。またプラントの異常診断万法として多重計測系のクロスチェック法,ナトリウム水反応小リーク自動判定法,微分笞報と到達時間予測警報および蒸発器出口蒸気温度過熱度表示法等について50MWSG試験施設の運転に適用し試験データによる検討を行なった。その結果これらの運転監視手法の有効性が実証されこれらのシステムが現状の"もんじゅ"設計にほとんど変更なしに適用可能であることが示された。今後も新規項目の開発検討を行うと同時にマンマシンシステムを考慮し今回開発した運転監視システムの一層の改良を図って行く予定である。
村野 徹; 中田 啓; 牧野 明寛; 村野 徹*; 若林 宏明*; 吉井 康司*
PNC TN841 77-06, 76 Pages, 1976/03
核燃料加工や,再処理工程における臨界事故の防止は保安上重要である。したがって,臨界事故に至らしめない各種の安全装置の準備が必要である。一方,いくつかの事食の重なりで生ずる可能性のある事故を想定し,その過程を出来るだけ早期に検知して,真の臨界事故に至らしめない,あるいは万一の場合も被害を最小にすべき努力も必要である。このような見地より,臨界事故の過程について,可能性をしらべ,考えられる種々のモードについて,臨界事故警報システムの果すべき役割を検討する。具体的には臨界警報システムの一例として,動燃再処理工場に備えられるべきものの性能を弥生炉の非定常運転及び反応度パルス運転状態においてチェックした。