高温ガス炉向けRPV冷却システムの開発

高松 邦吉

革新的冷却技術; メカニズムから素子・材料・システム開発まで, p.179 - 183, 2024/01

高温ガス炉は優れた安全性を有しており、原子炉冷却材が喪失するような事故時においても、炉心における崩壊熱や残留熱を原子炉圧力容器(RPV)外表面から放熱でき、燃料温度は制限値を超えることなく静定する。一方、RPVから放出された熱を最終ヒートシンクまで輸送する冷却システムに関しては、ポンプ等による水の強制循環を用いた能動的システムや、大気の自然循環を用いた受動的システムが提案されている。しがしながら、冷却性能が動的機器の動作や気象条件の影響を受けるという課題があった。本稿では、これらの課題解決を目的に提案されている放射冷却を用いた新たな冷却システム概念の概要や、当該概念の成立性確認を目的とした解析と実験の結果を紹介する。

輻射を利用した原子力キャビティ冷却システムの伝熱特性に関する研究

坂野 雅樹*; 舩谷 俊平*; 高松 邦吉

山梨講演会2022講演論文集(CD-ROM), 6 Pages, 2022/10

本研究では、放射冷却を採用した原子炉圧力容器(RPV)の受動的冷却設備の安全性に関する基礎的研究を行う。本研究の目的は、自然災害が発生した場合でも、放射冷却を採用したRPVの受動的冷却設備は、安全で信頼できることを実証することである。そこで、いくつかのステンレス製の容器を使って、実機の受動的冷却設備の約1/20スケールである実験装置を製作した。実験装置内の発熱体の表面はRPVの表面を模擬しており、その発熱体は実験装置内で自然対流と輻射を発生させる。実験の結果、実験装置内の自然対流を詳細に可視化することに成功した。

平成10年度安全研究成果(調査票)-原子力施設等安全研究年次研究(平成8年度平成12年度)-

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JNC TN1400 99-017, 439 Pages, 1999/08

JNC-TN1400-99-017.pdf:14.06MB

平成11年7月1日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度平成12年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;23件、核燃料施設;17件、耐震;1件、確率論的安全評価等;5件)について平成10年度安全研究の調査票(平成8年度平成10年度の成果)を作成した。本報告書は、国に提出した調査票を取りまとめたものである。

システム解析手法の高度化研究

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PNC TJ1612 98-001, 77 Pages, 1998/03

PNC-TJ1612-98-001.pdf:2.42MB

HAZOPは定性的な安全評価手法の1つであり、その有用性は広く知られている。この方法は様々な分野の専門家により構成されるグループが、ブレーンストーミング形式により組織的に解析を進める手法であり、解析における見落としが少なく、確実な解析結果が期待できる。フォールトツリー解析(FTA)は定性的、定量的に安全性を評価できる手法であり、航空、宇宙産業から原子炉の信頼性、安全工学などに適用されている。しかし、FTAで困難な問題は、いかにしてフォールトツリー(FT)を生成するかという点である。HAZOP、FTAともに安全評価手法としての有用性は認められているが、安全評価には多くの時間と労力が必要であり、計算機によるHAZOP支援支援システムやFT自動生成システムが提案されている。昨年度研究報告書では、解析対象プロセスをメインプロセス部(配管系を中心とした部位)と周辺部(制御回路部、補助装置)に分類し、モデル化することで変数の分類を行った。これによりHAZOPによる解析を配管から電気、空気配管などを含む周辺装置部まで拡張した。この解析結果とHAZOP支援システム(三菱総合研究所が開発したもの)による解析を組み合わせることにより全体の解析を行った。また、HAZOPの解析結果をFTに変換することにより、定性的な解析を定量的な解析へと応用可能とした。本研究では、ユニットの入出力変数の状態に着目して対象プロセスをモデル化し、プラントを構成する各要素の入出力変数の状態と内部事象及び外部事象の関係をデシジョンテーブルにより表現する。このデシジョンテーブルにより整理された情報を基に、HAZOP及びFT生成を行う手法を提案する。デシジョンテーブルの情報を知識ベースとして計算機に格納し、HAZOP及びFT生成を行う解析システムを構築した。この解析システムを高レベル廃液貯槽冷却システム等の安全評価に適用し、有用性を示す。

Tritium technology research and development at the tritium process laboratory of JAERI

奥野 健二; 小西 哲之; 山西 敏彦; 大平 茂; 榎枝 幹男; 中村 博文; 岩井 保則; 林 巧; 河村 繕範; 小林 和容

Fusion Technology 1996, p.1277 - 1280, 1997/00

原研トリチウムプロセス研究棟では、核融合炉のためのトリチウム技術の研究開発をグラムレベルのトリチウムを用いて約9年にわたって実施している。トリチウムプロセス技術については、気相電気化学反応を利用したプラズマ排ガス処理、深冷分離法及び熱拡散法による同位体分離、ZrCoによるトリチウム貯蔵と輸送、液相同位体欠損によるトリチウム廃液処理法などの研究を集中的に行い、トリチウム燃料サイクル技術の実証をはかってきた。近年はトリチウム安全工学研究の充実をはかり、気体透過膜を利用した空気からのトリチウム除去法、通気式熱量測定法によるトリチウム計量機能を持つ貯蔵ベッド、レーザーラマン分光によるプロセスガスの遠隔多点分析、プラズマ対向材中のトリチウム挙動の研究などを進めている。

安全管理業務報告(平成5年度第2四半期)

桜井 直行

PNC TN8440 93-045, 104 Pages, 1993/09

PNC-TN8440-93-045.pdf:2.68MB

平成5年度第2・四半期(平成5年7月平成5年9月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は、安全管理業務概要、安全管理一般、放射線管理、環境安全、個人被ばく管理、小集団活動の推進、研究開発、外部発表会等について、取りまとめたものである。

ヒヤリハットキガカリシート活用要領書

飛田 豊一; 梶山 登司; 時田 光彦; 中島 裕治; 青木 昌典; 永井 昌幸; 大内 忍

PNC TN9520 92-001, 17 Pages, 1991/10

PNC-TN9520-92-001.pdf:0.53MB

大洗工学センターでは、職場における安全を確保するため、これまで危険予知トレーニング、KYトレーナの養成、KY推進委員会を軸としたヒヤリハット運動の推進等の活動を幅広く実施し、従業員の安全意識の高揚を図ってきた。このため、その成果は着実に上がってきているものの全員参加による安全衛生の先取りという観点から見ると、必ずしも十分とは言えない状況にある。さらに、KY活動がマンネリ化しているとの声、職場から上がっている。このため、全員参加の減速でKY活動を推進し、活動のマンネリ化を打ち破るためには、安全活動に創意工夫をこらし一層の推進を図ることが重要である。そこで、大洗工学センターKY推進委員会では、この全員参加減速の下にKY活動を推進していくため、年間活動計画における推進目標として、平成2年度は「ヒヤリハット運動の推進」、平成3年度は「ヒヤリハット運動の活性化」を揚げ、ヒヤリハット運動の積極的推進を重点項目としてあげている。このヒヤリハット運動の目的は、一人一人が体験したヒヤリハットの情報を職場の全員で共有し、日常頃から危険に対する感受性の向上を図り、安全の先取りを行って、各自の労働災害を末然に防止することにある。KY推進委員会では、このヒヤリハット運動を各職場で積極的に推進し活動するため、ヒヤリハット運動要領書作成ワーキンググループを設置し、平成2年度に配布したヒヤリハットキガカリイラストシート(以下「イラストシート」という。)の活用方法について、各職場での手助けとなるよう可能な限り具体化した、"ヒヤリハットキガカリシート活用要領書"を作成した。本要領書は、平成3年10月に各職場に配布し、平成3年度末まで試行的に運用し、その後、各職場の意見、改善提案などを反映して改善を図っていくこととする。ここで、ヒヤリハットとは、不安全な行動状態を伴うものであり、ケガ、故障、災害に至らない軽微な人的、物的、精神的な体験である。

BWR格納容器および原研モデル格納容器に関するヨウ素の気液分配

田中 貢; 三森 武男

JAERI-M 7482, 50 Pages, 1978/01

JAERI-M-7482.pdf:1.12MB

軽水型発電炉には格納容器スプレイ系が設けられ、冷却材喪失事故時に格納容器内の水蒸気を冷却凝縮させて内圧を減ずるとともに、気相中の放射性物質を水洗除去することによって、原子炉から大気中への放射性物質の放出を極力防止している。格納容器スプレイ効果に関する実証的試験を実施するに際し、BWR格納容器内気相ヨウ素のスプレイによる水洗除去効果に関する解析、および原研モデル格納容器試験装置に対する予備計算を、計算コードSPINKLEを作成して行った。その結果、(1)格納容器スプレイの有効性(2)格納容器からのヨウ素の漏洩に対する平衡域の支配性(3)格納容器スプレイ開始より平衡状態到達までの時間(4)格納容器内の平衡気液分配係数について定量的な値が得られた。

原子炉制御におけるフェイルセイフと安全

川口 千代二; 伊藤 大樹

システムと制御, 18(7), p.396 - 402, 1974/07

原子炉安全性の研究の中でフェイルセイフの原則に関するものは事故を予防するためのものである。しかし厳密な意味でのフェイルセルフは原子炉安全工学の分野では体系的に未だ確立されていない。そこで本稿では、多重性(分散、待機、冗長)、独立性、信頼性も、故障や事故を局地的にとどめ、原子炉の安全には影響のないことから、これらを広義のフェイルセイフであると拡大解釈する。原子炉の計測制御系では安全性とアベイラビリティの両立は困難であるが、冗長度多数決系によってほぼ満足な解決が得られる。その場合の不信頼度は、原子炉運転時間、単位機器の故障率、交換率、修理率の関数となるが、予備機器が1~2個あればこれを飛躍的に減少させることができる。