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山下 真一郎
日本原子力学会誌ATOMO
, 65(4), p.233 - 237, 2023/04
2011年の東日本大震災に伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故を契機に、軽水炉の安全性を飛躍的に高めることが期待される事故耐性燃料(ATF)の早期実用化への関心が世界的に高まり、現在、世界中の多くの国々で研究開発が進められている。本稿では、2015年より、経済産業省資源エネルギー庁の支援のもとで進められてきている、国内のATF技術開発の概要を紹介する。
佐藤 博之; 大橋 弘史; 中川 繁昭
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 8 Pages, 2016/06
本報告では、高温ガス炉の減圧事故時における炉心への空気侵入に対して、受動的な抑制を可能とする原子炉構造を提案する。第一に、従来、側部反射体内に設けられた冷却材上昇流路を内部反射体に移動する。第二に上部可能反射体を流路反転を行う構造に変更する。提案する原子炉構造の有効性評価として、冷却材流路での自然対流や炉内構造物での熱伝導、熱放射等、原子炉内の重要な物理現象を考慮した熱物質収支計算を行った。その結果、在来の原子炉構造に比べて減圧事故時の空気侵入量を大幅に低減可能であることが明らかにした。
平成12年度)(改訂2)not registered
JNC TN1400 2000-002, 56 Pages, 1996/03
核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という)は平成10年10月1日に動力炉・核燃料開発事業団(以下「動燃」という)の業務を引き継ぐ国の特殊法人として設立された。サイクル機構はFBRサイクル並びに高レベル放射性廃棄物の処理・処分技術を確立するとともに、その成果を民間に技術移転することを主要な使命としている。サイクル機構の業務運営に当たっては、安全の確保を大前提として行うことが重要とされており、これを踏まえて、関連する安全研究の一層の充実を図るべきことが求められている(原子力安全委員会委員長談話、平成10年2月10日)。従って、サイクル機構は原子力技術開発を行う国の機関として、動燃時代にも増して安全研究を強力に推進し、得られた研究成果をより積極的に公開していくとともに、研究成果を施設の安全性向上に迅速かつ的確に反映させることにより自主保安の実をあげるよう努めなければならない。安全研究の第一次基本計画は、「安全研究の基本方針」として昭和61年3月に策定した。その後、研究及び業務の進展や外部からの要求の変化並びに国の「安全研究年次計画」との整合を図る等の観点から、第二次計画として「安全研究基本計画」(平成3年度平成7年度)を平成3年3月に策定した。同計画は、平成5年度から6年度にかけて中間見直しを行い、平成7年1月に改定した。第3次計画に当たる「安全研究基本計画」(平成8年度平成12年度)は、平成5年度より検討を開始し、基本計画案の策定及びそれに基づく国の「安全研究年次計画」(平成8年度平成12年度)ヘの登録提案課題の選定を行い、国の計画と整合した動燃の計画として平成8年3月に策定した。サイクル機構の発足に伴い、原子力を取り巻く国内外の状況、サイクル機構に課せられた使命、サイクル機構の組織、並びに「もんじゅ」事故やアスファルト事故の調査結果を反映して同計画を見直し、平成11年3月には、特に、高速増殖炉分野について、「もんじゅ」ナトリウム漏えい事故の調査結果を踏まえた国の安全研究年次計画改定を受けて、改定を行った。この計画に基づいて実施してきた安全研究の成果は、国の原子力安全委員会及び関連の安全研究専門部会等で客観的な評価を受けてきている。今回は、サイクル機構の中長期事業計画の策定及び国の原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度平成12年度)の一部変更(見
not registered
PNC TJ1609 95-002, 34 Pages, 1995/02
核燃料再処理施設における火災および爆発事故シナリオのひとつにアジ化水素酸による爆発事故が挙げられる。アジ化水素酸に起因する爆発事故は極めて限られた条件のもとで起きると考えられており、現在の国内のプロセス条件では発生するとは考え難い。しかし、アジ化水素酸の工程内における定量的挙動の解明は、現状で十分とは言えないこと、また、将来、アジ化水素酸の発生が有意となるプロセスを採用する可能性もあることから、プロセスの安全性の一層の向上および安全裕度の明確化のためにアジ化水素の挙動を把握しておく必要がある。昨年の「アジ化水素の工程内挙動に係わる研究」では、アジ化水素酸についての基礎的データの取得を目的として既往の文献に基づいた調査を行った。本研究では昨年の調査結果に基づき、マスフローシミュレーションに必要な基礎データをさらに収集した。また、これまでの調査結果をもとにアジ化水素の溶液内マスフローシミュレーションを行い、再処理工程内におけるアジ化水素の挙動について検討した。
津谷 定廣*; 竹下 博志*; 枝嶋 敏数*; 本岡 正文*
PNC TJ8224 93-001, 128 Pages, 1993/06
再処理工場のセル内機器の保守、交換等に伴う作業における被ばくの低減、安全性の向上、作業時間の短縮、稼働率の向上等を図ることを目的に、配管類の切断、溶接等の作業に適用する遠隔操作型の作業ロボットの開発が行なわれてきた。本高度化設計では、上記内容の成果を踏まえスペース削減等に関する見直しを行なうと共に遠隔操作における機能性、操作性、作業性の向上を図るため、ケーブルモジュールの共用化およびモノレール走行型視覚システムの設計を行い以下の成果が得られた。(1)各基本作業ユニットに使用しているケーブル・ホース類の整理を行ない、ケーブルモジュールの共用化設計をまとめた。また、作業アームおよび連結部の構造についての設計を行ない、30%程度のスペースを削減することができる見通しを得た。(2)セル内の配管等を利用して取り付け可能なモノレール走行型視覚システムの方式決定を行なうと共に走行車、レール、監視装置の設計を行ない実セル適用への可能性の見通しを得た。この報告書は上記高度化に関する設計の成果について報告するものである。
辻野 毅; 竹下 功; 板橋 隆之; 野村 正之; 清瀬 量平*
Proc. of the 8th Pacific Basin Nuclear Conf., p.9-E-1 - 9-E-6, 1992/00
原研におけるNUCEF計画について、臨界安全性を中心に、研究計画、実験施設、安全設計および建設整備の概要をまとめて報告する。再処理施設の安全評価および安全性向上に資するため、NUCEF計画では、STACYおよびTARACYと呼ぶ2つの溶液燃料型臨界実験装置を建設・整備中である。これらは、附属の燃料調整設備を含めて、1992年度中に完成する予定である。
高橋 邦明
PNC TN8020 91-003, 49 Pages, 1990/12
新型燃料開発は,平成2年3月末をもって第1ステップを終了し,FBR新型燃料評価研究報告書(第1ステップ)(PNC ZN8410 90-075)をまとめた。第2ステップは,対象を窒化物,金属燃料に絞り,平成2年4月より平成5年3月迄の3年間の計画で研究開発を進め,平成3年度後半及び平成4年度末にそれぞれ中間チェック・アンド・レヴュー及び第2ステップのまとめを実施する。本計画書は,(1) 炉心設計・安全研究(2) 照射試験(3) 照射挙動(4) 転換(5) 燃料製造(6) 再処理(7) 廃棄物(8) 経済性,安全性,実現性の各総合評価の各研究テーマ毎の研究開発実施計画を新型燃料分科会においてとりまとめたものである。
朝日 義郎; 渡辺 正; 若林 宏明*
Nuclear Science and Engineering, 96, p.73 - 84, 1987/00
被引用回数：3 パーセンタイル：51.95(Nuclear Science & Technology)原子炉の安全性を向上する新受動的装置が提案されている。現在のプラントをわずかに修正することによって、新装置を付置できる。新装置が、PWRの安全性をどういう具合に向上させるかを示すために、交流電源喪失条件下でのATWS(スクラム不動作を伴なう過渡事象)を解析してある。解析結果は、新装置がPWRの安全性を非常に向上させるということを示している。しかし、新装置を実用化するには、解決すべきいくつかの技術的項目がある。
加治 芳行; 根本 義之; 高瀬 和之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 岩田 豊*; 大竹 幸彦*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*
no journal, ,
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し、燃料集合体が破損に至る事故において、どのように事象が進展し、スプレイ散水、燃料配置変更等の安全対策がどの程度機能していくかを重大事故解析手法により定量的に評価する。本発表では、全体計画を報告する。
千年 宏昌*; 渡辺 聡*; 貞松 秀明*; 岩田 豊*; 加治 芳行; 根本 義之
no journal, ,
重大事故解析手法の高度化のためには、国内外で実施・検討されている使用済燃料プールにおける燃料貯蔵の安全対策(BWRに関する既存シビアアクシデント解析コード、燃料配置、スプレイの設置等)の調査を実施し、これを整理することで課題を抽出し、評価手順を策定することが重要となる。本発表では、安全対策の有効性評価に係る課題と評価手順の検討結果を報告する。
坂本 寛*; 平井 睦*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 井岡 郁夫; 山下 真一郎; 加治 芳行
no journal, ,
事故耐性を有するBWR燃料被覆管材料としてFeCrAl-ODS鋼を開発している。平成27年度は各種解析に必要な材料物性データを取得すると共に、現行性(Zry材)をFeCrAl-ODS鋼等に置換した各種解析により炉心の成立性、設計成立性の確保、事故及び過酷事故時における自己進展緩和効果を確認した。本発表では、平成28年度に実施した照射試験を含むより総合的な取り組みにより得られた成果の概要を紹介する。
垣内 一雄*; 佐藤 寿樹*; 石橋 良*; 近藤 貴夫*; 井岡 郁夫; 山下 真一郎; 加治 芳行
no journal, ,
事故耐性を高めた新型燃料の既存軽水炉への導入に向けてBWR燃料材料用SiC複合材料の開発を進めている。本発表では平成28年度に得られた成果の概要を紹介する。
手島 英行*; 渡部 清一*; 古本 健一郎*; 桐村 一生*; 山越 義規*; 井岡 郁夫; 山下 真一郎; 加治 芳行
no journal, ,
事故耐性燃料の被覆管材料として有力な材料の一つであるSiC複合材の主な課題として、(1)材料・照射特性の把握、(2)燃料特性の成立性評価、(3)事故時安全性への影響評価、が挙げられる。本研究では、上述した13の課題解決を目的として、SiC複合材被覆管を用いた炉外試験及び照射試験、燃料ふるまい・炉心特性及び事故時安全性の評価手法の開発並びに解析評価を計画・実施している。
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 白数 訓子; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; et al.
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が開始された。我が国においても、2011年以降に様々な関連のプロジェクトが立ち上がる中、本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの支援を受けたプロジェクトの一つとして、国内の軽水炉燃料設計、安全性評価、材料開発を実施してきた人材、解析ツール、ノウハウ、及び経験を十分に活かしつつ、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に2015年10月より開始された。本プロジェクトの成果は、全16件を4つのシリーズ発表に分けて行う。本発表では、最初のシリーズ発表において、プロジェクトの全体概要を説明する。
勝山 仁哉; 眞崎 浩一; Li, Y.
no journal, ,
国内の原子炉圧力容器(RPV)に対する確率論的破壊力学(PFM)の適用性向上を図るため、中性子照射脆化及び加圧熱衝撃事象を考慮したRPVの確率論的健全性評価を実施するための標準的解析要領及び国内モデルデータに基づき、PFM解析を実施し、破損頻度を評価した。また、非破壊検査や中性子束低減等が貫通頻度に及ぼす影響の評価を通じて、PFMの活用方策について検討した。これにより、原子力機構が整備を進めているPFM解析コードPASCAL3が破損頻度の定量評価に有用であることを明確にするとともに、検査や安全性向上に係る取組みの効果について破損頻度を数値指標として定量的に評価できることを示した。
中村 秀夫
no journal, ,
日本原子力学会の熱流動部会が継続的に改訂を進め、2017年3月末に完成した熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017(熱水力RM 2017)について、改訂の概要を解説する。同ロードマップは、東京電力福島第一原子力発電所の事故の教訓を基に、同様の事故を二度と生じさせないよう安全性を抜本的に強化する姿勢を持って、軽水炉の継続的な安全性向上策を取りまとめている。対象の技術は、事故時の炉心冷却からシビアアクシデントの発生防止や影響緩和に必要なアクシデントマネジメント策、安全評価コード等の開発と改良、さらには津波や竜巻、火山や火災など熱流動現象が関与する外的事象まで幅広い領域をカバーする。今回の改定では、(a)対象とする基盤技術の課題の整理と追加、(b)技術課題を説明する個別(課題)調査表の充実、(c)資源エネルギー庁と原子力学会による原子力全体に係る軽水炉安全技術・人材ロードマップの技術課題との対応表の作成、(d)計算科学技術部会の協力による外的事象に係る技術課題に関する記載の充実、の4点が主に行われた。解説では、熱水力ロードマップの経緯と共にこれら4点を詳しく説明し、今後の改訂の方向性について議論を行う。
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 白数 訓子; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 渡部 清一*; 村上 望*; 佐藤 寿樹*; et al.
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷な条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が開始されている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けたプロジェクトの一つとして、国内の軽水炉燃料設計, 安全性評価, 材料開発を実施してきた人材, 解析ツール, ノウハウ、及び経験を十分に活かしつつ、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、2015年10月から開始され継続実施中である。
坂本 寛*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎; 深堀 智生
no journal, ,
平成28年度までに各種解析に必要な材料物性データを取得すると共に、現行材(Zry材)をFeCrAl-ODS鋼等に置換した各種解析により炉心の成立性、設計成立性の確保、事故及び過酷事故時における事故進展緩和効果を確認している。本発表では、平成29年度に継続実施した照射後試験を含む取り組みにより得られた成果の概要を紹介する。
佐藤 寿樹*; 垣内 一雄*; 石橋 良*; 池側 智彦*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎; 深堀 智生
no journal, ,
事故耐性を高めた新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発として、BWR用被覆管, チャンネルボックスへの適用を目指したSiC複合材料の開発を進めている。本発表では、平成29年度に実施した成果の概要を紹介する(RIA解析の評価は本学会にて別途シリーズ発表する)。
渡部 清一*; 佐藤 大樹*; 古本 健一郎*; 村上 望*; 山下 真一郎; 深堀 智生
no journal, ,
事故耐性燃料の被覆管材料として有力な材料の一つであるSiC複合材の主な課題として、(1)材料・照射特性の把握、(2)燃料設計の成立性評価、(3)事故時安全性への影響評価が挙げられる。本研究では、上述した(1)(3)の課題解決を目的として、SiC被覆管を用いた炉外試験及び照射試験、燃料ふるまい・炉心特性及び事故時安全性の評価手法の開発並びに解析評価を計画・実施している。
