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日高 昭秀
原子力のいまと明日, p.264 - 265, 2019/03
最近の軽水炉の改良のトレンドとして、現時点における最新の原子炉である第3+世代炉(ABWR, APWR等)の先進的な安全対策について紹介した。第3+世代炉は、機器の信頼性や耐震性の向上、受動的安全設備の導入、シビアアクシデント(SA)対策、テロ対策の導入など、第2世代炉(既設のBWR, PWRの大部分)と比較して安全性が飛躍的に向上するとともに、SA時の周辺住民の避難を不要とする設計を目標としている。具体的なSA対策として、欧州加圧型炉(EPR)を例に、燃料が溶融し圧力容器が破損した場合でも溶融した燃料を受け止め冷却水等により冷却することで格納容器の破損を回避することを目的としたコアキャッチャー, 燃料が溶融した場合でも重力落下による注水を行い圧力容器を水没させることで圧力容器を冷却し圧力容器破損を回避することを目的とした原子炉容器内保持システム、及びECCSの信頼性を向上させるため、安全系の多重性を4系統に強化(設計基準事故用2系統, オンラインメンテナンス用1系統, SA用1系統)した設計例について説明した。
斎藤 裕幸*; 山田 由美*; 大山 一弘*; 松永 尚子*; 山野 秀将; 久保 重信
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
自己作動型炉停止機構(SASS)は、冷却温度の過剰な上昇に応じて原子炉停止系の制御棒を切り離すことができる受動装置である。制御棒の切り離しを引き起こす切り離し温度および応答時間は、有効性解析の重要なパラメータとして同定される。この研究では、応答時間と切り離し温度の検証および低出力SASSの成立性を確かめるために安全性解析に着目する。このため、設計変更がなされ、応答時間が短縮した。また、応答時間を確認するために低出力運転での3次元熱流動解析が行われた。その結果、切り離し温度レベルは、以前の研究と比べて低く、安全性パラメータの改善につながった。改善されたパラメータに基づき、低出力SASSの成立性を確かめるために安全性解析が行われた。この安全性評価から、LOF型ATWS事象が発生した場合、フローコレクタを設置することでSASSが炉心損傷を防ぐことが確認された。
山田 正行; 山西 敏彦; 洲 亘; 鈴木 卓美; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 41(3), p.593 - 597, 2002/05
日本原子力研究所のTPL(トリチウムプロセス研究棟)は、日本において、核融合研究に1g以上のトリチウムを取り扱うことのできる唯一の施設である。TPLの建屋は1984年に、安全設備は1985年に完成し、その許認可,トリチウムの搬入を経て、1988年よりトリチウムを用いた運転を開始した。現在(2001年4月)のトリチウム貯蔵許可量は22.2PBq(63g)である。TPLの安全はトリチウムの多重閉じ込めによって確保されており、閉じ込め空間に漏洩したトリチウムを除くために、触媒酸化塔と水分吸着塔からなる除去装置が備えられている。最近10年間のTPLにおける運転実績として、スタックから放出されたトリチウム平均濃度は2.3
10
Bq/cm
である。この値は、法令上定められている空気中のトリチウム水蒸気許認可濃度の1/200以下であり、トリチウム安全取り扱い実績を積み上げている。
掛樋 勲; 中林 弘樹
JNC TN9400 2000-051, 237 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-051.pdf:8.14MB
本研究は、従来のPurex再処理法-ペレット加工法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理-射出成型(金属燃料)、振動充填(酸化物燃料)加工法)について、その安全システムを構築するために、安全システムの考え方(安全システム概念)を示し、安全評価に関わる検討を行ったものである。安全システムの考え方については、我が国現行の再処理安全審査指針に則って、必要な安全機能、安全設計要件及び安全設備を示し、課題を摘出した。安全評価に関わる検討については、想定する異常事象及び事故事象を選定し、安全設計パラメータ(閉じ込めフィルタ能力等)と漏洩インベントリをパラメータとして、公衆被ばく量制限との関係を求め、課題を摘出した。また、臨界管理の設計及び評価に資するため、臨界解析を行った。以上のように、本研究では、安全設計方針(安全設計上考慮すべき事項)、指針等の作成及び具体的な安全設計を進めるために、乾式システムの安全システム概念を体系化して、課題を示した。
小田野 直光; 楠 剛; 頼経 勉; 福原 彬文*; 斉藤 和男*; 高橋 照雄*; 石田 紀久
Proceedings of International Workshop on Utilization of Nuclear Power in Oceans (N'ocean 2000), p.164 - 169, 2000/02
原研では、海洋調査に関するニーズ調査に基づき、中層海域を調査対象とした海中観測船用超小型炉SCRの設計研究を進めている。海中観測船は動力源として電気出力500kWを必要とし、この電力を熱出力1250kWのSCR2基でまかなう。SCRの基本概念は、原研で設計研究を進めてきた深海調査船用原子炉DRXに基づいている。核設計に必要な炉物理パラメータの評価はSRACコードシステムにより行い、設計条件を満足する炉心核設計を行った。また、安全設備の基本的な機能確認のために、RELAP5mod3を用い、EDRS配管の破断時の過渡応答挙動解析を行い、安全設備成立性の検討を行った。
片岡 良之*; 伊藤 光義*; 堀切 仁*; 小佐野 勝春*; R.Haange*; Johnson, G.*; 星 有一*; H.W.Bartels*; Y.Petrov*
Fusion Technology 1998, 2, p.1721 - 1724, 1998/00
ITERの真空容器冷却系は、他の冷却系が不動作な場合にも、容器内構造物からの崩壊熱除去を担保する安全系である。この崩壊熱徐去を動的機器に依存しないで達成するため、異常時の自然循環を促進する沸騰管と自然通風冷却の熱交換器を用いた系統構成である。通常時は、ポンプで冷却水を駆動し、真空容器出口側の沸騰管上部に設けた気水分離器の圧力を0.1MPaに制御し、容器入口水温100
Cを維持する。異常時の自然循環特性は、1.5MWの熱負荷時に45kg/s、3.0MWの熱負荷時に65kg/sの流量であることを解析的に確認した。また、異常事象発生後3日間で、自然循環のみで、真空容器の温度を約80Cまで低下させられることを確認した。
楠 剛; 頼経 勉; 石田 紀久
日本原子力学会誌, 40(2), p.135 - 143, 1998/00
被引用回数：1 パーセンタイル：15.03(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所が設計研究を進めている改良舶用炉MRXは、小型一体型炉であり、冷却材喪失事故に対する工学的安全施設として受動的安全機能を有する水張格納方式を採用している。本格納容器方式では、冷却材喪失事故時に格納容器圧力が上昇して原子炉容器の圧力と等しくなることで、冷却材の流出を停止させる。水張格納容器の設計では、冷却材喪失事故時の圧力挙動を明らかにしておくことが重要であるが、本設計のように受動的な炉心冠水維持を図った格納容器に関する実験例はない。本報告書では、冷却材喪失事故時の水張格納容器内の熱流動現象を実験的に調べ、格納容器圧力上昇の程度及びそれへの影響因子を明らかにし、格納容器圧力上昇の簡便な予測モデルを検討した結果を述べる。
楠 剛; 大久保 哲郎*; 頼経 勉; 安達 雅樹; 石田 紀久
JAERI-Tech 97-046, 56 Pages, 1997/09
水張格納容器及び自然循環方式の崩壊熱除去設備による受動的安全設備を備えた改良舶用炉MRXについて、LOCA解析をRELAP5により行い、格納容器圧力が設計圧力を上回ることなく炉心冠水を維持することが可能な運転範囲を明らかにした。解析では、配管の破断位置、格納容器気相部初期体積等をパラメータとした。その結果、格納容器気相部初期体積は基準値30mを中心に26~36.5mの範囲内に制御する必要があることが示された。また、長期冷却については、RELAP5の計算に加え、簡易計算を行い、非常用崩壊熱除去系統及び非常用格納容器水冷却系統の性能が、炉心冠水維持と格納容器圧力抑制のために妥当なものであることを明らかにした。
山田 正行; 榎枝 幹男; 本間 隆; 林 巧; 松田 祐二; 奥野 健二
Fusion Technology, 28(3), p.1376 - 1381, 1995/10
原研トリチウムプロセス研究棟(TPL)では、核融合燃料サイクルのR&Dを大量トリチウムを用い、1988年3月より行われてきた。TPLでのトリチウム最大貯蔵量は60gである。TPLの安全設備は、トリチウムに対して3重格納が構築されており、各々の格納系に対するトリチウム除去系が設けられている。トリチウム除去設備は、触媒酸化-水分吸着法が採用されている。TPLから環境へのトリチウム放出量は、管理基準値の200分の1を月平均で維持している。TPLでの安全設備の運転実績は、核融合炉における安全設備の運転管理に対して有効なデータベースとなる。本報では、TPL安全設備の運転及び改善等について6年間の不具合データと共に報告するものである。
吉田 浩; 岡本 真実*; 寺井 隆幸*; 小田原 修*; 芦部 楠夫*; 小原 敦*
JAERI-M 92-100, 97 Pages, 1992/07
ITER等の核融合実験炉では中性子増倍材、第1壁及びプラズマ対向材にベリリウムを適用することが検討され、今後ベリリウムに関する種々のR&Dが進められる見通しである。ベリリウムは有害性の高い物質であり、十分な安全対策を行うことによって研究者等の安全を確保するとともに周辺環境の汚染防止に努める必要がある。本報告書は、今後原研でも想定されるいろいろなベリリウム研究の安全性に資することを目的としてまとめたものであり、以下のような内容を含む。(1)各国の安全基準、(2)海外の代表的研究機関のベリリウム取扱い施設における安全管理(マニアル、考え方、実施例等)、(3)小~中規模ブランケット試験のための安全設備概念検討、(4)ベリリウムの毒性に関するデータ、自然環境分布、等。
