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梅本 通孝*; 熊谷 良雄*; 石神 努; 村松 健
地域安全学会論文集,7, p.341 - 350, 2005/11
1995年1月17日の兵庫県南部地震によって神戸市東灘区沿岸の人工島:東部第二工区の事業所からLPガスが漏洩する事故が発生した。この事故への対処として翌1月18日早朝には周辺地域に避難勧告が発令され、対象となる住民は約72,000人に及んだ。この事例における避難勧告の情報伝達状況、及び住民避難の実態を把握するために、事故から2年後に避難勧告対象地域の住民へのアンケート調査を行い、406人から回答を得た。この収集データを用いて住民が避難勧告を知った状況,避難実施の有無,避難開始のタイミング,避難勧告解除の認知等について、個人属性や地理的要因等との関連性分析を行った。調査分析の結果、本調査回答者の89%が当日中に避難勧告を認知していたこと、さらにその78%がLPガス漏洩事故理由での避難を行ったこと、この避難実施状況には回答者の居住区域、及び勧告前夜の所在という2要因が強く影響したこと、等を明らかとした。
栗原 良一; 渡辺 健一*; 小西 哲之
JAERI-Review 2003-020, 37 Pages, 2003/07
日本原子力研究所で概念検討している将来の核融合原型炉は、系全体の熱効率を上げるために炉内機器の冷却材として超臨界圧水を使用する設計にしている。したがって、核融合原型炉の真空容器内でブランケット冷却配管が破断した場合に、超臨界圧水の放出挙動を評価することは安全性を確保するうえで重要である。しかし、それを正確に評価するためには、超臨界圧水ブローダウンの熱水力現象を解析しなければならない。そこで、現時点で実際に使用されている超臨界圧水冷却火力発電プラントにおいて、ボイラー火炉やタービン内で冷却水が噴出した場合の実験や解析が行われていないか、国内外の公開文献を調査した。また、将来の軽水炉として東京大学で設計された超臨界圧水冷却軽水炉のLOCA解析コードについて、超臨界圧水の熱伝達式に関する評価式等を調査した。核融合実験炉ITERモデルの真空容器内冷却水漏洩事象(ICE)の評価に用いたTRAC-BF1コードは、蒸気表や構成式が21MPa,374C以上の超臨界圧水に対応していない。そのため、超臨界圧水冷却の核融合炉においてICE事象が発生した場合の評価ができるようにTRAC-BF1コードを改良するうえで必要な課題について調査した。
大場 敏弘; 井上 広己*; 菊地 泰二; 高 勇; 千葉 雅昭; 石川 和義; 津田 和美*; 武山 友憲; 磯崎 太*; 照沼 勲*; et al.
NIFS-MEMO-36, p.121 - 124, 2002/06
原子力機器である容器等は厳重な機密性が要求されることから、これらの容器に対して極めて精度の高い漏洩検査が実施され、健全性の確認が行われている。この精度の高い検査法として、透過性の高いヘリウムガスを使用するヘリウム漏洩検査法が広く利用されている。しかし、このヘリウムガスは透過性が高いために漏洩検査のシール材として用いられるゴム系Oリングを透過漏洩して、検査を妨害する要因となる場合もある。著者等は、この問題を回避するためにゴム製Oリングを二重に装着する方法を考案し、この方法について実験を行った。その結果、予測を遥かに上回る透過漏洩の遅延現象が観察され、この現象を解析した。この結果、フランジに二重に装着したOリング間の空間の存在が、ヘリウムガスの透過漏洩を抑制する極めて有効な作用をすることがわかった。
大場 敏弘; 菊地 泰二; 高 勇; 磯崎 太*; 千葉 雅昭; 石川 和義; 井上 広己*; 照沼 勲*; 沢辺 正樹*; 津田 和美*; et al.
JAERI-Tech 2001-067, 29 Pages, 2001/11
原子力関連機器の気密漏洩検査としてヘリウム漏洩検査が行われているが、この検査においては検査箇所の気密を維持するためにシール用ガスケットとしてゴム製のOリングが使用される。一方、ヘリウムは透過性が強いため該Oリングをも透過漏洩し、漏洩検査時にこのヘリウムが検出され検査が阻害される問題がある。この問題を回避するためにOリングを2重に装着してヘリウムをシールする方法を考案し、ヘリウム透過漏洩量の時間変化の測定試験を行った。この結果、2重に装着したOリング間の空間の存在がOリングを透過して漏洩するヘリウムを抑制するうえで極めて有効であることが確認された。
宮園 敏光; 大野 修司; 中井 良大
JNC TN2400 2000-006, 56 Pages, 2000/12
高速増殖原型炉「もんじゅ」のナトリウム漏えい対策について設計の妥当性を確認する際の判断材料を得るため、ナトリウム燃焼解析コードASSCOPS version2.1を使用し、2次主冷却系設備に諸けるナトリウム漏えい時の建物や床ライナへの影響解析(ナトリウム燃焼解析)を実施した。本報告書は、ナトリウム燃焼解析で得られた雰囲気圧力、床ライナ温度及び水素濃度等をまとめたものである。主要な解析結果は以下のとおりである。(1)雰囲気圧力-圧力最高値約4.3kPa[gage]、(2)床ライナ温度-床ライナ最高温度約870度C, 床ライナ最大減肉量約2.6mm、(3)水素濃度-水素濃度最高値2%未満、(4)貯留室の床ライナ温度及び床コンクリート温度-床ライナ最高温度約400度C, 床コンクリート最高温度約140度C
一宮 正和; 堂崎 浩二; 上野 文義; 森下 正樹; 小林 孝良; 奥田 英一; 嵐田 源二
JNC TN2400 2000-005, 103 Pages, 2000/12
もんじゅ2次系床ライナについて、漏えいナトリウムの燃焼による熱荷重条件に対するライナの機械的健全性を、溶解塩型腐食による減肉を考慮したうえで、非弾性解析及び部分構造模擬試験により評価した。非弾性解析の結果、減肉が著しく進行しても、ライナに生じるひずみ値は材料固有の延性限度内にあるため、ライナに貫通性損傷が発生することはなく、その機械的健全性が確保されることを確認した。また、部分構造模擬試験の結果、非弾性解析による推定値を大幅に上回るひずみを与えても損通性損傷はなく、機械的健全性を維持することを確認した。
二神 敏; 石川 浩康; 大野 修司; 宮原 信哉
JNC TN9400 2000-092, 247 Pages, 2000/08
高湿分条件下における小規模ナトリウム漏えい時の受け皿減肉の腐食形態を明らかにすることを主目的として、「ナトリウムプール燃焼実験Run-F7-3」および「ナトリウム漏えい燃焼環境における床ライナの腐食発生条件確認実験Run-F8-1」を実施した。両実験では、大規模ナトリウム漏洩燃焼試験施設SAPFIREの小型密閉容器FRAT-1(内容積3mの3乗)を用い、炭素鋼製の受け皿上に約507のナトリウムを2426kg/hの流量で2325分間漏えいさせた。雰囲気条件は湿分濃度2500028000vol-ppmで5mの3乗minの換気を行い、燃焼の終了時刻(容器内のアルゴン置換の実施時刻)をパラメータとした。両ケースの受け皿の減肉量、材料分析結果、堆積物化学組成を分析・比較した結果から、2回の実験ではNaFe複合酸化型腐食が支配的であったと推定した。また、堆積物中にNaOHが形成されるのは主に漏えい終了後でありナトリウム漏えい期間中は溶融塩型腐食の発生しにくい環境であったことを確認した。
小林 薫*; 神永 雅紀; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 麻生 智一; 粉川 広行; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2000-050, 43 Pages, 2000/08
水銀ターゲットシステムにおいて、重大事故であるギロチン配管破断によりターゲットトローリーメンテナンス室へ水銀が漏洩した場合のソースタームを解析し最大公衆被曝量を推定する。ソースタームとして、高い蒸気圧と放射能レベルを有する水銀、ヨウ素、臭素、希ガスを選定した。ソースタームの輸送量は水銀漏洩時の温度と蒸発率、そして放出時のフィルター効率や大気拡散率を考慮して解析した。漏洩水銀の温度変化はSTAR-CDコードで、蒸発速度は1次元強制対流条件で利用される物質伝達の相関式で推定した。安全裕度を十分に見込んだ条件における予備的な解析結果では、水銀、ヨウ素、臭素、希ガスに対する公衆被曝量の最大レベルは約6.310mSvであり、1年間に自然界から受ける1mSvよりも一桁以上小さい。
技術協力課*
JNC TN1400 2000-003, 252 Pages, 2000/07
機構は、大学及び研究機関(以下「大学等」という。)との研究協力の推進を図るため、平成7年度から先行基礎工学研究協力制度を発足させた。同制度は、平成11年度で5年目を迎え、対象としている研究分野は機構の研究開発に係わるすべての分野に拡大している。同制度は、機構の施設及び設備を主に利用し、機構が取り組むプロジェクト開発に先行した基礎・基盤的研究を大学等との研究協力により推進することを目的とする。同制度では、機構が設定した研究協力テーマに対して、大学等から研究目的を達成する上で必要な研究協力課題及び研究協力者を提案して頂き、外部の専門家を中心とする選考委員会で研究協力課題を選考している。研究協力形態としては、大学等との共同研究の実施又は客員研究員として受け入れる形態を採用している。なお、共同研究又は客員研究員に大学院修士課程・博士課程の学生を研究生として加えることも可能としている。本報告書は、平成11年度に実施した高速増殖炉関係、核燃料サイクル関係及び環境技術関係の先行基礎工学研究に関する49件の研究協力課題の実施結果についてその概要をまとめたものである。なお、49件の研究協力課題のうち、高速増殖炉関係の12件、核燃料サイクル関係の1件及び環境技術関係の4件の合計17件については、平成11年度で終了した。
掛樋 勲; 中林 弘樹
JNC TN9400 2000-051, 237 Pages, 2000/04
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。
越塚 誠一*; 向原 民*; 岡野 靖; 飯田 将雄*; 山口 彰
JNC TY9400 2000-012, 91 Pages, 2000/03
液体ナトリウムの漏洩燃焼挙動の解析には、ナトリウム液滴やナトリウムプールの燃焼、床に落下したナトリウムの広がり、燃焼生成物の堆積など、様々な現象を複合して解析する必要がある。特に、床ライナーの温度分布の評価には、落下したナトリウムがどのように広がるかが重要である。核燃料サイクル開発機構では、こうした複雑な液体ナトリウム漏洩燃焼挙動解析のため、粒子法による計算コードを開発している。粒子による熱流動解析手法は東京大学において本研究者らによって開発されたもので、従来の差分法などと比較して、流体の分裂・合体や堆積・凝固を容易に扱うことが可能である。本研究では、ナトリウムの凝固や燃焼生成物の堆積挙動を解析するため、固相の粒子計算モデルの開発、これを利用した凝固・堆積の粒子計算モデルの開発、表面張力の粒子計算モデルの開発をおこなった。固相の解析のため、ヤング率とポアッソン比で記述される弾性体の運動を、粒子間相互作用で計算するモデルを新たに開発した。この方法では、従来の有限要素法での要素分割の必要がないので、弾性体の大変形のみならず、破壊なども容易に解析できる。特に粒子に回転の自由度を持たせたことで、角運動量の保存性が得られた。弾性体に正弦波状の変位を与え本計算モデルを適用したところ、応力分布や圧力分布は解析解と良く一致した。凝固を伴う熱流動解析法として、熱流動をこれまでの粒子法(MPS法)で、凝固した後の固相を弾性体として解析するモデルを開発した。初期に幅10cm高さ20cmの2次元矩形状液体ナトリウムの、厚さ1cm長さ1mのステンレス板上での広がり挙動を、本手法を用いて計算した。仮にナトリウムおよびステンレスの熱伝導率や粘性を実際よりも大きな値を用いると、先端が凝固することにより、ナトリウムの広がりが抑制されるという結果が得られた。なお、本計算モデルは燃焼生成物の堆積挙動にも適用できる。表面張力の効果を取り入れるため、その粒子計算モデルを開発した。液面形状を描かずに粒子数密度から曲率など必要な微分幾何の諸量を計算するアルゴリズムとし、流体が分裂や合体をする場合にも適用できるようにした。エタノール液滴の振動の計算をおこない、従来のVOF法による結果と良い一致を得、モデルが妥当であることを示した。さらに、表面張力が卓越する場合の流体の広がり挙動を解析し、広がった流体が複数の液滴
大野 修司; 松木 卓夫*; 石川 浩康; 三宅 収
JNC TN9520 2000-001, 196 Pages, 2000/01
高速増殖炉プラントにおけるナトリウム漏えい燃焼事故の熱的影響を解析するための計算コードとして、ASSCOPS(Analysis of Simultaneous Sodium Combustion in Pool and Spray)が開発された。本報告書は、ASSCOPS version 2.1の使用マニュアルとして、同コードで扱われる計算モデル、インプット、アウトプットについて取りまとめたものである。ASSCOPSコードは、米国Atomics International社で開発されたナトリウムのプール燃焼計算コードSOFIREIIと米国Hanford Engineering Development Laboratoryで開発されたスプレイ燃焼計算コードSPRAYの二つのコードを結合したものである。ナトリウムの漏えい条件(流量、温度)、部屋の形状(容積、構造物の面積・厚さ)、雰囲気初期条件(温度、圧力、ガス成分濃度)などを計算条件として、雰囲気圧力、温度や酸素濃度変化ならびに構造物の温度変化などの時刻歴が計算結果として得られる。
飯島 隆; 白鳥 芳武; 松本 光雄; 川島 仁*
JNC TN3410 2000-002, 93 Pages, 2000/01
ふげん発電所は新型転換炉の原型炉であり、熱中性子炉におけるプルトニウム利用において、昭和54年3月の運開以降、これまでに各種の混合酸化物(MOX:Mixed Oxide)燃料集合体を原子炉に装荷するなど、核燃料の多様性を実証してきている。また、運転開始以来、燃料集合体の漏えいは1体もなく高い信頼性を得ており、MOX燃料集合体も700体を超える使用実績を有している。この数は熱中性子炉として、世界最大の使用体数を誇っている。しかしながら、新型転換炉開発についてはその役割が終了しつつあることから基本的に撤退し、「ふげん」については平成15年に運転を停止することが決定されている。そのため、限られた運転期間において、過去の技術開発成果を含め、プルトニウム利用技術やプラント管理技術についてとりまとめたものである。
林田 均; 荒 邦章
JNC TN9400 2000-020, 54 Pages, 1999/11
レーザ誘起ブレークダウン分光法によるレーザNa漏洩検出システム(Laser Sodium Leak Detector:以降LDDと略す。)は,レーザ光によりナトリウムエアロゾルをプラズマ化し,それにより発生する蛍光中からナトリウム特有の光スペクトルを検出するもので,ナトリウムを選択的に検出するために,ナトリウム微少漏洩を早期に信頼性高く検出できる可能性がある。本報告では,LLDのナトリウム微少漏洩検出への適用性を検討するために,LLDの原理的な動作確認と基本的な性能把握を目的に,ナトリウムエアロゾルを用いて各種条件で検出特性を試験した結果についてまとめた。その結果,以下のような知見を得た。1)LLDにより,原理通りにナトリウム特有の光スペクトルを検出できることが確認できた。2)ナトリウム濃度とLLD蛍光強度の関係は,Na濃度10のマイナス11乗10のマイナス8乗g/cmの3乗の広い範囲で,ほぼ比例する。3)本試験範囲でLLD信号は,サンプリングガス流量,酸素濃度,水分濃度などの影響をほとんど受けない。LLDはナトリウム濃度にのみ大きな反応を示すので,極微少な漏洩においても高SN比の信号が得られ,信頼性の高い検出が可能である。これらから,LLDは,ナトリウム微少漏洩を,早期に信頼性高く検出する手法として適用できる可能性が明らかになった。
not registered
JNC TN1400 99-016, 171 Pages, 1999/08
機構は、大学及び研究機関(以下「大学等」という。)との研究協力の推進を図るため、平成7年度から先行基礎工学研究協力制度を発足させた。同制度は、平成10年度で4年目を迎え、研究協力テーマが増加し、順調に推移している。同制度は、機構の施設及び設備を主に利用し、機構が取り組むプロジェクト研究に先行した基礎・基盤的研究を大学等との研究協力により推進することを目的とする。同制度は、機構が設定した研究協力テーマに対して、大学等からの研究協力課題及び研究協力者の応募をもとに、研究協力課題及び研究協力者を選考し、大学等との共同研究の実施、客員研究員あるいは研究生の受け入れ、もしくはこれらの組み合わせにより研究協力を実施している。本報告書は、平成10年度に実施した高速増殖炉関係及び環境技術関係の先行基礎工学分野に関する34件の研究協力課題の実施結果についてその概要をまとめたものである。なお、34件の研究協力課題のうち、高速増殖炉関係の9件及び環境技術関係の3件の合計12件については、平成10年度で終了した。
陳 振茂; 青砥 紀身; 加藤 章一
JNC TN9400 99-061, 32 Pages, 1999/07
本報告書では、自然磁束漏洩からき裂・損傷を非破壊的に検査する研究の一環として、測定した磁束信号より材料における磁荷分布(損傷による)の再構成を行った。この代表的な非適切問題には最小自乗法に基づいた反復計算アルゴリズムを用いた。問題を適切化するために初期値、重み係数及び反復計算の回数の選び方を検討した。シミュレーション信号を用いた再構成結果より、本手法がノイズの少ない信号に対して有効であることを確認した。ノイズに対するロバースト性を向上するために、ウェーブレットをガラキン法に適用した手法をシステム方程式の離散化に導入した。最小自乗法と比較した結果、ウェーブレットを用いた手法はS/N比の低い信号に対しても有効であることが判った。本報告書では最小自乗法に基づいた手法を1次元及び2次元の磁荷分布、ウェーブレットを用いた手法を1次元の磁荷の再構成に適用し、提案した手法の妥当性を実証した。
大井川 宏之
JAERI-Research 98-061, 22 Pages, 1998/11
板状セルに関して、セルの非均質性に起因する非等方中性子ストリーミング効果を輸送理論に取り入れるための手法を考案した。この手法は、均質化後の輸送方程式の漏洩演算子及び断面積に角度依存因子を乗じることにより、非均質セルの角度中性子束、角度依存反応率及び中性子漏洩率を均質体系の体系計算で保存するものである。簡単な2領域、エネルギー1群の計算で本手法の適用性を評価した結果、ブノアの異方性拡散係数を使った拡散計算では過大評価されるような非均質性の高いセルの中性子ストリーミング効果も精度良く計算できることがわかった。
not registered
PNC TN1340 98-003, 126 Pages, 1998/09
立坑掘削に伴う地下水挙動の観測と解析, 地層科学研究における地下水調査・解析技術の現況, アスファルト固化処理施設の火災爆発事故における火災原因の検討, アスファルト固化処理施設の火災爆発事故における爆発原因の検討, アスファルト固化処理施設の火災爆発事故による放射性物質の放出量並びに公衆の被ばく線量の評価, アスファルト固化処理施設の火災爆発事故と修復作業, 粒子法による3次元ナトリウム漏洩燃焼挙動解析コードの開発, 地層処分性能評価におけるシナリオ解析のための探索型アプローチの構築, 先進技術協力に基づくPNC/CEA専門家会議報告, 運転経験に関する日欧専門家会議, 平成10年度先行基礎工学分野に関する研究成果報告会
栗原 良一
JAERI-Research 98-043, 106 Pages, 1998/08
軽水炉原子炉配管の漏洩先行型破損(LBB:Leak Before Break)概念の成立性を実証するための試験研究として、特に、貫通に至らない表面き裂を配管内面周方向に想定した場合、過大荷重が作用しても、き裂が瞬時に伝播するような不安定破壊を起こさず、板厚方向にのみ伝播する安定破壊に至ることを実証することは重要である。日本原子力研究所で実施した配管不安定破壊試験は、このような背景のもとに計画されたものであり、表面き裂を有する配管試験体に単調増加荷重または繰り返し荷重を負荷することによって、配管が不安定破壊する条件を明らかにした。本論文では、配管不安定破壊を、外荷重を単調増加して内表面き裂を有する配管を破壊させる静的不安定破壊と、繰り返し荷重で配管を破壊させる動的不安定破壊に分けて検討した。
伊藤 孝雄; NBIグループ
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.123 - 128, 1998/00
被引用回数:4 パーセンタイル:38.68(Nuclear Science & Technology)JT-60高密度プラズマにおける電流駆動実験及び中心加熱実験のため500keV負イオンNBI装置を1996年4月に完成した。それ以来、負イオンNBIの入射実験を行ってきた。その入射実験で重要な課題の1つは、残留イオンビーム用偏向磁場の制御方法である。JT-60N-NBIにおいて、残留イオンの偏向にJT-60からの漏洩磁場を積極的に使っている。即ち、残留イオンビームによるビームダンプ表面の熱負荷の位置が一定となるようにJT-60からの漏洩磁場と偏向コイルの磁場との組合わせを制御する。イオンダンプ上の正及び負イオンビームによる熱負荷分布はイオンダンプ表面上に銀ロー付けした熱電対で測定する。ここでは、偏向磁場の性能及びイオンビーム熱負荷について、入射実験結果を報告する。