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丹羽 元; 栗坂 健一; 栗原 国寿*; 藤田 朋子
JNC TN9400 2000-043, 23 Pages, 2000/03
軽水炉と同等かそれ以上の安全性を確保し、受動安全等の活用によって、安心感の持てる高速増殖炉概念を構築することが実用化戦略調査研究における安全性の目標である。上記目標を達成するため、IAEAの国際原子力安全諮問グループが作成した原子力発電所のための基本安全原則の意味を考察し、安心感の獲得を考慮に入れて、炉心損傷の発生を防止する観点から具体的目標を設定した。さらに、炉心安全性については軽水炉との比較において高速炉の特徴を考慮することにより炉心損傷時の再臨界排除を具体的目標として設定した。再臨界排除方策の検討のために、多様な炉心における炉心損傷時の再臨界特性についてのマップを作成することによって、炉心損傷時の再臨界の可能性を簡易評価する手法を整備した。そして、ナトリウム冷却式、混合酸化物燃料型高速増殖炉について、有望な再臨界排除方策を提案した。それらを対象として燃料流出挙動の予備解析を行い、内部ダクト付き集合体の流出機能の有効性を確認するとともに炉心性能への影響の小さい方策として提案した軸ブランケット一部削除概念も有望であるとの結論を得た。
渡邉 憲夫; 村松 健; 小倉 克規*; 森 純一*
Proceedings of 5th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-5), p.1809 - 1816, 2000/00
米国原子力規制委員会(USNRC)の前兆事象評価は、原子力発電所で発生した事象の重要性を、炉心損傷に至る可能性の観点から評価するものである。本報では、1982-97年にPWRで発生した事象のうち、USNRCの評価で同定された前兆事象を対象に、その発生頻度と年間の炉心損傷確率を評価するとともに、炉心損傷確率に対するドミナントシーケンスの分類を行った。その結果、発生頻度は、起因事象を伴う前兆事象では1982-83年以降減少しているが、起因事象を伴わない前兆事象では0.10-0.12炉・年の範囲で推移していることが明らかとなった。また、年間の炉心損傷確率は徐々に低下する傾向にあるが、おおむね10E-5~10E-4の範囲にある。一方、ドミナントシーケンスについても起因事象を伴う事象と伴わない事象とでは異なった傾向が見られた。こうした結果は、各事象が発電所のリスクに及ぼす影響等を把握するうえで有用な情報である。
羽田 一彦
日本機械学会論文集,A, 65(636), p.108 - 115, 1999/08
定常1次応力の下で熱応力が繰り返し作用する構造要素について、熱時効や中性子照射による降伏応力の上昇を適切に考慮し、累積する熱応力ラチェットひずみが許容値内に収まるように繰り返し熱応力の範囲を合理的に定めるための設計手法を開発する。降伏応力が時間とともに上昇する場合の変形挙動は、降伏応力一定の場合とは異なって過渡的な変形モードが新たに現れ、計9つのモードに分類できる。これらの変形モードを生ずる熱応力の範囲並びに熱サイクルごとのラチェットひずみ増分は、当該サイクル及びその1つ前のサイクルにおける降伏応力値により一意的に定まることがわかった。新しく提案した熱過渡事象の発生頻度を統一的に表す時間関数モデルを用い、各変形モードの熱応力範囲及びラチェットひずみ増分を時間の関数として導出した。これにより、ラチェットひずみが許容値内に収まる熱応力の範囲を時間の関数として定めることができた。
野村 靖
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(8), p.813 - 823, 1992/08
典型的な再処理施設をモデルにした高レベル廃液(HALW)貯蓄タンクにおける冷却能喪失事故に関する、事故シナリオの同定、フォールトツリー構築、及び解析の実施についてその結果を述べる。またモデル設計の変更によりシステムの信頼性が改善されることを考察した。モデルプラント・データ、基礎的な故障率データ、フォールトツリー解析コードFTLは、ドイツのNUKEM社から導入した。原研では、徹底的な検討・再評価の後、日本の施設に応用できるようにこれらを改良した。フォールトツリーを構築するため、一般に、また統一的に用いることのできる方法により、シナリオを見落としを防ぐようにし、全部で10個の考え得る事故シナリオを同定し、解析した結果、発生頻度の総和として90%信頼度で区間推定すると上記のドイツのモデルプラントについて(1.1~5.8)
10
/年が得られた。
阿部 仁; 吉田 一雄; 深澤 哲生*; 村松 健*; 池田 泰久*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故を踏まえ、核燃料サイクル施設についてもシビアアクシデント(SA)のリスクを評価し、安全確保や安全性向上について検討することが、喫緊の課題となっている。日本原子力学会再処理・リサイクル部会では、核燃料サイクル施設シビアアクシデントワーキンググループ(SAWG)において、核燃料サイクル施設におけるSAの候補事象を科学的・技術的観点から選定する方法を検討してきた。本セッションでは、SAWGにおいて検討した、対応を検討すべきシビアアクシデントの選定手順及び選定のための判断基準と具体的な事故に対する適用例について報告する。
