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田中 正暁; 三宅 康洋*; 江連 俊樹; 浜瀬 枝里菜
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
浸漬型直接冷却器(D-DHX)を用いた崩壊熱除去時に生じる炉心プレナム相互作用時の炉心熱流動を評価できる設計検討用の数値流体力学コードを用いた数値解析モデルの開発を行っている。ナトリウム試験装置PLANDTL-2での試験結果を用いた妥当性確認での妥当性を判断するため、AVM法及びその修正方法を用い、解析と実験結果との差を定量的に計測することを試み、これら手法の適用性を確認することができた。
高見澤 悠; Lu, K.; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 宮本 裕平*; Li, Y.
JAEA-Data/Code 2022-006, 221 Pages, 2023/02
JAEA-Data-Code-2022-006.pdf:4.79MB
原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)は原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する重要機器の1つであり、中性子照射等に伴う高経年化を考慮した構造健全性確保が極めて重要である。国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(JAEA: Japan Atomic Energy Agency)では、RPVの構造健全性評価に関する研究の一環として、確率論的破壊力学(PFM: Probabilistic Fracture Mechanics)解析コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めている。本コードは、加圧水型軽水炉(PWR: Pressurized Water Reactor)及び沸騰水型軽水炉(BWR: Boiling Water Reactor)を対象に、影響因子が持つ不確実さを考慮し、加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)事象や低温過圧事象(LTOP: Low-Temperature Over Pressure)等の過渡によるRPVの炉心領域部の破損確率や破損頻度を求めるものである。破壊力学や確率論的計算手法等に関する最新知見や国内RPVに適した評価手法・評価モデルを踏まえ、新規解析機能の導入を進めるとともに、系統的なコード検証活動を通じて信頼性向上を図ってきた。平成12年度に公開したPASCALでは、PWRのPTS事象を対象に、RPVの破損確率を解析する基本的な枠組みを整備した。平成18年度に公開したPASCAL2では、内部亀裂の評価手法や様々な非破壊検査による亀裂の検出性に関する評価モデル等を導入し、過渡事象データベースを整備した。平成22年度に公開したPASCAL3では、肉盛溶接クラッド部に着目して、亀裂の評価機能等を改良した。平成29年度に公開したPASCAL4では、応力拡大係数解や破壊靭性の不確実さを考慮した評価モデル等の改良により解析機能の高度化を図るとともに、影響因子の不確実さを認識論的不確実さと偶然的不確実さに分類し、不確実さを考慮した信頼度評価機能等を整備した。平成30年度以降は、これまでPWRのPTS事象を対象としたRPV内面側亀裂の評価機能に加えて、BWRの起動事象、LTOP事象等を想定したRPV外面側亀裂の評価機能等の整備を進めてきた。これらの機能整備を踏まえ、国内PWR及びBWRのRPVを対象とした確率論的健全性評価に資する解析コードとして、PASCAL5へとバージョンアップした。PASCAL5はPFM解析モジュールであるPASCAL-RV、PASCAL-RVの入力データの生成やRPV炉心領域部を対象とした破損頻度の算出を行うモジュールであるPASCAL-Manager、付録として附属する簡易的な熱応力解析を
勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平; Li, Y.
JAEA-Research 2016-022, 40 Pages, 2017/02
JAEA-Research-2016-022.pdf:4.04MB
国内では、原子炉圧力容器(RPV)の中性子照射脆化に伴う非延性破壊を防止するため、健全性評価上最も厳しい加圧熱衝撃事象(PTS)を考慮して、決定論的手法による健全性評価が行われている。一方、長期供用に伴う機器の経年劣化に関連する様々な因子の統計的な不確実さ等を考慮して、合理的に機器の破損頻度等を算出する確率論的破壊力学(PFM)に基づく健全性評価手法が、近年欧米において規制への導入が進められている。本報告書は、国内のRPVに対するPFMに基づく健全性評価の実施を念頭に、国内外の最新知見や専門家の意見等を反映し、整備された標準的解析要領を取りまとめたものである。
堀 利彦*; 千代 悦司; 山崎 正義*; 鈴木 浩幸*; 長谷川 和男
KEK Proceedings 2003-16 (CD-ROM), 4 Pages, 2004/02
原研972MHzRFテストスタンドは実機に向けたRFコンポーネントの開発・評価試験を行うとともに、超伝導空洞用のカプラー試験にもRFの供給を行っているが、この試験中に高圧停止インターロックが多発し、これを改善することが急務であった。この原因を調査したところ、クライストロンの自励発振RF電力レベルと高圧停止頻度との間には強い相関関係があることがわかったため、その主原因であるクライストロン出力空洞からの逆行電子を低減するようなクライストロン動作条件を実験的に求めた。この新しい運転条件でカプラーエージング試験を再開したところ、このStudy以前と比較して安定で継続的なRF供給が行える良好な結果を得た。
堤 英明*; 蛯沢 勝三*; 山田 博幸*; 柴田 勝之; 藤本 滋*
日本材料学会JCOSSAR 2003論文集, p.829 - 836, 2003/11
原研では、原子力関連機器に免震技術を適用する際の有効性を確率論的手法に基づいて評価する手法について研究を実施している。本報では、炉心損傷頻度(CDF)の低減効果を設計目標として、CDFの低減に寄与する安全上重要な機器を選定して免震設計を行い、地震PSA手法を応用してその有効性を評価する手法を提案した。また、本手法及び機器免震化の有効性を検証するために、モデルプラントを想定して、外部電源喪失事象について応答係数法を用いて炉心損傷頻度(CDF)の試評価を行い、重要機器を免震化した場合の非免震プラントに対するCDFの低減効果を算定した。その結果、がい管付き起動変圧器と非常用ディーゼル発電機を免震化した場合に、炉心損傷頻度の低減効果が大きく、免震化によりこれらの機器の加速度応答が非免震機器の1/5に低減されると、1/100程度まで炉心損傷頻度が低減する可能性があることが明らかになった。さらに、非常用ディーゼル発電機について免震設計を行い、地震応答解析によって1/6程度に加速度応答を低減できることを確認した。
横林 正雄; 及川 哲邦; 村松 健
日本原子力学会和文論文誌, 1(1), p.95 - 105, 2002/03
原子力発電所の地震に対する確率論的安全評価(PSA)で使用するために、運転員のヒューマンエラー確率(HEP)モデルとその適用例を報告する。このモデルでは、運転員のストレスや地震動レベルの影響を考慮して、HEPは、地震動がないときは内的事象と同じとし、地震動レベルの増加に伴って線形に増加し、ある地震動レベル以降は一定とするリミテッドランプモデルで表した。適用例として、外部電源喪失による事故シーケンスで必要となるさまざまな運転員操作を短期と中長期に分けて、関連する振動台実験の調査結果や既存の人間信頼性解析手法を用いて、各操作のHEPモデルのパラメータを決定し、地震時のヒューマンエラーが炉心損傷頻度に及ぼす影響を推定した。この適用例では、ヒューマンエラーの影響は小さいとの結果が得られるとともに、ここに示すモデル化手法は、地震時のさまざまな運転操作の重要性を分析するうえで有用であることが示唆された。
横林 正雄; 近藤 雅明*
JAERI-Tech 2001-007, 90 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-007.pdf:4.02MB
原子力発電所における運転員のヒューマンエラーは、プラントの安全性に大きな影響を及ぼす可能性があることから、確率論的安全評価(PSA)においてヒューマンエラーを考慮することは重要である。原子炉の安全系に関して想定される手動操作を抽出し、HRA手法としてよく知られているASEP法により、それらのヒューマンエラー確率(HEP)を定量化した。この定量化にはHRAを効率的に行うために主要なHRA手法を取り入れて開発した。HRA解析支援システムJASPAHRを用いた。これらのHEPを原研で実施されたBWRの外部電源喪失(LOSP)起因の事故シーケンスへ適用するとともに、感度解析を行った。その結果から、それぞれの手動操作の炉心損傷頻度(CDF)や重要シーケンスの発生頻度に対する重要性を確認した。本解析で作成された人間の介入のモデルや評価結果は今後のPSA適用研究を進めるうえでの基盤となり得るものであり、原研で進めてきたPSA研究の精度向上に役立てることができる。
大津 宏康*; 田中 誠*; 土山 富広*
JNC TY8400 2000-006, 45 Pages, 2000/03
JNC-TY8400-2000-006.pdf:5.73MB
サイクル機構では、地層処分研究に係わる天然バリアの性能評価において、我が国の岩盤を亀裂ネットワークによりモデル化するために、我が国の岩盤における亀裂特性について調査研究を進めてきた。しかし、これまでに得られた情報は、釜石鉱山をはじめとした花崗岩が主体で他地域や異岩種に関する情報が少なく、我が国の岩盤における亀裂特性を論ずる上で十分でない。そこで、本研究では、日本全国のトンネルや地下空洞で測定された亀裂データを利用して我が国の岩盤における亀裂特性を明らかにするとともに、亀裂ネットワークモデルの信頼性について検討することを目的とする。本年度は、昨年度に引き続き日本全国のトンネル、大規模地下空洞、ダム基礎など10サイトで観察された亀裂データについて亀裂データベースを作成し亀裂特性の評価を実施した。その結果、亀裂のトレース長に関しては、数m
数100mのスケールにおいてはトレース長の累積頻度が岩種に拘わらず対数軸上でほぼ一直線上に分布することがわかった。すなわち、第2次取りまとめで採用した仮定、亀裂の大きさは、べき乗分布に従う。の妥当性を裏付ける結果が得られた。
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。
田村 一雄*; 入谷 佳一*
JNC TJ9440 2000-004, 22 Pages, 2000/03
JNC-TJ9440-2000-004.pdf:2.35MB
確率論的安全評価において、事故シーケンスの発生頻度を求めるために、フォールトツリー/イベントツリー手法が広く使われている。しかし、従来の手法では、運転現場において実際に運転員が対峙している事象推移をダイナミックに取り扱うことができない。そこで、FBRを対象とした、緊急時運転手順操作とプラントの間のダイナミックな相互作用を扱う動的解析プログラム(DYANA)を作成した。これまでの開発の中で基本的な解析モデルは固まりつつあるが、計算時間の短縮が課題となっている。今回作業では計算時間を短縮するためにMPIを用いてDYANAの並列化を実施し、WSクラスタ上でほぼ理想値に近い並列化性能を実現した。
小山 和也*; 菱田 正彦*
JNC TJ9440 2000-002, 90 Pages, 2000/03
JNC-TJ9440-2000-002.pdf:1.43MB
動的信頼性評価プログラムDYANAの開発に資するため、プラント動特性解析コードSuper-COPDを用いて、緊急時に想定される事故シーケンスの解析を行った。本作業では、昨年度作成の解析モデル及び入力データを使用して、DYANA整備に必要な事故シーケンスのうち昨年度未実施のPLOHS(Protected Loss of Heat Sink)シーケンス9ケースについて、入力データ作成及び解析を行い、その結果を整理した。
戸井田 克*; 塩釜 幸弘*; 渥美 博行; 升元 一彦*; 安井 信吾*; 阿部 泰典*; 古市 光昭*
JNC TJ7440 2000-006, 137 Pages, 2000/02
JNC-TJ7440-2000-006.pdf:3.55MB
東濃地科学センターにおける地層科学研究では,地質環境の調査技術・調査手法を開発することを目的として,広域地下水流動研究,超深地層研究所計画を進めている。これらの計画では,主に地表から地下深部に至る花崗岩中の地下水の動きを対象にしており,そのための大きな課題は,できるだけ少ない調査量で高精度に地質環境を把握するための合理的手法を確立することである。統計解析手法は,地下に埋蔵する資源量の評価など他の分野において用いられてきた数学的な方法である。本業務ではこの手法を試錐データの解析に適用し,その有効性を確認した上で,この手法を取り入れた定量的地質環境モデルの構築を提示するものである。平成11年度には,以下の項目を実施した。1.限られた数量の実測データから得られた地質環境特性の空間的不均一性の情報に付随する不確実性を,定量的に評価する統計解析手法の明確化 2.東濃及び他地域の例における上記手法の試用及び適用性の調査 3.国内外の調査・検討事例の調査及びこれらとの比較による上記手法の合理性の確認 4.上記の統計解析手法を反映した定量的な地質環境モデル構築の要領案の作成
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。
井尻 裕二; 澤田 淳; 赤堀 邦晃
JNC TN8400 99-091, 69 Pages, 1999/11
高レベル放射性廃棄物の地層処分における天然バリアの性能評価研究においては、岩盤中の支配的な核種移行経路となる亀裂の特性を把握しておく必要がある。本書は、既往の文献調査および釜石鉱山や日本全国の露頭や鉱山坑道壁面で実施した亀裂調査結果をもとに、我が国における地下岩盤の亀裂特性(亀裂の方向性、形状、頻度、空間分布、透水量係数、開口幅、亀裂内充填鉱物、亀裂周辺変質部、流路面積[開口部面積]およびこれらの相関関係)に関してまとめたものである。その結果、典型的な亀裂性岩盤である花崗岩中の亀裂特性に関しては、既往の文献も多いのに加え諸外国の性能評価研究や釜石鉱山での調査などデータが豊富であることから、ある程度定性的・定量的な評価が可能であることが示された。一方、花崗岩以外の岩種における亀裂特性に関しては、花崗岩と比較してデータも少なく定性的・定量的な評価は難しいことが示された。
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。
宮田 定次郎; 高田 準一; 井田 正明*; 中吉 直隆*; 塚本 導雄; 小池 忠雄; 渡邊 浩二*; 西尾 軍治*
JAERI-Tech 99-039, 70 Pages, 1999/05
溶媒及び劣化溶媒と硝酸との反応の反応特性及び発熱特性に関する情報収集を目的として、純粋な溶媒並びに熱化学的及び放射化学的に劣化させた溶媒を用いて、密封セル示差走査熱量計(SC-DSC)及び加速速度熱量計(ARC)による熱分析試験、並びに密閉容器(内容量3.0 )による熱分解試験を実施し、以下に述べる結果を得た。硝酸飽和溶媒、100%TBP溶媒(100%TBP/~2.7M HNO
)及びドデカン含有溶媒(30%TBP/70%n-ドデカン/~0.8M HNO)は、約170
Cと約210Cに極大を有する発熱ピークを与え、前者のピークは溶媒と硝酸との反応に起因し、その活性化エネルギーと頻度因子は124kJ/mol及び8.4
10
sec
である。硝酸水溶液共存下での、密閉系における硝酸による溶媒の急激熱分解の開始温度は、開放系の場合とほぼ等しく140C以上である。過濃縮したCe(NO)含有硝酸配位溶媒は約180C以上で急激に熱分解する。ドデカノン、n-ブタノール、硝酸n-ブチル等の溶媒劣化物は約80C以下で硝酸と発熱的に反応する。
リスク評価解析研究室
JAERI-Research 99-035, 314 Pages, 1999/05
JAERI-Research-99-035.pdf:14.99MB
本報告書は、原研で開発してきた地震に対する原子力発電所の炉心損傷頻度を評価するための確率論的安全評価(PSA)手法と軽水炉モデルプラントに適用した成果をまとめたものである。原研の地震PSA手法は、我が国の地震に関する豊富な情報の活用、応答評価の精度向上、耐震実証試験を利用した機器耐力の設定、相関性を考慮するための新たな手法の開発等の特徴がある。BWRプラントに適用した結果、炉心損傷頻度は内的事象に比べ大きくなったものの、評価精度の向上による低減の見通しと、起因事象としては外部電源喪失が、事故シーケンスとしては崩壊熱除去失敗及び全交流電源喪失シーケンスが支配的なこと、機器損傷の相関性が炉心損傷頻度に及ぼす影響は米国の先行研究で指摘されたほど大きくはないことなど、多くの知見が得られ、原研の地震PSA手法の有用性が確認された。
狩野 元信; 都所 昭雄; 石黒 信治; 照井 新之助; 松井 典夫; 川野辺 俊夫; 菊池 明夫
JNC TN8520 99-002, 56 Pages, 1999/04
本保守計画書は、平成10年11月6日に発生した高レベル放射性物質研究施設(CPF)のの非常用発電設備におけるトラブルを教訓とし、トラブルの再発防止と非常用発電設備の信頼性の維持、向上を目的として、建設工務管理部内にワーキンググループを設置し、従来の点検要領を全面的に見直し、新たに「非常用発電設備保守計画書」として作成したものである。
斎藤 茂幸*
JNC TJ1400 99-014, 173 Pages, 1999/03
本委託研究は、ニアフィールド岩盤中の物質移行経路のモデル化の基礎となるデータを、実際の岩盤性状を把握することにより収集し、ニアフィールドにおける天然バリア性能の定量化に資することを目的として平成5年より実施されてきた。本年度においては、これまで本研究において取得してきた移行経路調査及び岩石試料を用いたミクロな空隙構造調査のデータの取りまとめを行った。西暦2000年に核燃料サイクル開発機構(JNC)が報告する予定の「地層処分研究開発第2次取りまとめ」では、天然バリアの安全評価に関わる水理解析及び核種移行解析において亀裂ネットワークモデル及びチャンネルネットワークモデルが採用されることになっている。本委託研究の本年度の取りまとめは、その亀裂ネットワークモデルヘのデータの提供を念頭に置き、必要なパラメータや考慮事項となる特性に関するデータの整理を行い、以下の事項に関する整理結果を示した。(1)物質移行経路となる地質的特徴の種類(2)亀裂の分布に関する特性(亀裂の方向性、亀裂のトレース長、亀裂の発達頻度)(3)亀裂の内部及び周辺の構造(亀裂の幅、亀裂充填物、亀裂周辺の変質部)(4)マトリクス部分の特性(マトリクスの異方性に影響を与える構造、マトリクス部分からの湧水)(5)断層・破砕帯の特性(内部構造、分布)(6)マトリクス拡散の場となりうる移行経路の特性 上記の検討結果をもとに移行経路となる地質構造モデルのパターン化を行い、さらに現場観察に基づく物質移行概念モデルの不確実性に関する検討を行った。
及川 哲邦; 近藤 雅明; 渡辺 裕一*; 白石 巌*; 廣瀬 次郎*; 村松 健
Proc. of Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (PSA'99), 1, p.77 - 84, 1999/00
本論文では、原研で実施したBWRモデルプラントの地震時確率論的安全評価(PSA)の結果と知見をまとめている。起因事象では外部電源喪失が、事故シーケンスとしては崩壊熱除去機能喪失及び全交流電源喪失シーケンスが、システムとしては非常機器冷却系のようなサポート系の喪失が支配的であるとの結果となった。また原研で新たに開発した手法により相関性が炉心損傷頻度(CDF)に及ぼす影響を検討した結果、米国の先行研究で指摘されている程には大きくない可能性が示唆された。原研の地震PSA手法はリスク上重要な因子の理解に有効であること、しかしCDFの絶対値を意思決定に使用するには、さらなるデータの改善が必要なこと等が知見として得られた。さらに、新たに提案した重要度指標による解析等によれば、地震危険度の不確実さが重要度評価に及ぼす影響は小さく、リスク上重要な因子の摘出が可能との方向性が示された。
