検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 31 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Guidance for developing fuel design limit of high temperature gas-cooled reactor

佐藤 博之; 青木 健; 大橋 弘史

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08

本報告では、HTTR建設を通じて得られた知見に基づき作成した、実用高温ガス炉の燃料設計限度の考え方を提示する。燃料設計限度は、評価指標とこれに対応する判断基準で構成される。はじめに、日本原子力学会研究専門委員会で作成された、実用高温ガス炉の安全要件とこれを満足する設計要求事項に適合する評価指標を選定した。次に、規制要求事項に加えて、放射性物質の閉じ込めに係る物理障壁の性能や放射性物質の閉じ込めを保証する計測制御系の性能を考慮した判断基準策定の手順を決定した。検討の結果、安全上の要求事項を網羅しつつ、合理的な燃料破損率を考慮可能な燃料設計限度の考え方が提示された。

論文

Research and development for safety and licensing of HTGR cogeneration system

佐藤 博之; 青木 健; 大橋 弘史; Yan, X. L.

Nuclear Engineering and Design, 360, p.110493_1 - 110493_8, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力機構は原子力エネルギーの多様な産業利用に向け、HTTR建設の許認可での経験及び知見を活用し、高温ガス炉固有の特徴を反映した、実用高温ガス炉の安全基準国際標化に向けた活動を実施している。本論文では、高温ガス炉コジェネレーションシステムの許認可に向けた研究開発ロードマップを示した。また、安全要件や設計基準事象選定方針等の検討結果や安全評価手法の確立に向けたHTTR試験計画を示した。加えて、実用高温ガス炉における炉心冷却機能を担う安全設備である自然空冷方式による炉容器冷却設備が安全要件国際標準案に適合することを確認した。

論文

Research and development for safety and licensing of HTGR cogeneration system

佐藤 博之; 大橋 弘史; Yan, X. L.

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10

原子力機構は原子力エネルギーの多様な産業利用に向け、HTTR建設の許認可での経験及び知見を活用し、高温ガス炉固有の特徴を反映した、実用高温ガス炉の安全基準国際標化に向けた活動を実施している。本報告では、高温ガス炉コジェネレーションシステムの許認可に向けた研究開発ロードマップを示す。また、安全要件や設計基準事象選定方針等の検討結果や安全評価手法の確立に向けたHTTR試験計画を報告する。

報告書

実用高温ガス炉の設計基準事象選定

佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2016-014, 64 Pages, 2016/06

JAEA-Technology-2016-014.pdf:4.21MB

本検討では、日本原子力学会の研究専門委員会「高温ガス炉の安全設計方針」においてとりまとめられた「実用高温ガス炉の安全要件」に基づき、安全評価にあたり必要な設計基準事象について、高温ガス炉の固有の特性を考慮して決定論的手法を基本としつつ、確率論的手法を導入した選定方針を検討した。また、設計基準事象選定方針を原子力機構設計の発電用実用炉へ適用し、設計基準事象を選定した。これらの結果、在来の原子炉施設の安全評価では設計基準事象とされなかった、安全系の機能喪失を重畳した事故シーケンスを網羅し、かつ、要求する安全性に対応した設計基準事象選定の考え方を構築するとともに、発電用実用炉の設計基準事象選定を完了した。

報告書

地下構造物の耐震設計手法の整理

棚井 憲治; 堀田 政國*; 出羽 克之*; 郷家 光男*

JNC-TN8410 2001-026, 116 Pages, 2002/03

JNC-TN8410-2001-026.pdf:9.19MB

地下構造物は、地上構造物に比較して耐震性が高く、耐震性を検討した事例は少なかったが、兵庫県南部地震で開削トンネルが被災したため、地中構造物の耐震設計法に関する研究が精力的に実施され多くの知見が得られてきている。しかし、ほとんどの研究は比較的浅い沖積地盤における地中構造物の地震時挙動を対象としたものであり、深部岩盤構造物の地震時挙動についての検討はあまり実施されていないのが実情であるため、深部岩盤構造物の明確な耐震性評価手法が確立しているとは言い難い。一方、高レベル放射性廃棄物の地層処分場は、地下深部に長大な坑道群が建設されることとなり、また、これらの坑道内にて操業が行われることとなる。さらに、建設開始から操業及び埋め戻しまでを含めた全体的な工程は、おおよそ60年程度とされている(核燃料サイクル開発機構、1999)。これらの期間中においては、施設の安全性の観点から、地下構造物としての耐震性についても考慮しておくことが必要である。そこで、地層処分場の耐震設計に関する国の安全基準・指針の策定のための基盤情報の整備の一つとして、既存の地下構造物に関する耐震設計事例、指針ならびに解析手法等の調査・整理を行うとともに、今後の課題を抽出した。また、これらの調査結果から、地下研究施設を一つのケーススタディーとして、地下構造物としての耐震性に関する検討を実施するための研究項目の抽出を行った。

報告書

保安管理業務報告(平成13年度第2四半期)

金盛 正至

JNC-TN8440 2001-023, 110 Pages, 2001/12

JNC-TN8440-2001-023.pdf:3.91MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務、危機管理業務、警備・入構管理業務、所に係る核物質防護・保障措置・核物質輸送及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌している。これらの業務を総括するとともに業務データの活用等を目的に、業務実績に係る報告書を四半期報として保安管理部が発足した平成13年度から作成している。本報告は、平成13年度第2四半期(平成13年7月$$sim$$平成13年9月)の業務実績をとりまとめたものである。

報告書

放射性廃棄物の地層処分における再取出し性に関する一考察

佐々木 憲明

JNC-TN8420 2001-006, 56 Pages, 2001/12

JNC-TN8420-2001-006.pdf:0.9MB

地層処分の実施は、専門家のみの合意だけでは不充分であり、広く社会の理解と信頼が必須である。多くの国では、今日すでにこのような認識が一般的となっている。地層処分における再取り出し性の概念は、まさにこのような認識の重要な一環として、近年欧米各国において急速に話題になり、検討が行われているテーマである。例えば、EC内では、9カ国の参加のもとに、各国の考え方や検討状況をまとめているし、一方スイスは、政府のもとに専門家グループを発足させて、再取り出し性を考慮した新しい廃棄物管理概念を打ち出してきている。また、OECD/NEA内でも、このテーマについての調査・検討を行ない、報告書を出している。すでに法律に基づいて、再取り出し性を義務付けている国もある。本資料は、今後の我が国における地層処分に関する研究開発の参考とすることを目的に、スイスのEKRAレポート、ECのEURレポート、OECD/NEA内での調査や議論に基づいて、この概念の要点、留意点、研究開発課題などについて調査、考察した結果をまとめたものである。

報告書

平成12年度 東海事業所 放出管理業務報告(排水)

篠原 邦彦; 武石 稔; 宮河 直人; 植頭 康裕; 水谷 朋子

JNC-TN8440 2001-019, 141 Pages, 2001/11

JNC-TN8440-2001-019.pdf:12.69MB

本報告書は,原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定,核燃料物質使用施設保安規定,放射線保安規則,放射線障害予防規定及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県公害防止条例に基づき,平成12年4月1日から平成13年3月31日までに実施した排水(放射性物質及び一般公害物質)の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は,濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。

報告書

保安管理業務報告(平成13年度第1四半期)

金盛 正至

JNC-TN8440 2001-015, 100 Pages, 2001/09

JNC-TN8440-2001-015.pdf:3.79MB

平成13年4月1日付けの東海事業所の組織改編により、従来の安全管理部の業務は保安管理部と放射線安全部に振り分けられるとともに、保安管理部には開発調整室、総務課及び労務課の一部業務が移行された。これに伴い、保安管理部は、労働安全衛生関連業務、危機管理業務、警備・入構管理業務、所に係る許認可・核物質防護・保障措置・核物質輸送業務及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌することとなった。これらの業務を総括するとともに業務データの活用等を目的として、業務実績に係る報告書を作成することとした。本報告は、保安管理部業務の四半期報として、平成13年度第1四半期分(平成13年4月$$sim$$平成13年6月)をとりまとめたものである。

報告書

廃棄体の確認に向けたアスファルト固化体の製作履歴調査結果

古川 登; 近藤 利幸; 木村 之彦*

JNC-TN8440 2001-024, 210 Pages, 2001/08

JNC-TN8440-2001-024.pdf:24.99MB

本書は、将来、アスファルト固化体を地中処分することを前提にした、廃棄体技術基準の整備に向けた調査に反映させるため、固化体中の核種インベントリー、代表的な固化体選定に必要な過去のキャンペーンのグループ化、処分検討時の情報提供等、貴重な情報源として活用することを目的に作成した。作成にあたっては、施設の工程、固化体の組成、貯蔵実績などの固化体製作概要、過去のキャンペーンの試験内容、トピックスを基に製作された固化体の特性や放射性ヨウ素の放出低減化、放射性炭素の施設内移行挙動などを含め、過去の試験・運転内容等の履歴を包括的に把握できるように開発運転履歴をまとめ、今後の処分の動向を見据えた構成とした。アスファルト固化処理施設は、1982年4月(昭和57年)からコールド試験を開始し、5月4日よりホット試験、10月6日より固化処理技術開発運転を開始し、1997年3月11日(平成9年)の火災爆発事故に至るまでの期間(16年間)で、低レベル放射性濃縮廃液を7,438m3処理し、29,967本のアスファルト固化体を製作した。事故により、アスファルト固化処理施設は使命を閉じるに至ったが、15年間で製作したアスファルト固化体は、将来の処分を検討する上で貴重な情報、データを保持しているとともに、処理技術とともに後世に継承する必要がある。なお、試験・運転により製作した固化体ドラム毎のS/B比、放射性核種濃度等に係るデータ類に関しては、「アスファルト固化体の製品データ集」として別冊にまとめたので、本書と対で活用されたい。

報告書

施設の解体・撤去に伴う廃棄物発生量積算評価-東海事業所及び人形峠環境技術センター-

菖蒲 康夫; 田辺 務; 高橋 邦明; 武田 誠一郎

JNC-TN8420 2001-008, 134 Pages, 2001/07

JNC-TN8420-2001-008.pdf:4.4MB

サイクル機構から発生する全ての放射性廃棄物について、発生から処理・処分に至る廃棄物管理の全体計画(「低レベル放射性廃棄物管理プログラム」)の検討、並びに国における低レベル放射性廃棄物処分に関する安全基準等の策定に資するためのデータ整備を目的とし、東海事業所及び人形峠環境技術センターの管理区域を有する施設(以下、「核燃料施設」という)の解体・撤去に伴い発生する廃棄物量の調査・評価を行った。東海事業所及び人形峠環境技術センターの核燃料施設の解体廃棄物量は、以下の通りである。(1)東海事業所 東海事業所の核燃料施設の解体に伴う廃棄物量は、総量約1,079,100トンである。その内訳は放射性廃棄物相当が約15,400トン、放射性廃棄物として扱う必要のない廃棄物相当(クリアランスレベル以下相当及び非放射性廃棄物相当)が約1,063,700トンである。(2)人形峠環境技術センター 人形峠環境技術センターの核燃料施設の解体に伴う廃棄物量は、総量約112,500トンである。その内訳は放射性廃棄物相当が約7,800トン、放射性廃棄物として扱う必要のない廃棄物相当(クリアランスレベル以下相当及び非放射性廃棄物相当)が 約104,700トンである。

報告書

海外出張報告書 臨界安全技術プロジェクトワークショップ(NCTSP)(1)本文 (2)資料集

須藤 俊幸

JNC-TN8200 2000-006, 443 Pages, 2000/07

JNC-TN8200-2000-006.pdf:41.45MB

2000年3月末に米国ニューメキシコ州アルバカーキ市で開かれた米国エネルギー省(DOE)の臨界安全技術プロジェクトワークショップ(NCTSP)に参加したので報告する。NCTSPは、DOE関係者の臨界安全に関わる者が、DOEの臨界安全プログラム(NCSP)の一環として情報交換や業務逐行上の改善点について議論の場をもつもので、毎年1回開催しているものである。参加人数は約100名強である。NCTSPの後には臨界安全に関するANS-8基準の更新、改訂、新規策定のための委員会会合が行われた。これらの会合への自由なコメントを歓迎するという立場から、外部の者も自由な参加ができる。NCSPは7つのタスク(臨界実験、ベンチマーキング、核データ、解析手法、データの適用範囲及び限界、情報保存と普及、トレーニングと資格制度)があり、それぞれの活動状況について報告された。また、東海村のJCO臨界事故に対するDOE、NRC及びその所管施設の対応、DOEのガイド(G)/オーダー(O)の改訂内容についての説明と議論などがなされた。会場の雰囲気はDOE臨界関係者の内輪の会議といったものであり、発表内容や議論については、組織、規制等の体系、プログラム・プロジェクトの名称やその計画等の背景情報が分からないと把握するのがむずかしい面があった。しかし、DOEといういくつもの核物質取扱施設を有する巨大な組織が、総体として臨界安全確保の維持と向上に努力を示す態度、継続的かつ体系的、実用的なプログラム活動には敬服させられるものがある。本ワークショップに関する背景情報やレポート類のほとんどがウェブサイトを通して公開されており、情報の共有化が図られている。本報告では、これらの関連内容も盛り込むとともに、参考として関連ウェブサイトのアドレスをできる限り記載した。

報告書

東海再処理施設の臨界安全評価

白井 更知; 中島 正義; 高谷 暁和; 白水 秀知; 須藤 俊幸; 林 晋一郎; 由川 幸次

JNC-TN8410 2000-006, 116 Pages, 2000/04

JNC-TN8410-2000-006.pdf:2.77MB

東海再処理施設の主要な機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器について、再処理施設安全審査指針「指針10単一ユニットの臨界安全」の核的制限値設定の考え方を参考に、核的制限値の見直しを行った。本報告は、核的制限値の見直しに伴い、各機器の単一ユニットの臨界安全性について評価を行ったものである。また、単一ユニットが複数存在するセル、室についての複数ユニットの臨界安全性についても評価を行った。溶解施設、分離施設、精製施設、脱硝施設、製品貯蔵施設、プルトニウム転換技術開発施設及び濃縮ウラン溶解槽の遠隔補修技術開発施設の機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器を対象に評価を行った結果、単一ユニット、複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。

報告書

遮蔽安全解析コードの検証研究(7)

澤村 卓史*

JNC-TJ8400 2000-053, 41 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-053.pdf:1.6MB

核燃料施設からの直接線およびスカイシャイン線による線量評価は、施設の環境評価項目の1つに位置づけられており、遮蔽計算コードにより解析が行われている。しかし、ベンチマークデータが極めて少ないこと等もあり、評価においては十分な安全裕度が見込まれている。このため、合理的な評価を行うためには、スカイシャイン線に係わる実測データの取得が不可欠である。本研究は、施設からのスカイシャイン線のベンチマークデータの取得および各種計算コードの検証を目的として実施するものである。今年度は、中性子を対象とした同期方式によるパルス状放射線測定装置を改良し、北大45MeV電子線型加速器施設内および周辺の中性子到来時間分布測定を実施することにより、作製した装置がスカイシャイン線による線量測定に有効であることを実験的に明らかにすると共に汎用ユーザーズ版EGS4およびMCNPコードによる北大45MeV施設のスカイシャイン線評価への適用を検討するため以下の研究を行った。・昨年度作成した同期法によるパルス状放射線測定装置の中性子検出感度を上げるために、3個の中性子検出器で同時に測定できるように改良した。これにより、さらに遠方におけるスカイシャイン線の測定を可能にした。・また、パラフィンモデレータ付き3He検出器を作成した。これにより、遠方における計数値のみならず、中性子線量を測定する準備を完了した。・改良した測定系を用いて、北大45MeV電子線型加速器施設の西側300mにわたる中性子到来時間分布および中性子スカイシャイン線の測定を実施した。その結果、150m以遠においては、中性子到来時間分布に見られるパルス状中性子特有の時間構造が、ほぼ、消失する事が分かった。そのため、遠方においては通常の全計数法によって測定した。・本実験で得られたスカイシャイン線に基づく線量の空間依存性はGuiの応答関数によって、ほぼ表現できることが分かった。

報告書

高速炉配管の耐震裕度に関する研究

森下 正樹

JNC-TN9400 99-041, 187 Pages, 1999/05

JNC-TN9400-99-041.pdf:4.62MB

現行の配管耐震設計手法には必要以上の安全裕度が含まれていると認識されている。そこで、高速炉の主冷却系配管の設計例を対象とした耐震解析を行い、種々の基準による強度評価を実施するとともに、実際の配管の耐力を評価し、基準が有している裕度の定量化を試みた。また、現行の許容値を緩和した場合の配管設計への影響や合理化効果を検討した。その結果、以下の点が明らかになった。a)非線型時刻歴解析による応答と(設計許容値から安全裕度を除いて求めた)真の強度を比較すると、本検討で取り上げた設計例の配管は、現行の設計手法(床応答解析と高温構造設計方針を使用)で許容される地震力の、数倍から20倍程度の地震力を与えて、初めて破損する。b)ASME新基準と非線形時刻歴解析による評価とは比較的対応性が良い。従って、ASME新基準による許容限界が今後の基準合理化に向けての目安目標となろう。c)ASME新基準相当の合理化基準を適用する場合、許容応力が高いため設計において応力を抑えるための対策(サポート設置や板厚増)を施す必要はほとんど無くなる可能性がある。但し、固有振動数をある程度に確保する必要があり、そのためのサポートは必要である。

報告書

地層処分研究開発報告会(第6回)予稿集

菖蒲 信博

JNC-TN1400 99-014, 26 Pages, 1999/05

JNC-TN1400-99-014.pdf:3.41MB

核燃料サイクル開発機構は、国の方針に基づき、高レベル放射性廃棄物の地層処分研究開発の中核的椎進機関として、自ら研究開発を進めるとともに、関係研究機関等の協力を得て2000年前までに研究開発成果の取りまとめ(「第2次取りまとめ」)を行い、これを公表する。既に、平成4年の「第1次取りまとめ」によって、我が国の地層処分の安全確保を図っていく上での技術的可能性が明らかになったが、「第2次取りまとめ」では、地層処分の技術的信頼性を明らかにするとともに、実施主体が処分事業を進める上での処分予定地選定や、将来の安全規制における安全基準の策定に資する技術的拠り所を提示する。「第2次取りまとめ」にあたっては、作業の進捗に応じて成果を積極的に公表し、透明性を確保することが何よりも重要であり、これは地層処分の技術的信頼性に対する、専門家や国民各位の幅広いご理解とご支持を頂くための基礎であると考える。このため、昨年9月には「第2次取りまとめ」の第1ドラフトを国へ報告し、併せて、第5回地層処分研究開発報告会を開催し、専門家や国民各位に進捗状況を報告するとともに、広く意見を聴取した。今般、第1ドラフトに引き続き、更に技術的に詳細な内容を集約した第2ドラフトを取りまとめ、それを最終的な報告書に反映させるため本報告会を開催した。今回は「地層処分研究開発第2次取りまとめの現状と今後」と題して、関係各位の講演や関係研究機関の研究成果の展示発表を頂き、国や関係各機関との密接な協力のもとでの報告会とした。招待講演(1)放射性慶棄物処分方策の現状について科学技術庁原子力局廃棄物政策課長青山伸(2)高レベル放射性廃棄物地層処分の事業化に向けた検討状況について通商産業省資源エネルギー庁原子力産業課長鈴木正徳(3)高レベル放射性廃棄物処分の俯瞰工学東京大学教授鈴木篤之2.第2次取りまとめの進捗状況報告2000年レポートチーム部長増田純男3.パネルディスカッション(地属処分の技術的信頼性)

報告書

微量生成物のプロセス内挙動に関する研究(II)

松本 史朗*; 田嶋 靖憲*; 古閑 二郎*; 宮原 由香理*

PNC-TJ1609 98-001, 26 Pages, 1998/02

PNC-TJ1609-98-001.pdf:0.7MB

再処理プロセスの運転において生成、消滅する微量成分、特にアジ化水素酸のプロセス内挙動について数値シミュレーションによる検討を行った。アジ化水素酸のマスフローシミュレーションについて、前年度までに開発されたコードに、放射線およびテクネシウムの存在下でのヒドラジンと硝酸イオンとの反応によるアジ化水素酸の生成およびその分解を組み込み、抽出器の全体での物質収支式を解くように改良を行った。またシミュレーションに使用するモデルプラントについても東海再処理工場を対象として、現実に近い条件を設定して検討した。シミュレーションの結果、溶媒洗浄工程廃液中のアジ化水素酸の濃度はプロセスの値とほぼ一致しており、その値は安全基準と考えられている濃度の1/10であることを示している。

報告書

地層処分研究開発に係わる社会環境の把握分析調査,6

根本 和泰*; 上野 雅広*; 樋口 隆尚*; 遠藤 弘美*; 大野 隆寛*; 穴沢 活朗*; 今井 佳*

PNC-TJ1250 98-002, 321 Pages, 1998/02

PNC-TJ1250-98-002.pdf:25.88MB

現在、海外主要国においては、高レベル廃棄物の地層処分とその研究開発が進められ、そのためのパブリック・アクセプタンス(PA)活動が幅広く行われている。そこで、既に地層処分について事業計画を有している7カ国、カナダ、スウェーデン、スイス、ドイツ、フランス、米国、フィンランドにおけるPA獲得のための活動と考え方を定常的にモニターし、その背景や議論点を把握して今後の展望を明らかにした。このPA動向のモニターは、1991年依頼、毎年継続して月ごとに実施し、半年に1回取りまとめてる。次いで、これらのモニターの結果に基づいてトピックス分析を行った。このトピックス分析報告では、フランスについて、高レベル・長寿命放射性廃棄物の地下研究所に関する建設・運転許可手続きおよびバックエンド政策レビューの進捗状況を、スウェーデンについて、高レベル廃棄物処分に関する世論調査結果および原子力発電からの撤退に関する議論の動向を、米国について1997年放射性廃棄物法案の内容と今後の動向を、ドイツについて原子力改正法案を巡る情勢を、カナダについて高レベル地層処分の公聴会で得られた教訓について、それぞれ分析した。さらに、海外主要国での地層処分研究開発における社会的受容の側面に関する特別分析として、スウェーデン、スイスおよびカナダを対象に地層処分の安全目標・性能評価基準等の確立状況とその科学的根拠を整理・分析し、地層処分研究開発とのリンゲージを検討した。最後に、フランスとスウェーデンの事例を基に、地層処分研究・開発およびサイト選定のための社会的受容促進の体制および手法について分析を行った。

報告書

混合酸化物燃料ペレット製造工程の電気炉設備における火災爆発に対する安全性評価

青木 義一; 久芳 明慈

PNC-TN8470 97-003, 55 Pages, 1997/11

PNC-TN8470-97-003.pdf:1.85MB

混合酸化物燃料ペレット製造工程において、火災・爆発が最も心配される工程は電気炉で焼結・焙焼還元を行う工程である。この理由は、ペレット等の処理に火災・爆発の可能性を有する水素ガスを焼結ガス(あるいは還元ガス)として用いていることによる。水素を含む焼結ガスの安全性については、施設の使用許可申請時点で既に検討されているが、本報では、最新の研究結果等の知見も取り入れ、その安全性を再検討し、電気炉及び電気炉を設置するグローブボックス等における水素濃度等の管理値の設定根拠を明確にした。なお、火災・爆発防止に対する安全を確保するために必要な水素濃度等の測定項目以外に、電気炉部材、ペレットの保護のため、自主的に露点等を測定する場合の管理値の根拠も併せて検討した。また、電気炉からグローブボックス内に排気される焼結ガスの挙動をシミュレーションにより明らかにし、電気炉設備を設計・製作する際、火災・爆発防止の観点で考慮すべき事項を明確とした。なお、本報の第2章は、製造課FBRグループ及びARTグループの各第3班の班員数育用資料を改編したものである。

報告書

新型転換炉データベース「ふげん」設計/研究開発/特性[安全解析評価]

武田 宏*; 澤井 定*; 石上 ひとし*

PNC-TJ1409 97-013, 47 Pages, 1997/03

PNC-TJ1409-97-013.pdf:1.1MB

1開発成果・設計・運転経験の反映開発成果、設計・運転経験など、プロジェクトで得られた全ての知見は、主として下記に反映される。1)現在のプラント運転の安全性・信頼性の向上2)現在のプラントの改良設計3)次のプラントの設計2"設計/研究開発/プラント特性データベース"構築の考え方"設計/研究開発/プラント特性データベース"は、上記の目的に活用できるように構築する。(1)設計と研究開発を融合したデータベースプロジェクトの研究開発は、設計技術根拠、即ち、建設方針、設計基準、許容設計限界値、設計の検証などの確立が主体であることを考慮して研究開発と設計の各データベースを融合したデータベースを構築する。(2)プラント特性の組み入れプラント設計は安全裕度を入れて行うが、プラントはその固有の実力性能、即ち、安全率なしで稼働する。従って、下記の発展が効果的にできるよう、プラント特性(とくに初期特性)をデータベースに組み入れた。1)設計と実力性能を比較評価して、適切な安全裕度を設定2)定期検査データとカップルした劣化度評価3)燃料の燃焼・組成変化に伴う特性変化の解明4)実際のプラント特性に基づく技術と設計の高度化3"設計/研究開発/プラント特性データベース"の構成以上の評価を基に、本データベースを下記の構成にした。1)設計基本事項2)設計関連技術情報(設計技術根拠)3)プラント特性

31 件中 1件目~20件目を表示