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論文

第4世代ナトリウム冷却高速炉の系統別安全設計ガイドラインの構築

岡野 靖

日本原子力学会誌, 60(12), p.764 - 769, 2018/12

原子力機構は、第4世代ナトリウム冷却高速炉の系統別安全設計ガイドラインを、安全設計クライテリア及び安全アプローチに関する安全設計ガイドラインに引き続いて構築した。構築にあたっては日本原子力学会の研究専門委員会によるレビューが行われた。本稿は、SSC-SDG構築上の重要14項目、及び、安全設計ガイドラインに対する各国SFR設計の整合性について解説するものである。

論文

Advanced sodium-cooled fast reactor development regarding GIF safety design criteria

早船 浩樹; 近澤 佳隆; 上出 英樹; 岩崎 幹典*; 庄司 崇*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06

第4世代原子炉システム国際フォーラム(GIF)の枠組みで検討されている安全設計クライテリア(SDC)を考慮した次世代ナトリウム冷却炉の設計系統についてまとめた。SDCおよび福島事故の教訓から除熱系喪失事象を回避するため除熱機能の強化を行った。耐震性の観点からは次世代ナトリウム冷却炉は既に免震システムを採用しているが、福島事故後の地震条件の変更を考慮して主要機器の耐震性の強化を行った。また、外部事象については建屋の強化等および安全系の分散配置により対策が行われた。これらの安全強化の検討はGIFで検討されている安全設計ガイドラインの策定に貢献している。

論文

Safety improvement in building layout design to meet the safety design criteria for the Generation IV SFR

加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鍋島 邦彦; 岩崎 幹典*; 秋山 洋*; 大矢 武明*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.593 - 600, 2015/05

JSFRは先進ループ型ナトリウム冷却高速炉である。福島事故後、安全対策の強化が、主に崩壊熱除去系、使用済燃料プール、非常用電源設備などにおいて実施された。本稿は、これらの安全強化策と整合した建屋配置設計における基本的考え方を示す。シビアアクシデントに対する耐性強化の観点から、航空機衝突と続く火災、地震と続く津波などを想定し、これらを起因とする安全設備の喪失を防ぐための検討が実施された。この結果、崩壊熱除去系のうち少なくとも1系統は生き残り、非常用電源も使用可能とでき得る概念が示された。

論文

JSFR design progress related to development of safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactors, 1; Overview

上出 英樹; 安藤 将人*; 伊藤 隆哉*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

原子力機構, 日本原子力発電, 三菱FBRシステムズは、将来の持続可能な基幹電源の候補として、ナトリウム冷却高速増殖炉の実用化概念であるJSFRの設計研究を実施してきている。2011年以降は、東京電力福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえたGIFにおけるナトリウム冷却高速炉の安全設計クライテリア及び安全設計ガイドライン構築の活動に貢献するために、地震・津波等の厳しい外的事象に対する安全対策を取り入れるとともに、より実現性の高いものとするため、より細部の成立性や保守補修性に配慮して、設計概念の具体化を進めた。本報では、75万kWeのJSFR実証施設を対象として、2011年以降の設計進捗を取り入れた設計概念を概括する。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の受動的冷却設備の設計

片西 昌司; 國富 一彦; 辻 延昌*; 前川 勇*

日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.257 - 267, 2004/09

原研で設計研究を進めている高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の事故時における冷却機能である炉容器冷却設備の設計を行った。これは、原子炉圧力容器の外に冷却パネルを設置し、原子炉圧力容器表面からの放散熱により加熱されたパネルを空気の自然循環により除熱することで炉心の残留熱を除去するものであり、完全に受動的な冷却設備であるとともに、高温ガス炉の特徴的な安全機能である。空気の自然循環により冷却パネルから効率的に除熱でき、かつ、圧力バウンダリ破損による炉室の圧力上昇に耐えて健全性を保つことのできる構造として、ダクトを組合せてパネル状にした構造を考案した。これにより、十分な除熱性能を有し、事故時の健全性も保たれる設備を設計した。また、運転制御方法,保守点検方法等を検討し、具体的な設計により、受動的な炉容器冷却設備の成立性を示した。

報告書

核変換実験施設の概念検討,4; 核変換物理実験施設の安全性検討

辻本 和文; 田澤 勇次郎; 大井川 宏之; 佐々 敏信; 高野 秀機

JAERI-Tech 2003-085, 158 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-085.pdf:7.79MB

加速器駆動未臨界システム(ADS)を用いた核変換技術の炉物理に関する研究開発を目的とした「核変換物理実験施設」の安全性の検討を行った。まず、実験施設の設計に反映させるために、以前に作成した「核変換物理実験施設の安全設計方針」及び重要度分類を見直し、安全設計方針の各項目に対する適合のための設計方針を検討した。この結果に基づき、陽子ビーム導入にかかわる機器・系統及び安全上重要な機器・系統について具体的な設計方針と主要設備の検討を行った。また、安全上重要な機器・系統に関する設計方針の検討結果を反映して、以前に実施した安全評価の判断基準,主要な解析条件及び予備解析結果の再評価を行った。この際に、公衆被ばく評価事象については、ICRP1990年勧告を取り入れて改訂された安全評価指針類に基づく線量評価を行った。さらに、核変換物理実験施設における設計基準外事象として、再臨界事象に伴う炉心崩壊事故を最新の知見及び計算機コードを用いて解析した。解析の結果、再臨界事象時においても原子炉建家の閉じ込め性能は十分確保される見込みであることがわかった。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の安全設計方針

片西 昌司; 國富 一彦

日本原子力学会和文論文誌, 2(1), p.55 - 67, 2003/01

高温ガス炉は、セラミック被覆の燃料粒子や黒鉛の炉心構造物を用いることから、高温に耐えることができ、かつ、異常時の過渡挙動が緩慢であるといった固有の安全性を有している。最も特徴的な事項は、受動的冷却設備のみにより、事故時の炉心の残留熱除去が可能であることであり、これによりシビアアクシデントフリーのシステムとすることが可能となる。原研では、高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の設計を進めており、高温ガス炉の固有の安全性を活かした安全設計方針を策定した。また、格納容器を設置しなくても、減圧事故やスタンドパイプ破損事故において周辺住民の安全が確保されるとの見通しを得た。本報では、安全設計方針及び安全上の成立性に対する検討結果について報告する。

論文

ITERにおけるトリチウムの安全取り扱いに向けた設計の考え方

大平 茂

プラズマ・核融合学会誌, 78(12), p.1325 - 1330, 2002/12

国際熱核融合炉(ITER)の安全上の特徴に基づいた安全設計や安全評価の技術的要件としての安全確保のための基本的な原則や考え方は、旧科学技術庁原子力安全局原子炉規制課の顧問会において報告書「ITER施設の安全確保の基本的考え方」に取り纏められた。ITER国内建設の場合、燃料であるトリチウムの取扱施設等の安全設計の基本設計及び基本的設計方針は、この安全原則に適合するように現在整備中の具体的方針等に従って実施されることとなる。ここでは、ITERのトリチウム取扱施設等の概要,安全設計と安全評価における技術的要件としての基本的な安全性の原則及びアプローチ(平常運転時におけるALARAの原則の履行,放射性物質を内蔵する機器の構造健全性の確保による事故の防止等)について説明し、万が一の事故時でも除去能力を有する排気設備が環境中への放射性物質放出を抑制し公衆の過度の放射線被ばくを防止することなど、日本における安全性の原則,考え方,技術基準に基づくトリチウムの安全設計概念等を述べた。

論文

Safety design concepts for ITER-tritium facility; Toward construction in Japan

大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.

Fusion Science and Technology, 41(3), p.642 - 646, 2002/05

ITER日本建設のため準備されている安全規制の枠組みに関し、科学技術庁の技術顧問会は「ITER施設の安全確保の基本的な考え方の確立について」に、その技術的見地からの考え方を示した。この報告書では、ITERにおける安全確保の目標を、一般公衆と作業従事者を放射性物質による放射線障害から守ることとしている。そのために、核融合反応の受動的終息性や、低い崩壊熱密度等の、ITER施設の安全上の特徴を考慮して、安全設計と安全評価における技術的要件としての基本的な安全性の原則及びアプローチを定めた。すなわち、上記の目標を達成するため、平常運転時におけるALARAの原則の履行,放射性物質を内蔵する機器の構造健全性の確保による事故の防止を行い、コンファインメント施設を設けることで万が一の事故時でも環境中への放射性物質放出を抑制し公衆の過度の放射線被ばくを防止する。ここでは日本における安全性の原則,考え方,技術基準に基づくトリチウムの安全設計概念等について述べる。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の安全設計方針

片西 昌司; 國富 一彦; 高田 昌二; 中田 哲夫; 滝塚 貴和; 塩沢 周策

日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.185 - 188, 2002/00

高温ガス炉は、セラミック被覆燃料や黒鉛炉心構造物を使用していること、出力密度が低いことなどにより、高温に耐えることができ、かつ、異常事象の進展が緩慢であるといった安全上の特長を有する。これらの特長により、受動的冷却系のみで炉心の残留熱を除去でき、かつ、設計基準事象を越える事象でも炉心溶融の心配がないなど、高い安全性を有するシステムの設計が可能である。本稿では、現在設計を進めている高温ガス炉ガスタービン発電システムの安全にかかわる機器・系統の設計方針策定と設計の進捗,安全評価の対象事象の選定と判断基準の策定についての検討結果を報告するものである。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電システム

國富 一彦; 片西 昌司; 塩沢 周策

日本原子力学会誌, 43(11), p.1085 - 1099, 2001/11

高温ガス炉は、高温の熱が取り出せる、固有の安全性が高い、多様な燃料サイクルに対応可能等の既存炉にない特長を有している。これらの特長を生かした高温ガス炉ガスタービン発電システムは、2010年代のエネルギー源として期待されている。本報は、原研が設計研究を行っている高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR-300)の特長及びこれまでの設計検討結果,今後の設計,関連するR&Dの内容とスケジュールを示したものである。GTHTR-300は、炉心設計の工夫により燃料交換期間を2年間として稼働率を向上させる、原子炉圧力容器を1次ヘリウムガスで冷却して原子炉圧力容器材料に軽水炉と同材料を用いるなどの新しい設計により、発電コスト4円/kWhの達成を目標にしている。また、高い安全性を考慮して、安全設備の簡素化を行い、経済性の向上を図っている。

報告書

安全研究5カ年成果(平成8年度$$sim$$平成12年度-核燃料サイクル分野)

not registered

JNC-TN1400 2001-015, 509 Pages, 2001/10

JNC-TN1400-2001-015.pdf:25.67MB

平成8年度$$sim$$平成12年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に基づき実施した。本報告書は、核燃料サイクル分野(核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分分野の全課題並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち核燃料サイクル関連の課題)について、平成8年度$$sim$$平成12年度の5ヵ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。

報告書

安全研究5カ年成果(平成8年度$$sim$$平成12年度-動力炉分野)

not registered

JNC-TN1400 2001-014, 437 Pages, 2001/10

JNC-TN1400-2001-014.pdf:23.1MB

平成8年度$$sim$$平成12年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に基づき実施した。本報告書は、動力炉分野(新型転換炉及び高速増殖炉分野の全課題並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち動力炉関連の課題)について、平成8年度$$sim$$平成12年度の5ヵ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。

論文

Lessons learned from the ITER safety approach for future fusion facilities

Gordon, C.*; Bartels, H.-W.*; 本多 琢郎; Iseli, M.*; Raeder, J.*; Topilski, L.*; Moshonas, K.*; Taylor, N.*

Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.397 - 403, 2001/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.11(Nuclear Science & Technology)

ITERの安全性は、概念設計活動フェーズ以来、設計を統合する作業の一部と位置づけられてきた。このプロジェクトで定めた通常/異常/事故時の放出基準を満たすために、安全設計の考え方とそれを設計に反映させるため安全設計要求が定められた。これらの妥当性を確認するために、現在安全解析作業が各ホームチームと協力して進行中である。その安全性評価は、核融合が固有に有する安全性を考慮して実施される。最終的に、ITERに用いられる安全性の考え方(アプローチ)と、安全解析の結果及びその評価は、GenericSiteSafetyReport(GSSR)と称する安全性報告書にまとめられる予定である。これらは、核融合の安全性の優位性を示すと同時に、将来の核融合炉の良い先例となるであろう。そして、ITERのホスト国の安全審査においても、ITERの考え方と評価が最小限の修正をもって受け入れられることが期待される。

報告書

原子炉施設の浮体式海上立地に関する検討,2; 浮体式原子力発電施設の安全性の検討(受託研究)

藪内 典明; 高橋 政男*; 中澤 利雄; 佐藤 和夫*; 島崎 潤也; 落合 政昭

JAERI-Research 2000-064, 76 Pages, 2001/02

JAERI-Research-2000-064.pdf:5.88MB

浮体式海上立地方式による原子力発電施設(以下、「浮体式原子力発電施設」という。)について、前報では、モデルとして110万kW級の発電用加圧水型原子炉施設を搭載する浮体構造物を水深20m程度の沖合に係留することを想定した概念検討を行い、また、波浪等による応答解析を行って、浮体構造物の運動が安定したものであることを示した。本報告書では、浮体式原子力発電施設の安全性に関し、基本的な設計方針,設計で考慮する自然現象の設定の考え方,安全上の機能について検討した。加えて、大型浮体構造物の運動特性解析技術の現状に関する調査を行った。調査検討の結果、浮体構造物の安定性の確保が浮体式原子力発電施設の健全性確保の基本となること、また、浮体構造物の安定性評価では、S1及びS2地震に加え、S1及びS2暴風雨のような規模の暴風雨を考慮する必要があること、さらに、設計で考慮する暴風雨の規模の設定が浮体式原子力発電施設の現実に向けた主要な課題の1つであることを明らかにした。

論文

Numerical analysis on thermal-hydraulic and dust transport behavior in fusion reactors at loss-of-vacuum events

高瀬 和之

Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.631 - 639, 2000/11

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

核融合実験炉の真空境界破断(LOVA)時に起こる熱流動挙動、例えば容器内への空気侵入、放射化ダストの飛散、温度差に起因する置換流等を高精度で予測するための数値解析コードの開発を行っている。本コードの基礎方程式群は圧縮性流体の式、状態方程式、微小粒子の運動方程式、置換質量計算式等から構成される。本報は、開発中のLOVA事象解析コードを用いて行った解析結果を示す。破断位置及び破断面積をパラメータとして行ったLOVA発生後の真空容器内の平均圧力計算値と時間の関係は、LOVA予備試験結果と10%以内の誤差で良く一致し、本コードが核融合実験炉の安全設計上十分な予測精度を有していることを確認した。また、本研究によって減圧下におけるダストの飛散挙動や置換流によるダストの移行挙動の予測が初めて可能になった。現在は真球状のダスト形状を仮定しているが、今後はダスト条件(密度、サイズ等)をパラメータとした解析が行えるようにコードを改良する考えである。

報告書

安全研究基本計画(平成13年度$$sim$$平成17年度)

not registered

JNC-TN1400 2000-010, 70 Pages, 2000/10

JNC-TN1400-2000-010.pdf:2.87MB

本計画は、平成11年度より国の「安全研究年次計画」(平成13年度$$sim$$平成17年度)の策定作業に協力する形でニーズ調査及び研究課題を提案し、国の「年次計画」で採用された研究課題の他に社内研究を含めたサイクル機構の計画として策定した。サイクル機構の安全研究は、高速増殖炉、核燃料施設、耐震、確率論的安全評価、環境放射能、廃棄物処分及びその他(「ふげん」の廃止措置)の7分野において実施することとしている。なお、本計画は、安全研究専門部会、中央安全委員会及び理事会において審議され、決定されたものである。

報告書

乾式リサイクルシステムの安全性検討

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。

報告書

TRU廃棄物処分概念検討書

電気事業連合会*

JNC-TY1400 2000-001, 464 Pages, 2000/03

JNC-TY1400-2000-001.pdf:16.87MB

再処理施設やMOX燃料加工施設から発生する超ウラン(TRU)核種を含む放射性廃棄物のうち、$$alpha$$核種の濃度が一応の区分目安値(約1GBq/t)を超え、浅地中処分以外の地下埋設処分が適切と考えられる廃棄物(以下、本検討書では「TRU廃棄物」という)については、「高レベル放射性廃棄物の処分方策との整合性を図りつつ、1990年代末を目処に具体的な処分概念の見通しが得られるよう技術的検討を進める」という原子力委員会の方針に従い、これまで関係各機関において研究開発が進められてきた。これらの研究開発成果を集約し、国の総合的なTRU廃棄物の処分方策の策定及び核燃料サイクル事業の円滑な推進に資するため、核燃料サイクル開発機構及び電気事業者等は、「TRU廃棄物処分概念の取りまとめに関する協力協定」を平成9年6月24日に締結し、「共同作業チーム」を編成して平成11年度末を目途にTRU廃棄物処分の具体的方法とその安全性の見通しに関する技術的検討を進めてきた。本技術検討においては、研究開発情報交換会等を通じて外部の意見等を取り込むとともに、国内外の専門家によるレビュー等も受けてきた。本検討書は、これらの検討結果を総合的に取りまとめたものである。本技術検討結果は、平成10年12月に原子力委員会原子力バックエンド対策専門部会に設置された「超ウラン核種を含む放射性廃棄物分科会」における審議の参考として適宜提供してきた。

報告書

安全設計方針に関する検討 ‐ 安全性の目標と再臨界問題の排除について ‐

丹羽 元; 栗坂 健一; 栗原 国寿*; 藤田 朋子

JNC-TN9400 2000-043, 23 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-043.pdf:1.1MB

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。

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