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報告書

社会受容性に優れた分散型小型炉システムの検討; 大深度地下を利用した地域熱供給小型炉システム

中島 伸也; 高橋 博樹; 楠 剛; 三友 信夫

JAERI-Tech 2005-057, 54 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-057.pdf:4.27MB

大都市の消費エネルギーの内訳は、冷房・暖房・給湯等が中心であり、比較的低質なエネルギーで供給可能であることから、大深度地下を利用した地域熱供給用原子力システムの可能性を検討した。都市の抱える社会構造,環境問題等を社会受容性の視点から調査,検討しシステムの要求事項をまとめた。このようなシステムの熱源規模を算定するために、人口10万人の仮想都市を設定し、熱出力100MWt(MR-100G)2基が必要であること,システムは約40年間の運転後もその規模は過不足なく有効に機能することを明らかにした。日本の大都市は河川の比較的軟弱な堆積地に開かれた場合が多いため、原子炉を設置できる地下空洞建設の可能性について地震時の空洞挙動等を検討し、軟弱地盤での技術的成立性を確認した。さらに、天然ガスボイラーによるシステムとの経済性比較を行い、長期運転の場合には小型原子炉システムの方が優れていることを明らかにした。

論文

積層型プローブのJT-60設置

笹島 唯之; 柳生 純一; 三代 康彦; 宮 直之; 榊原 悟*

KEK Proceedings 2003-16 (CD-ROM), 4 Pages, 2004/02

臨界プラズマ試験装置(JT-60U)の電磁気検出器は高価であり、今後、実験運転により破損した場合の交換や次期装置への適用を考慮すると低コスト化が要求される。一方、核融合科学研究所(NIFS)ヘリカル型核融合装置(LHD)で使用されている電磁気検出器(積層型プローブ)は、コンパクトで低コストでの製作が可能であり、プラズマディスラプション時の耐震性の問題を除けばそのままJT-60U環境下で使用が期待できる。そこで、JT-60UとNIFSの共同研究の一環として専用ケースを製作し耐震性を向上させた電磁気検出器の製作に着手しJT-60Uへの適用性を検討した結果、JT-60Uでも十分使用できることを確認し、今後製作する電磁気検出器のコスト低減化に見通しをつけた。

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

原子力施設の免震構造に関する研究(核燃料施設)

瓜生 満; 篠原 孝治; 山崎 敏彦; 見掛 信一郎; 中山 一彦; 近藤 俊成*; 橋村 宏彦*

JNC-TN8400 2001-030, 99 Pages, 2002/01

JNC-TN8400-2001-030.pdf:13.24MB

一般免震建物では第四紀層地盤立地例が非常に多く、原子力施設においても立地拡大の観点からその研究要請が強い。免震構造物を第四紀層地盤に立地する場合、上下方向地震動が岩盤上と比べて増幅しやすいため、その評価は重要な課題であり、特に、原子力施設では一般施設に比べて地震荷重が大きいことから、地盤における上下地震動の増幅の影響等、その立地適合性の検討を行う必要がある。よって、本研究では、免震構造の適用について、第三紀層における検討に基づき、地質年代として比較的新しい第四紀層地盤における立地適合性を検討し、その安全評価手法について報告を行う。更に、免震建物の動特性を基に、核燃料施設特有の機器・配管類に対するやや長周期床応答における挙動の評価を行ったので、ここに報告する。

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。

報告書

3次元免震における適切な上下免震特性の検討

北村 誠司; 森下 正樹

JNC-TN9400 2000-060, 168 Pages, 2000/05

JNC-TN9400-2000-060.pdf:4.09MB

共通床(コモンデッキ)に原子炉容器、一次系機器を搭載し、これを大型の皿ばねを用いた免震要素で上下方向に支持する3次元免震構造概念(コモンデッキ方式)を対象に、適切な上下免震特性に関する検討を行った。検討用の入力地震動としては、4種類の自然地震波と3種類の人工地震波を地震入力を用いた。地盤条件や免震建屋の特性を考慮し、水平免震建屋の地震応答解析を行い、上下免震要素の支持レベルにおける床応答と加速度時刻歴を整理した。上記で得た免震支持レベルでの応答加速度を入力として、1自由度上下免震構造モデルを用いて地震応答解析を行った。解析は、線形解析、非線形解析(復元力特性が弾性である皿ばねと弾完全塑性の減衰要素を想定)の2種類について実施した。線形解析で検討する範囲は、免震振動数0.8$$sim$$2.5Hz、減衰比2$$sim$$60%を組み合わせた領域とした。非線形解析では、皿ばねの剛性のみで決まる免震振動数0.5$$sim$$5Hz、剛性比1$$sim$$20、及び降伏震度0.01$$sim$$0.2の範囲で検討した。上下免震システムの免震特性として、最大相対変位、最大加速度、及び5$$sim$$12Hz間における床応答加速度の最大値の3つの応答量に対する判断基準を設定し、これらを満足するパラメタの組み合わせ領域について調べた。判断基準として最大相対変位50mm、規格化加速度0.75、規格化床応答0.33を用いた場合、線形解析の結果から、免震振動数は0.8、1.0、1.2Hz、減衰比はそれぞれ30、20、15%以上の組み合わせが適切であることがわかった。また非線形解析の結果、免震振動数0.8$$sim$$1.0Hzの皿ばねと、剛性比4$$sim$$6、降伏震度0.05$$sim$$0.06の減衰要素を組み合わせて用いることで、適切な免震特性が得られることがわかった。非線形解析の結果は、等価減衰比が20%以上の減衰要素を用いることで、系としての卓越振動数が1.0$$sim$$2.0Hzの範囲において適切な免震効果が得られることに相当する。

報告書

平成11年度安全研究成果発表会(動力炉分野)

安全研究専門部*; 大洗開調室*

JNC-TN9200 2000-001, 133 Pages, 2000/02

JNC-TN9200-2000-001.pdf:6.8MB

平成11年12月15日、動力炉分野を対象とした第11回安全研究成果発表会が、大洗工学センターの展示館(テクノ大洗)で開催された。本発表会では、平成8年度$$sim$$平成10年度の3ヶ年の成果の発表及び討論が行われた。発表課題は、高速増殖炉(FBR)、耐震及び確率論的安全評価の各分野の動力炉に係る安全研究課題(全34課題)の中から、安全研究専門部会の各分科会での検討を踏まえて11課題が選定された。また、本発表会は一般公開として行い、関連分野における学識経験者等にも広く意見を求めるために、社外からも多数の方々の参加をいただいた。本資料は、発表会で使用したOHP集、質疑応答、当日の出席者リスト等について取りまとめたものである。なお、安全研究成果調査票は、「安全研究成果の概要(平成10年度-動力炉分野)」(JNC TN1400 99-027,1999年11月)に収録している。

報告書

緩衝材の動的力学特性(研究報告)

高治 一彦; 谷口 航

JNC-TN8400 99-042, 68 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-042.pdf:2.74MB

緩衝材には、止水性、自己シール性、核種収着性、熱伝導性、化学的緩衝性、オーバーパック支持性、応力緩衝性等が長期にわたり維持されることが期待されている。これらの機能を比較的満足し得る材料として、天然に産する粘土が注目され、中でも圧縮されたベントナイトは、非常に低い透水性による水の動きの抑制、水の浸潤に伴い膨張し圧縮ベントナイト中の間隙や隣接する岩盤中の割れ目への充填、陽イオン核種を収着する陽イオン交換能を有している等の点で優れており、緩衝材として最も有力であると考えられている。サイクル機構では地層処分研究の一環として、人工バリア技術開発および安全評価の基礎データとするために緩衝材の特性に関する研究を進めている。本報告書は、耐震安定性評価に資するための緩衝材としての圧縮ベントナイトの動的力学特性の把握を目的として、動的三軸試験、弾性波速度の測定、液状化試験についての手順、試験条件、結果および考察についてまとめたものである。動的三軸試験により、せん断剛性および減衰比のせん断ひずみ依存性、力学モデルへの適用等、弾性波速度の測定により、動的三軸試験によって得られた最大せん断剛性の妥当性等、液状化試験により、繰返し載荷による動的強度等を把握することができた。

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

地層処分研究開発第2次取りまとめ; 第2ドラフト, 分冊2, 地層処分の工学技術

増田 純男; 梅木 博之; 清水 和彦; 宮原 要; 内藤 守正; 長谷川 宏; 岩佐 健吾

JNC-TN1400 99-008, 656 Pages, 1999/04

JNC-TN1400-99-008.pdf:34.68MB

核燃料サイクル開発機構(以下,サイクル機構)では,平成9年4月に公表された原子力委員会原子力バックエンド対策専門部会報告書「高レベル放射性廃棄物の地層処分研究開発等の今後の進め方について」(以下,専門部会報告書)に従って,関連する研究機関等の協力を得つつ,地層処分に関わる研究開発を様々な分野において進めてきている。研究開発の全体目標は「わが国における地層処分の技術的信頼性」を示すことにあり,その成果を技術報告書(以下,第2次取りまとめ)として国に提出しその評価を仰ぐこととされている。第2次取りまとめは,平成4年に公表された第1次取りまとめの成果を受けて処分の技術的信頼性を示し,国による評価を経て処分事業を進める上での処分予定地の選定,安全墓準の策定の技術的拠り所を与えるとともに,2000年以降の研究開発の具体化にとって極めで重要なものと位置づけられているものである。平成10年9月には,地層処分に関連する領域の専門家の方々から研究開発の内容や進捗状況について忌憚のない指摘や議論を頂くため,専門部会報告書に示された個々の課題に対する研究開発の成果を中間的に整理した第2次取りまとめ第lドラフトを,専門部会に報告,公表した。第lドラフトを素材とした指摘や議論およびそれ以降の研究開発の進捗を踏まえて,このたび第2ドラフトをまとめた。第2ドラフトは総論レポートと専門部会報告書に示された主要な研究開発分野である「地質環境条件の調査研究」,「地層処分の工学技術」及び「地層処分システムの安全評価」のそれぞれに対応する3つの分冊から構成されている。本資料はこのうちの総論レポートであり,専門部会報告書の主に第I部で明らかにされた第2次取りまとめに盛り込まれるべき技術的内容に対して総合的に応え,地層処分の事業や安全規制を進める上で必要となる包括的な技術晴報を与えるとともに,意思決定にかかわる関係者の判断の技術的根拠を提供することを目指したものである。その記述を支える技術的根拠となる研究開発の成果の詳細については,第2ドラフトの3つの分冊に示されている。第2ドラフトの総論レポートと3つの分冊については,第1ドラフト同様,地層処分に関連する領域の専門家の方々から研究開発の内容や進捗状況について忌憚のない指摘や議論を頂くとともに,英語版を作成し国際的なレビューを受ける予定である。これらのレビ

報告書

免震用渡り配管振動台試験報告書

瓜生 満; 篠原 孝治; 寺田 修司; 山崎 敏彦; 富田 恒夫; 近藤 俊成*

JNC-TN8430 99-004, 64 Pages, 1999/03

JNC-TN8430-99-004.pdf:3.92MB

免震建物を採用する場合、建物の上部構造と下部構造には、地震時に相対変位(応答変位)が生じるため、両間を渡る渡り配管は、その変位吸収策として伸縮管継手等を組み合わせた配管系が採用されている。しかし、原子力施設の設計に用いるような大規模想定地震(設計用限界地震における加速度約500gal、応答変位量約30cm)に対応した渡り配管の使用実績はなく、また、このような地震下での実物大配管モデルによる耐震性評価の実施例もなかった。本試験は、平成8年11月から同年12月にかけて三菱重工業株式会社技術本部高砂研究所の振動台試験機を用いて実物大の配管配置寸法に基づく渡り配管の耐震性確証試験を実施するとともに、試験結果と本試験体をモデル化したシミュレーション解析結果について比較評価を行い、シミュレーション解析モデルによる評価の妥当性を確認することができたので、それらについて報告する。

報告書

地震に関する調査研究(XIV)(総合報告書)

山内 睦文*

PNC-TJ1552 98-002, 773 Pages, 1998/03

PNC-TJ1552-98-002.pdf:28.07MB

昭和59年(1984年)から発足した「地震に関する調査研究委員会」の研究活動は、本年第14年目をもって大方終了した。当初の4年間は宮城県細倉鉱山で地震観測を実施したが、同鉱山の閉山により岩手県釜石鉱山へ観測システムを移設した。それから既に10年を経過したが、この間地震計を逐次増設しながら、観測の重点を地震観測から次第に、地震発生時における地下水理現象の変化を把握することへと移行し、それに必要な水圧、水量、水質等の地下水理観測機器等の増設を行った。特に平成8年度には、水圧変化と地震動の関係を解析するための岩盤歪みを測定する歪計を、安定した高性能が実証されている石英管型に改良するなど、観測データの充実に努力して来た。観測データの解析には主に電力中央研究所が当って来たが、委員会の中に地下水理解析および地震動と地下室間の安定性を解析する2つの専門的ワーキンググループを編成し、夫々の解析結果について検討を重ね、本委員会に計ると云う形で調査研究を進めて来た。93%程度の高い湿度と鉱山特有の粉塵の多い坑内環境で、多種多様な精密観測機器の点検保守には多大の努力が必要であったが、現場観測業務は平成10年3月末で終了することになった。本報告書は、主として釜石鉱山における10年間の調査研究業務を総合報告書として取り纏めたもので、その内容は14年間に亘る本委員会の調査研究活動を概括的に述べた第1章を始めとし、観測現場となった釜石鉱山の地形・地質から観測装置の諸元、観測結果および解析考察結果について出来るだけ詳細に記述したものである。また、この間に発生した東北地方の大型地震を始めとする貴重な観測データが蓄積されているので、それ等の諸データを、地震と地下水理に分けたデーター集としてCD-ROMに収録したものを付録として添付した。これらのデータは今後の地層科学研究に有用な資料となることが期待される。

報告書

人工バリアシステムの耐震性評価手法の開発(概要)

森 康二*; 根本 敦史*; 田中 由美子*; 西村 和哉*

PNC-TJ1458 98-004, 33 Pages, 1998/02

PNC-TJ1458-98-004.pdf:1.22MB

本研究は、高レベル放射性廃棄物の地層処分システムに於ける人工バリアの耐震安定性の評価を目的として、以下の研究を実施したものである。(1)実処分場を想定したニアフィールドの耐震安定性評価を目的に、動燃殿で整備している仮想地質モデル情報に基づく地中地震波の推定を行った。(2)前年度に引き続き、3次元地震応答解析コードの機能追加を行った。本年度は地盤中あるいは地盤と構造物間の不連続性を考慮するジョイント要素の追加を行った。(3)改良したコードの妥当性を確認するため、ジョイント要素の基本的な変形モードの確認ならびに汎用有限要素解析コードSOLVIAを用いたベンチマーク解析を行った。(4)1/2.5スケール人工バリアの振動実験データに基づき、解析コードおよびモデルの妥当性の検討を行った。(5)第2次取り纏めに向けたレファレンスケースの諸条件を用いたニアフィールドの地震応答解析を行い、耐震安定性の評価検討を行った。

報告書

安全研究成果の概要(平成8年度-核燃料サイクル分野)

not registered

PNC-TN1410 97-045, 24 Pages, 1997/12

PNC-TN1410-97-045.pdf:8.07MB

平成8年度の事業団における安全研究は、平成8年3月に作成した安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に基づき実施してきた。本報告書は、核燃料サイクル分野(核燃料施設等、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施設関連の課題)について、5ケ年計画の最初の年度である平成8年度の研究成果を安全研究基本計画の全体概要と併せて整理したものである。

報告書

人工バリアの地震応答解析モデル/コ-ドの開発(V)(概要)

森 康二*; 根山 敦史*; 田中 由美子*; 西村 和哉*

PNC-TJ1458 97-004, 26 Pages, 1997/02

PNC-TJ1458-97-004.pdf:0.88MB

本研究は、高レベル放射性廃棄物の地層処分システムに於ける人工バリアの耐震安定性の評価を目的として、以下の研究を実施したものである。(1)実処分場を想定したニアフィールドの耐震安定性評価を念頭に、地下深部に於ける地震観測事例を調査した。(2)前年度に引き続き、3次元地震応答解析コードの機能追加を行った。本年度は実処分環境に於ける周辺岩盤のモデル化に伴い、地盤の半無限性を考慮する粘性境界要素の追加を行った。(3)改良コードの妥当性を確認するため、簡易モデルによる定性的な検証解析、ならびに動燃事業団殿所有の総合地盤解析システムSIGNASによるベンチマーク解析を行った。(4)防災科学研究所で実施された1/5スケール人工バリアの振動実験への情報提供(固有値、緩衝材の乾燥密度の影響など)を目的として、予備解析を行った。(5)実処分場を想定したニアフィールドのパラメータ解析を行い、耐震安定性の評価検討を行った。

報告書

人工バリアの地震応答解析モデル/コ-ドの開発(V)

森 康二*; 根山 敦史*; 田中 由美子*; 西村 和哉*

PNC-TJ1458 97-003, 179 Pages, 1997/02

PNC-TJ1458-97-003.pdf:5.75MB

本研究は、高レベル放射性廃棄物の地層処分システムに於ける人工バリアの耐震安定性の評価を目的として、以下の研究を実施したものである。(1)実処分場を想定したニアフィールドの耐震安定性評価を念頭に、地下深部に於ける地震観測事例を調査した。(2)前年度に引き続き、3次元地震応答解析コードの機能追加を行った。本年度は実処分環境に於ける周辺岩盤のモデル化に伴い、地盤の半無限性を考慮する粘性境界要素の追加を行った。(3)改良コードの妥当性を確認するため、簡易モデルによる定性的な検証解析、ならびに動燃事業団殿所有の総合地盤解析システムSIGNASによるベンチマーク解析を行った。(4)防災科学研究所で実施された1/5スケール人工バリアの振動実験への情報提供(固有値、緩衝材の乾燥密度の影響など)を目的として、予備解析を行った。(5)実処分場を想定したニアフィールドのパラメータ解析を行い、耐震安定性の評価検討を行った。

報告書

SWAT-3改造詳細設計

大音 明洋*; 唐沢 博一*; 青木 俊夫*; 渡部 一郎*; 塩田 達也*; 秋田 晴夫*

PNC-TJ9164 96-023, 1167 Pages, 1996/07

PNC-TJ9164-96-023.pdf:23.37MB

蒸気発生器(SG)伝熱管の設計基準水リーク(DBL:Design Basis Leak)評価手法の整備とその妥当性を,水リーク時のナトリウム┼水反応事象を模擬した総合的な試験により確認するため,既説のSWAT-3の改造内容に関し,詳細設計を行い,以下の結果を得た。(1)試験内容・条件の確認平成6年度に設定した試験項目,内容,計装等の試験計画を確認するとともに,試験条件・試験方法の見直しを行った。また,SWAT-3試験装置の構造健全性を確認するために,圧力と温度に着目したNa┼水反応準定常圧解析を実施し,構造健全性上問題ないことを確認した。また,改造SWAT-3を用いた多本数破断試験(BDBL)時の許容注水量及びその時の試験条件を確認した。(2)試験ループの確認主循環系(Na配管),純化系等の対象とする角配管系の設計条件,材質及び寸法設定の根拠を明確にするとともにSWAT-3全体系統図の作成を行った。試験ループの検討では,DBLの妥当性確認試験,接液型ラプチャ試験及び今後のBDBL試験を考慮した試験ループの考え方をまとめ,さらに注水管及び隣接管の注水方法,注水ノズル方向及び伝熱管配列の項目に対する試験方法の見直し検討を実施した。制御特性解析については,放出系の弁開閉に伴う圧力制御特性解析及び水注入系の弁開度,圧力設定条件をパラメータとして注水管・隣接管流量制御特性解析を実施し,良好な制御特性が得られることを確認した。また,音響検出系の検討では,パッシブ法及びアクティブ法の開発にあたって必要となるそれぞれの評価項目に対してSWAT-3試験において実施すべき内容をまとめ,音響検出計試験ケースの検討を実施した。また,パッシブ法及びアクティブ法のデータ採取に対する検出器の具体的設置について検討を実施した。さらに,計測システム構成の検討の結果,システムへの要求事項を満足させる高速ディジタル信号処理システムを採用することが非常に有効であることがわかった。(3)機器等の設計反応容器,配管等について構造解析条件及び耐震解析条件の検討を行い,それに基づき,応力解析及び耐震解析を実施し,構造健全性上問題ないことを確認した。反応容器,水加熱器等の機器について,計装品取付計画,組立手順計画,輸送治具計画及び据付手順計画等の検討を実施した。また,これらの機器・配管の製作に係わる試験検査項目を

報告書

受動的安全性を強化した大型FBRプラント

林 秀行; 一宮 正和; 永沼 正行

PNC-TN9410 96-062, 186 Pages, 1996/02

PNC-TN9410-96-062.pdf:5.83MB

水素化ジルコニウム添加によりドップラー係数を強化したスペクトル調整窒化物燃料炉心を採用した130万kWe級大型FBRプラント概念を構築した。炉心設計においては、水素化ジルコニウムの添加割合を最適化することにより、径ブランケット層数1層の条件で増殖比1.2を満足できた。また、炉心径の縮小により原子炉構造設計への負担が軽減された。炉心安全性については、流量喪失スクラム失敗事象(ULOF)及び過出力スクラム失敗事象(UTOP)に対しても炉心固有の反応度特性のみで冷却材沸騰を防止できており、固有安全炉心と呼べるレベルにまで安全性が向上されている。また、ヘッドアクセスループ型炉に特有の部位についての過渡時熱応力、地震時変位及び流量急減時の炉心支持板変位等を評価してプラントの健全性を総合的に確認した。主要設備物量から建設コストの予測を行った結果、同じ出力の軽水炉を100とした時に、本大型FBRプラントの建設コストは130$$sim$$140であることが示された。

報告書

東海再処理施設耐震性再確認用地震波の作成及び主要建物の動的解析報告

瓜生 満; 篠原 孝治; 見掛 信一郎; 近藤 俊成*

PNC-TN8410 95-395, 96 Pages, 1995/12

PNC-TN8410-95-395.pdf:3.68MB

兵庫県南部地震(1995.01.17)は近大都市を震度7の激震が襲い、死者5千数百名、全壊家屋9万数千棟、半壊家屋8万数千棟という大きな被害地震として記録された。この中で、鉄筋コンクリート造の建物についても1971年(昭和46年)以前の「旧耐震」ビルに大きな被害を及ぼし、1981年(昭和51年)以後の「新耐震」ビルに対しても移行期を含めて被害が生じた。東海事業所の再処理施設は「新耐震」以前に建てられた物であるが、主要な再処理施設建物については設計時に「RC柱の帯筋間隔規定の強化改正」を先取りしたり、動的解析により耐震性を確認する等十分な配慮がなされている。しかし、今回の兵庫県南部地震を契機とし、原子力施設の耐震性に大きな関心が集まっているなかで、再確認計算を求められていることもあり、再処理施設のうち分離精製工場(MP)、高放射性廃液貯蔵場(HAW)の動的解析を最新の知見に基づき行った。解析の結果、指針による基準地震動S1及びS2に対して耐震性を有していることを確認した。

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