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報告書

溶液燃料の過渡臨界事象に伴う放射性ヨウ素及び希ガス等の放出挙動の検討(受託研究)

阿部 仁; 田代 信介; 永井 斉; 小池 忠雄; 岡川 誠吾; 村田 幹生

JAERI-Tech 99-067, p.23 - 0, 1999/09

JAERI-Tech-99-067.pdf:1.37MB

核燃料再処理工程では溶液状燃料を取り扱うために、異常な過渡変化を越える事象の一つとして想定されている溶解槽の臨界事故時には、放射性物質が気相中へ放出され、さらに槽ベント系へと移行していくことが予想される。このような事故の下での槽ベント系の安全性能を実証するために原研ではNUCEFのTRACYを用いて臨界事故時放射性物質閉じ込め機能試験を実施している。本報告書は、平成10年度における同試験で得られた研究成果をまとめたものである。

報告書

核融合実験炉施設の安全確保の一方法

岡崎 隆司*; 関 泰; 稲辺 輝雄; 青木 功

JAERI-M 93-112, 122 Pages, 1993/06

JAERI-M-93-112.pdf:4.05MB

核融合実験炉の安全確保の方法について提案する。核融合実験炉の安全上の特徴を踏えて、安全確保の考え方として、通常状態に対してはALARA(As Low As Reasonably Achievable)を、通常状態からの逸脱に対しては深層防護の考え方を用いることにする。この考え方に基づいた本方法は、機器の安全設計、この安全設計に対して安全上の見地から適切な要求を課すための安全機能の重要度分類の方法とその適用例、これらの妥当性を確認するために行う安全評価のための事象抽出法とそれを適用して求めた設計基準事象例等から構成されている。この一貫した方法で、核融合実験炉の安全確保は得られる見通しで、この方法は安全確保の有力な方法の一つになると考える。

報告書

モデル再処理施設の高レベル廃液貯蔵タンクにおける冷却能喪失事故のフォールトツリー解析

野村 靖

JAERI-M 91-160, 176 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-160.pdf:3.98MB

再処理施設の高レベル廃液タンクの冷却能喪失事故を取り上げ、事故シナリオの想定、フォールトツリーの構築、及びその解析を行い、事故発生確率を評価した。解析に用いたモデルプラント、故障率などの基礎データ、解析コードFTLは、ドイツのNUKEM社から導入した。本報告では、これらのデータ・解析コードを用い、フォールトツリー解析を行った結果について、モデルプラントの説明、解析方法と共に述べ、この種の解析を行ううえで必要な考え方、注意事項を示した。また、フォールトツリー解析結果による事故発生確率の評価を行い、システム信頼性向上のためのひとつの設計改良案を示すと共に、この種の事故が設計基準事象として、選定されるための要件すなわち、発生頻度及び事故影響の大きさを考察した。

口頭

BWR炉心安全性向上のためのSiC材料適用に向けた研究開発,2; SiC被覆管を用いたプラント過渡解析評価

武内 豊*; 垣内 一雄*; 佐藤 寿樹*; 白数 訓子; 齋藤 裕明; 山下 真一郎

no journal, , 

SiCを被覆管に適用した場合の過渡並びにLOCA時の燃料棒挙動を、現行のZry被覆管燃料挙動と比較し、事故耐性燃料(ATF)開発にあたっての設計基準(DBA)事象の観点からの開発課題を整理・検討する。

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