検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 29 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

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 4; Investigation of fuel loading effects in BWR spent fuel rack

東條 匡志*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 岩本 達也*; 小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 13 Pages, 2019/05

沸騰水型軽水炉の使用済燃料プールにおける、冷却水損失,冷却不全等による事故時の安全性向上を目的として、使用済み燃料ラック内における燃料配置手法の検討を3次元解析に基づいて実施した。その際、崩壊熱の正確な評価、ラック体系の熱伝達評価による燃料温度の把握、破損時の幾何形状なども考慮した臨界性等について考慮する必要がある。本研究においては、これらに関してそれぞれ3次元体系の解析コードによる評価を行い、それらの結果を総合的に検討することにより、事故進展に及ぼす燃料配置の影響について議論を行なった。またそれらの知見に基づき、安全性向上に寄与しうる燃料配置手法について考察を行なった。

論文

Creep damage evaluations for BWR lower head in severe accident

勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 加治 芳行; 逢坂 正彦

Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/08

東京電力福島第一原子力発電所のような沸騰水型原子炉(BWR)のRPV下部ヘッドは、形状が複雑で多数の制御棒案内管が存在するため、その破損挙動は複雑である。そこで我々は、重大事故時のBWR下部ヘッド破損について、クリープ損傷機構を考慮した熱流動構造連成解析に基づく評価手法を整備した。本研究では、事故シナリオの違いを想定し、溶融デブリの深さや発熱位置の違いが破損位置に及ぼす影響について評価した。その結果、BWR下部ヘッドの破損やデブリの流出は、貫通部における制御棒案内管やスタブ管で生じることを示した。

論文

Investigation of Zircaloy-2 oxidation model for SFP accident analysis

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 近藤 啓悦; 中島 一雄*; 金沢 徹*; 東條 匡志*

Journal of Nuclear Materials, 488, p.22 - 32, 2017/05

AA2016-0383.pdf:0.86MB

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

これまでにジルカロイ2被覆管の熱天秤による空気中酸化試験を行ったが、本研究ではそのデータに基づいて使用済み燃料プール(SFP)事故時の被覆管の酸化挙動の解析に適用可能な酸化モデルの構築を行った。その検証にあたり長尺被覆管の酸化試験に関して当該酸化モデルを適用した数値流体解析を行った。酸化試験はSFP事故を模擬した空気流量条件中で高温の温度勾配を付与して実施した。構築した酸化モデルを適用した解析は酸化試験での被覆管表面の酸化皮膜及び多孔質な酸化層の成長をよく再現し、酸化モデルの妥当性が確認できた。本研究の試験条件の範囲では空気流量条件の酸化挙動への影響は明らかには見られなかった。

論文

使用済み燃料プール事故条件での燃料被覆管酸化挙動

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*

材料と環境, 66(5), p.180 - 187, 2017/05

使用済み燃料プール(SFP)の冷却不全または冷却水損失による重大事故が発生した場合、使用済み燃料被覆管は空気中に露出し、崩壊熱による温度上昇が起こる。そのため空気中での被覆管の高温酸化の研究を行うことがSFPの安全性評価のために重要である。本研究では、燃料被覆管材料であるジルカロイ2(Zry2)およびジルカロイ4(Zry4)を用いて、温度および空気の流量を変化させた条件における熱天秤による酸化試験を行った。熱天秤の試験では試験温度の上昇に伴い酸化速度が上昇する傾向が見られたが、使用済み燃料ラック内でSFP事故時に想定される空気の流量範囲では、Zry2の場合は950$$^{circ}$$C以下、Zry4の場合は1050$$^{circ}$$C以下で明らかな流量の影響は見られなかった。一方、それ以上の温度では、流量が高い場合に酸化速度が顕著に速くなる傾向が見られ、その傾向は温度が高いほど顕著に現れた。空気中における酸化過程の詳細検討のため、酸化試験後、酸化層の詳細観察を行い、重量変化データとの比較を行った。その結果、重量変化は表面酸化膜の割れ以前の過程では、試料表面での緻密な酸化膜の成長に依存し、表面酸化膜の割れ以降の過程では、酸化膜の割れの下層での多孔質な酸化層の成長に依存することが明らかになった。

論文

使用済み燃料プール事故時の燃料被覆管の酸化挙動に関する研究

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*; 後藤 大輔*

腐食防食協会第62回材料と環境討論会講演集(CD-ROM), p.23 - 24, 2015/11

使用済み燃料プール(SFP)における冷却材喪失事故時の安全性向上に関する研究として、燃料破損につながる燃料被覆管の高温空気中での酸化挙動を把握するために、被覆管の短尺試料の均熱条件での酸化試験と長尺試料にSFPの水位低下時を模擬した温度分布を与えた条件での酸化試験を実施し、燃料被覆管の酸化挙動に及ぼす温度勾配及び予備酸化皮膜の影響に関する知見を得た。

論文

重大事故への対策

玉置 等史

テキスト「核燃料サイクル」(インターネット), 3 Pages, 2014/12

改正原子炉等規制法では、設計基準事故より厳しい条件で発生する事故を「重大事故」と定義し、重大事故への対策は、発電用原子炉施設のみを対象とするのではなく、再処理施設や加工施設等にも適用される。本報は、テキスト「核燃料サイクル」の「1-5 重大事故への対策」として、再処理施設及び加工施設での新規制体系における重大事故への対策の考え方等について概説する。

報告書

高速増殖炉もんじゅ建設地点における気象調査報告書(平成10年度)

not registered

JNC-TN4420 2000-009, 11 Pages, 2000/06

JNC-TN4420-2000-009.pdf:0.84MB

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」(以下「気象指針」)に基づき、高速増殖炉もんじゅ建設所(福井県敦賀市白木地区)における気象観測を実施した。「気象指針」は、発電用原子炉施設の平常運転時及び想定事故(重大事故及び仮想事故)時における線量当量評価に際し、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び大気拡散の解析方法を定めたものであり、昭和57年1月28日付の原子力安全委員会決定(平成元年3月27日及び平成6年4月21日に一部改定)によるものである。なお、白木地区における気象観測は、昭和51年11月より継続して実施している。

論文

Hot atom chemistry and severe accident of water cooled fission reactor

佐伯 正克

Handbook of Hot Atom Chemistry, p.637 - 646, 1992/00

水冷却炉の重大事故時における、核分裂生成物の放出挙動について論じた後、主にヨウ素について、放出後の化学形の変化、サプレッションプール等の水中に溶解後の放射線化学的化学形変化、さらにヨウ素イオン(I$$^{+}$$)及びテルルからの壊変時のヨウ素の挙動などについて簡単な解説を行なった。

口頭

使用済み燃料プールの事故時の安全性向上に関する研究,2; 燃料被覆管の空気中酸化挙動

根本 義之; 加治 芳行; 中島 一雄*; 東條 匡志*; 後藤 大輔*

no journal, , 

使用済み燃料プール(SFP)水位低下時の事象解析を目的とした重大事故解析コードの高度化においては、高温の被覆管材料の空気中での酸化挙動のモデル化及びコードへの取り込みが必要である。そのため著者らは、長尺の被覆管にSFP水位低下時を模擬した温度分布を与えた条件での酸化試験と、被覆管の小型サンプルの酸化試験を並行して実施し、その結果の比較から、酸化モデルの構築及び実炉のSFP条件への適用性検討を行うこととした。本報では、二つの酸化試験の結果及び今後の試験計画等について報告する。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方のピアレビュー,2; 国内レビューの概要

堺 公明

no journal, , 

もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会では、2014年7月に高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方をとりまとめた。これに対して、国内外の高速炉の安全性に精通した専門家によるレビューを実施した。本発表では国内レビューの結果概要について報告する。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方のピアレビュー,3; 国際レビューの概要

飛田 吉春

no journal, , 

もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会では、2014年7月に高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方をとりまとめた。これに対して、国内外の高速炉の安全性に精通した専門家によるレビューを実施した。本発表では国際レビューの結果概要について報告する。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方のピアレビュー,1; もんじゅの安全確保の考え方の概要と国内・国際レビューの進め方

中井 良大

no journal, , 

もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会では、2014年7月に高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方をとりまとめた。これに対して、国内外の高速炉の安全性に精通した専門家によるレビューを実施した。本発表では報告書の概要と国内・国際レビューの進め方について報告する。

口頭

格納容器熱流動挙動の試験計画

柴本 泰照; 安部 諭; 石垣 将宏; 与能本 泰介

no journal, , 

原子力機構では、重大事故対策に係る技術知見の拡充を目的として、原子炉格納容器内の熱流動及びエアロゾル移行等を研究するためのROSA-SAプロジェクトを進めている。本報では、研究計画の狙いとプロジェクトの中心となる大型試験装置の特徴、予備実験結果の概要について報告する。

口頭

使用済み燃料プールの事故時の安全性向上に関する研究,4; MAAPを用いた冷却機能喪失事象解析

西村 聡*; 佐竹 正哲*; 曽我 昇太*; 西 義久*; 加治 芳行; 根本 義之

no journal, , 

重大事故解析コードMAAP 5.03を用い、使用済み燃料プール(SFP)における冷却機能喪失事象等を対象とした過渡解析を実施し、SFP初期水位及び崩壊熱が被覆管破損時間や水素生成量に及ぼす影響を定量的に評価した。

口頭

使用済み燃料プールの事故時の安全性向上に関する研究,5; SAMPSONを用いた冷却機能喪失事象解析

森田 能弘*; 鈴木 洋明*; 内藤 正則*; 加治 芳行; 根本 義之

no journal, , 

本研究ではSAMPSONの既存モジュールを用いて使用済み燃料プールの冷却機能の喪失を想定した場合のモデルを作成し、事象の予備解析を行った。発表では使用済み燃料棒の温度上昇、溶融挙動等の解析結果を報告する。

口頭

CIGMA装置を用いた軽水炉格納容器熱水力挙動に関する最初の実験

柴本 泰照; 安部 諭; 石垣 将宏; 与能本 泰介

no journal, , 

シビアアクシデント対策の強化を特徴とする新たな安全規制を支援するために、原子力機構では、格納容器の熱流動及びエアロゾル挙動の調査を目的としたROSA-SAプロジェクトを開始し、その中核となる大型格納容器実験装置CIGMAの設計・製作を進めてきた。今般装置が完成し、試運転を含めた最初の実験が完了したため、結果概要を報告する。この実験では第一段階として、計画されている実験を網羅的に行うこととし、格納容器を模擬した試験部への蒸気注入による加圧、内部スプレイ及び外面冷却による減圧、水素移行調査のためのヘリウム成層浸食に関する実験を行い、基礎現象の把握とともに、装置全体としての性能やガス濃度分布及び粒子画像計測手法等の特殊な計測手法の検証を行った。概ね設計で意図した結果が得られ、計測に関する課題も抽出できた。今後、熱損失や容器内気体拡散等の装置特性を把握するための実験を行うとともに、事故条件における気体混合や冷却等の格納容器熱水力現象のメカニズム解明に資するデータを取得していく予定である。

口頭

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,8; ULOF炉心膨張過程/炉容器応答過程における評価

小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春

no journal, , 

高速炉の炉停止失敗事象における損傷炉心の熱エネルギ状態をパラメータとした炉心膨張解析を行い、膨張炉心を圧力源とみた場合にその特性を表す圧力-体積関係(P-Vカーブ)を評価した。さらに、得られたP-Vカーブを入力として構造応答解析を行い、炉容器胴部の構造健全性が維持される結果を得た。

口頭

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,2; ULOF起因過程における評価

川田 賢一; 石田 真也

no journal, , 

高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の起因過程における事象推移を評価・検討した。事象推移を支配する現象に関してCABRI試験等の知見を反映した標準的な評価条件では、即発臨界に至ることはなく、緩慢な事象推移となる見通しを得た。

口頭

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,4; ULOF遷移過程における評価

飛田 吉春; 鈴木 徹; 田上 浩孝

no journal, , 

高速炉の代表的な炉停止失敗事象である流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の遷 移過程における事象推移を評価・検討した。事象推移を支配する現象に関して試験的知見を反映した標準 的な条件では、炉心からの燃料流出によって反応度が低下し、即発臨界を超過することなく事象終息に至る。また、支配現象の不確かさを考慮すると即発臨界に至るが、有意な機械的エネルギは発生しない。

口頭

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要

鈴木 徹; 飛田 吉春; 堺 公明; 中井 良大

no journal, , 

な炉停止失敗事象(Anticipated Transient without Scram: ATWS)に対して、原子炉容器内終息(In-Vessel Retention: IVR)の成立性を検討した。検討においては、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。また、解析手法の妥当性について、最新の研究成果を踏まえた評価を併せて実施した。以上より、IVR成立の見通しを得た。

29 件中 1件目~20件目を表示