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小野田 雄一; 栗坂 健一; 山野 秀将
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05
本研究の目的は、破損拡大抑制技術を用いた超高温時における原子炉構造物のレジリエンス向上策の有効性評価手法を開発することである。まず、レジリエンスを向上させる可能性のある事故シーケンスを特定するため、日本の次世代ループ型ナトリウム冷却高速炉(SFR)を対象としてレベル1 PRA及びレベル2 PRAのイベントツリーを分析し、その特性を調査した。その結果、候補となる事故シーケンスとして除熱機能喪失事象の事故シーケンスを特定した。LOHRSに至るすべての事故シーケンスについて、レジリエンス向上策の導入前後の炉心損傷頻度の低減率を定量化することでレジリエンス向上策の有効性を評価するという方法論を考案した。次世代ループ型SFRを対象として予備評価を行い考案した方法論の適用性を確認した。これにより有効性評価の方法を開発することに成功した。今後、レジリエンス向上策の条件付成功確率の精緻化を行う予定である。
向 泰宣; 中道 英男; 小林 大輔; 西村 和明; 藤咲 栄; 田中 秀樹; 磯前 日出海; 中村 仁宣; 栗田 勉; 飯田 正義*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
東海再処理工場では、2007年の運転以降、長期間、プルトニウムを溶液の状態で貯蔵している。硝酸Pu溶液は、全電源喪失時に水素爆発や沸騰に伴う事故により放射性物質を施設外に放出するリスクがあり、2011年の東日本大震災以降、原子力機構は硝酸Pu溶液貯蔵時の潜在的なリスクについて評価を実施し、2013年に貯蔵中の硝酸Pu溶液(約640kgPu)の潜在的なリスクを低減するため、当該溶液をMOX粉末に転換し、固化・安定化を図ることを目的としたプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)の運転を計画した。PCDFの運転をリスク低減化活動の一環として新規制基準の適用を受けずに実施するため、緊急安全対策等の原子力安全に係る必要な対策を実施し、原子力規制委員会より運転実施の了解が得られた。その結果、PCDFの運転を2014年の4月28日から開始し、2016年8月3日に約2年間の処理運転を計画通り無事に完遂した。
廣田 耕一; 箱田 照幸; 田口 光正; 瀧上 眞知子; Kim, H.; 小嶋 拓治
Environmental Science & Technology, 37(14), p.3164 - 3170, 2003/07
被引用回数：45 パーセンタイル：65.43(Engineering, Environmental)温度200
Cのごみ燃焼排煙中のダイオキシン類の削減を目的に、電子ビームを応用した。その結果、1000m
N/hの排煙に対して14kGy照射することにより90%以上の分解率が得られた。ダイオキシン類の分解は、OHラジカルとの反応によって開始され、エ-テル結合の解離,ベンゼン環の開環,脱塩素が引き続き起こると考えられる。フランの場合は脱塩素化により低塩素化フランの生成を伴うため、ダイオキシンと比べ低分解率となった。
廣田 耕一; 箱田 照幸; 田口 光正; 瀧上 眞知子*; 小嶋 拓治
Proceedings of 9th International Conference on Radiation Curing (RadTech Asia '03) (CD-ROM), 4 Pages, 2003/00
流量1,000m/hN,温度200度の条件で、ダイオキシン類を含むごみ燃焼排煙に電子ビームを照射した。その結果、吸収線量の増加に伴いダイオキシン類の分解率が高くなり、14kGyでその値は90%に達した。また、ダイオキシンとフランの分解挙動について考察を行った。
内海 隆行*; Koga, J. K.
Computer Physics Communications, 148(3), p.281 - 290, 2002/11
被引用回数：1 パーセンタイル：6.90(Computer Science, Interdisciplinary Applications)レーザーの固体やプラズマへの照射におけるプラズマの状態解析においては、大量・高精度な原子素過程データが必要であるために、現在、原子構造・衝突輻射断面積計算コードの開発を進めている。原子構造コードにおいては、Multiconfiguration Dirac-Fock(MCDF)方程式の解を高精度に求めることが重要な要件である。従来、2点境界値問題であるMCDF方程式の解法としては差分法による積分とシューティング法を組み合わせたものが用いられてきた。これは、適応範囲に制約があることが難点であった。このため、ここでは、Green関数によるMCDF方程式の求解という新しい高精度数値解法を提案する。この手法の特徴は、流体計算手法として開発されたCIP(Constrained Interpolation Profile)法により高精度Green関数を求める点にある。提案した数値解法を原子構造コードGRASP92に組み込み、良好な結果が得られ、本手法がコード開発のための基礎となる解法であることを確認した。
村松 一弘; 齋 和憲*
JAERI-Data/Code 2002-017, 101 Pages, 2002/08
JAERI-Data-Code-2002-017.pdf:5.65MB
地球シミュレータ用の可視化システムを開発した。地球シミュレータ上でのシミュレーションと同時にクライアントにおいてその結果を視覚化することができ、計算を行っている最中に、その計算及び可視化の為のパラメータを変更することも可能である。グラフィカルユーザインターフェースはJava appletで構築されており、そのためウェブブラウザさえあればよく、OSに非依存である。本システムはサーバ機能,ポストプロセッシング機能,クライアント機能で構成されている。本稿ではサーバ機能及びポストプロセッシング機能の使い方を中心に報告する。
山内 俊彦; 峰原 英介; 菊澤 信宏; 早川 岳人; 沢村 勝; 永井 良治; 西森 信行; 羽島 良一; 静間 俊行; 亀井 康孝*; et al.
環境科学会誌, 13(3), p.383 - 390, 2000/09
8塩化ダイオキシンであるOCDD及びOCDFの混合20ngにCO
レーザー及び自由電子レーザーを照射し、ダイオキシンの分解実験を行った。入射波長22
mと25mでは照射による変化は見られなかったが、COレーザーの照射では危険なダイオキシンはなくなり、分解に成功した。8塩化ダイオキシン試料は、4-7塩化ダイオキシン類似外に分解したことがわかった。
井上 賢紀; 鵜飼 重治; 浅賀 健男
JNC TN9400 2000-041, 29 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-041.pdf:1.18MB
実用化戦略調査研究における窒化物燃料オプションの実現性評価に資するため、窒化物燃料の照射挙動および設計評価用モデルに関する調査・検討を行った。(1)燃料ピン機械設計評価(CDF評価)への反映被覆管のクリープ寿命分数和の評価には、内圧変化(FPガス放出率)と被覆管減肉挙動(FCCI挙動)に関する情報が必要である。また、窒化物燃料は酸化物燃料に比較してFPガス放出率をかなり小さく抑えられる可能性があることが指摘されており、プレナム長さの低減による炉心燃料集合体の短尺化の可能性もある。そこで、窒化物燃料のFPガス放出挙動とFCCI挙動に関する過去の報告例を整理し、実績範囲を明確化するとともに、高燃焼度領域までの予測評価を行った。(2)燃料ピン仕様選定への反映燃料体積率向上の観点からはより高い燃料スミア密度の燃料ピン仕様が望まれるが、窒化物燃料は酸化物燃料に比較して燃料スエリングが大きく、FCMI挙動の観点からスミア密度には上限値(許容燃料スミア密度)が存在すると考えられる。そこで、窒化物燃料の燃料スエリング挙動に関する過去の報告例を整理し、実績範囲を明確化するとともに、高燃焼度領域に対する予測評価を行った。(3)水冷却オプション特有の問題に関する調査軽水炉あるいは超臨界圧水炉を発展させた高速炉概念に関連し、窒化物燃料と高温水との共存性に関する過去の報告例を整理した。
内海 隆行*; 佐々木 明
JAERI-Data/Code 2000-003, p.30 - 0, 2000/02
JAERI-Data-Code-2000-003.pdf:1.16MB
grasp92コードは、多電子配位原子の相対論的波動関数をMulti-configuration Dirac-Fock(MCDF)法で解く公開されたプログラムであり、原子特性計算に広く利用されている。grasp92コードはプログラムの集合体であり、genisoによる原子特性値(ISO)ファイルの生成、gencslによるコンフィギュレーション状態関数(CSF)ファイルの生成、genmcpによる角運動量結合係数(MCP)ファイルの生成、erwfによる動径成分波動関数(RWF)の初期推定計算、rscf92による平均エネルギーレベル(AL)計算、rci92によるコンフィギュレーション相関(CI)計算、oscl92による振動子強度計算については計算手順も明確であり、数値的に安定な計算を実行することができる。しかし、高精度計算の中心的役割を果たすrscf92による最適エネルギーレベル(OL)計算では、計算手順の自由度の高さから明確な手順が存在せず、しばしば数値不安定性を伴い高精度計算への障害となっている。このことから、本報告ではHe原子基底状態を例にとり数値安定的なEOL計算の手順の基本指針を示す。
石上*
PNC TN142 82-01, 45 Pages, 1981/07
PNC-TN142-82-01.pdf:1.0MBPNC-TN142-82-01REV.pdf:1.3MB
高速増殖炉実証炉(以下実証炉と呼ぶ)の計画が最も進んでいるのはフランスである。1,200MWeSuper‐Phe'nixI(Creys‐Marville発電所)の建設は順調に進み,臨界は1983年末の予定である。Mitterrand政権の出現により今後の計画は見直しを受けることになるが,これまでの計画によれば,1985年より2
1,500MWeプラントを1年半おきに6基建設し,2000年には高速増殖炉の設備容量を10
15GWeとすることになっていた。ヨーロッパでは,実証炉建設費資金分担の観点からフランスに1基(Super‐Phe'nixI)西ドイツに1基(SNR‐2)の建設にそれぞれ相手国が建設費を分担して,国際プロジェクトとする協定が成立し,後にイタリヤがこの協定に参加することになった。但しイタリヤはこの協定による実証炉は建設されない。さらにこの電力会社協定と並んで実証炉研究開発成果の交換,共同所有を目的としたエンジニアリング会社,国立研究所の協定の協定も成立し,実証炉技術の早期確立をはかっている。アメリカでは,古くから実証炉の概念設計研究が行われてきた。最新のものは「LMFBRConceptualDesingStudy」(以下CDSと呼ぶ)で,CRBR中止に対する議会と行政府の妥協案として発足した。CDSは1978年10月から開始され,1981年3月最終報告書が議会に提出され,現在議会で検討中である。当初の計画では,この検討結果により,問題のCRBRをスキップして実証炉(CDSではDevelopmentalPlantと呼ばれている)に進むかなど今後の進め方を決めることになっていた。CDSに対する議会の検討は1981年秋に完了する予定である。西ドイツは,300MWe原型炉SNR‐300の設計を発展させた1,300MWeの実証炉SNR‐2の概念設計およびこれに必要な研究開発が行われている。当初の計画では,SNR‐300運転1年後にSNR‐2を着工することになっていたが,SNR‐300完成の大幅な遅延(現在の見通しでは臨界は1985年もしくは1986年)および原子力に対する一般的な政策が確定できないため,SNR‐2の建設は具体化していない。イギリスは,250MWe原型炉PFRを発展させた1,300MWe実証炉CDFR(CommercialDemonstration
藤村 幸治*; 小川 隆*; 大木 繁夫; 竹田 敏一*
no journal, ,
核変換量と安全性に係わる反応度係数の調和を考慮したMA核変換炉心概念を開発している。本報告では、Na冷却高速炉を対象にMA均質装荷炉心の核設計を行い、11wt%のMAを含有する燃料を装荷し、ULOF時の炉心高さ方向の冷却材密度変化の分布を想定した実効的ボイド反応度を負とする炉心・燃料仕様を設定した。核設計の結果を基に、熱設計・燃料健全性評価を実施し、設計成立の見通しを得た。
宮本 正紀; 白水 秀知; 森田 稔; 藤咲 栄; 栗田 勉; 木村 雄一; 片岡 諭; 瀬谷 勝則*; 佐々木 俊一
no journal, ,
硝酸Pu溶液の固化安定化を目的とした運転を実施するため、Pu転換施設(以下「PCDF」という)の津波及び地震に対する安全性向上を図るために実施した内容について報告する。
上羽 智之; 矢野 康英; 大塚 智史; 永沼 正行; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.
no journal, ,
事故時高温条件における燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉の安全性を確保する上で極めて重要である。そのため、高速炉用9/12Cr-ODS鋼被覆管の1000Cまでの高温クリープ特性データを基に策定した破損寿命評価式を適用し、高速炉の事故時の被覆管の耐破損性を評価した。
