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論文

Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazard of low temperature and snow for sodium-cooled fast reactors

西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00079_1 - 18-00079_17, 2018/08

A probabilistic risk assessment (PRA) should be performed not only for earthquake and tsunami which are major natural events in Japan but also for other natural external hazards. However, PRA methodologies for other external hazards and their combination have not been sufficiently developed. This study is aimed at developing a PRA methodology for the combination of low temperature and snow for a sodium-cooled fast reactor which uses the ambient air as its ultimate heat sink to remove decay heat under accident conditions. The annual exceedance probabilities of low temperature and of snow can be statistically estimated based on the meteorological records of temperature, snow depth and daily snowfall depth. To identify core damage sequence, an event tree was developed by considering the impact of low temperature and snow on decay heat removal systems (DHRSs), e.g., a clogged intake and/or outtake for a DHRS and for an emergency diesel generator, an unopenable door on necessary access routes due to accumulated snow, failure of intake filters due to accumulated snow, and possibility of water freezing in cooling circuits. Recovery actions (i.e., snow removal and filter replacement) to prevent loss of DHRS function were also considered in developing the event tree. Furthermore, considering that a dominant contributor to snow risk can be failure of snow removal around intakes and outtakes caused by loss of the access routes, this study has investigated effects of electric heaters installed around the intakes and outtakes as an additional countermeasure. By using the annual exceedance probabilities and failure probabilities, the event tree was quantified. The result showed that a dominant core damage sequence caused by a snow and low temperature combination hazard is the failure of the electric heaters and the loss of the access routes for snow removal due to low temperature and snowfall which last for a day, and daily snowfall depth of 2 m/day.

論文

確率論的安全評価手法を用いた事故故障事例評価に基づく定量的なリスクトレンド; 米国原子力規制委員会による「前兆事象評価」結果に基づく分析

渡邉 憲夫

日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.396 - 406, 2004/12

米国原子力規制委員会は、原子力発電所で発生した事故・故障事例の中から炉心損傷に至る可能性のある事象を同定するために、確率論的安全評価手法を用いた前兆事象評価(ASP評価)を行っており、これまでに、数多くのリスク上重要な事象を特定している。ASP評価の結果には、原子力発電所に対してリスク上重要な知見を導出したり、原子力発電所におけるリスクのトレンドを監視するための有用な情報が含まれている。本研究では、ASP評価結果をもとに、前兆事象の発生頻度と年間炉心損傷確率という2つの定量的なリスク指標を用いて、そのトレンドを分析した。その結果、米国における原子力発電所のリスクは減少傾向にあり、また、リスク上重要な事象の発生頻度も著しく低下していることが明らかとなった。さらに、この分析を通して、原子力発電所におけるリスクのトレンドを定量的に示すことができることを実証し、今後のリスクトレンドを監視するうえで、この2つの指標の有用性を確認することができた。

報告書

地震時システム信頼性解析コードSECOM2の使用手引

内山 智曜; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 渡辺 裕一*; 田村 一雄*

JAERI-Data/Code 2002-011, 205 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-011.pdf:8.52MB

本報告書は、地震に対する原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)におけるタスクの1つであるシステム信頼性解析を目的として原研で開発してきた地震時システム信頼性解析コードSECOM2の使用手引としてまとめたものである。SECOM2コードには、炉心損傷または任意の頂上事象の発生条件を表すフォールトツリーとそれを構成する機器等の耐力や応答に関する情報、地震危険度曲線等を入力として、応答係数法に基づいた地震動レベルごとの機器損傷確率やシステム機能喪失確率の計算,当該サイトでの地震危険度曲線を組み合わせた事故シーケンスの発生頻度や炉心損傷頻度の計算,さまざまな指標を用いた重要度評価,不確実さ解析,応答及び耐力の相関性を考慮した炉心損傷頻度の評価等を行う機能がある。本報告書では、これらSECOM2の機能について計算方法を示し、各機能を用いる際の具体的な使用方法について説明する。

報告書

試験・研究炉の性能向上に関する研究

桜井 文雄

JAERI-Research 99-016, 84 Pages, 1999/03

JAERI-Research-99-016.pdf:2.97MB

最近の試験・研究炉の利用ニーズは、原子力科学の発展に伴いますます高度化及び多様化してきている。また、原子炉として求められる安全性は、動力炉と同様年々厳しくなってきている。このような状況下において、試験・研究炉を先端的研究用ツールとしてより有効に活用していくためには、完全性の向上も含む性能向上を常に図る必要がある。本研究においては、中性子源としての原子炉性能向上の観点からJMTR用高性能燃料要素について、実験利用施設としての利用性能の向上の観点からJMTRにおける高速中性子照射量の評価法について及び原子炉施設の安全性の向上の観点から水冷却型試験・研究炉の冠水維持装置サイフォンブレーク弁の性能評価法について検討した。

論文

シビアアクシデント研究に関するCSARP計画の成果

杉本 純; 橋本 和一郎*; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 丸山 結; 上塚 寛; 更田 豊志; 中村 武彦; 早田 邦久; 片西 昌司*

日本原子力学会誌, 39(2), p.123 - 134, 1997/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所は1982年以来、米国原子力規制委員会(NRC)が主催するシビアアクシデント研究に関するCSARP(旧称SFD)計画に参加し、原子炉を用いた大規模実験のデータやNRCが開発した解析コード等を入手してきた。また、入手するデータを分析・評価し、解析コードを検証するため、原研でも事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画などの実験を実施するとともに、原研独自の解析コードの開発を進めてきた。本稿では、これまでのCSARP計画で得られた主な成果を中心に、CSARP計画の概要、我が国への反映と貢献について解説する。

論文

Application of PSA methodology to design improvement of JAERI passive safety reactor (JPSR)

岩村 公道; 新谷 文将; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(4), p.316 - 326, 1996/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.78(Nuclear Science & Technology)

確率論的安全評価(PSA)の手法を原研型受動的安全炉JPSRの設計改良の妥当性評価に適用した。起因事象としては、大破断LOCA、中破断LOCA、小破断LOCA、SGTR、主蒸気管破断、外部電源喪失、主給水喪失及びその他過渡事象の8事象を選定し、安全システム機能喪失確率はフォールトツリー解析により求めた。その結果、炉心損傷頻度は旧設計よりも大幅に改善され、現行PWR以下となった。これは発生頻度の高いNon-LOCA事象に起因する炉心損傷頻度が、加圧器水位上昇により作動するNon-LOCA用余熱除去系の追加により、3桁以上低下したためである。LOCA事象に起因する炉心損傷頻度は旧設計と同程度であり、炉心補給水系統の削減によっても安全性は損なわれないことが確認できた。感度解析の結果、機能喪失確率及び共通原因故障の不確定性を考慮しても十分な安定余裕が確保できることが分かった。

論文

Seismic probabilistic safety assessment methodology development and application to a model plant

傍島 眞; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 水野 義信*; 村松 健; 蛯沢 勝三

10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.629 - 636, 1996/00

原子炉の炉心損傷に至り得る外的事象のうち、我が国で重要と考えられる地震について、PSA手法の研究と開発を実施し、炉心損傷に至る機器損傷の頻度を評価する手法を確立した。当初は比較的単純なモデルにより、BWRに適用し、得られた理解をモデルの改良に反映し、設計条件等の影響因子を特定した。炉心損傷頻度まで求めるコードによる計算から、交流電源の機器の耐力すなわち機能維持が、炉心損傷に大きな影響を及ぼすことが認識された。ディーゼル発電機は構成要素の総体としての耐力で破損が決定付けられ、軸受の損傷が代表的モードとなることなどが明らかになった。他の機器についても個別の方法で耐力評価を行っており、地震ハザードの不確実性を小さくし、地震PSAの利用、免振への応用などを通じて原子炉の安全向上を図って行く。

論文

軽水炉シビアアクシデント時の伝熱流動

杉本 純

伝熱研究, 34(133), p.52 - 59, 1995/04

軽水炉のシビアアクシデント時の伝熱流動は、炉心の大幅な損傷や溶融が伴うことから、溶融炉心と冷却材(気液二相)の相互作用、溶融炉心とコンクリートの反応、水蒸気ないし水素雰囲気中でのFPエアロゾルの挙動や水素の一次系や格納容器内での挙動など、一般に多成分・多相流が関与するとともに、現象として極めて複雑・多様であることに大きな特徴がある。本稿では、アクシデントマネジメントも含めた軽水炉のシビアアクシデント時の主な伝熱流動現象について、原研の成果を中心に研究の現状と今後の課題をまとめた。

報告書

照射済みUO$$_{2}$$ペレットの加熱による炉外EP放出実験

石渡 名澄; 永井 斉

JAERI-M 85-199, 16 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-199.pdf:0.68MB

LWRの燃料損傷事故条件下での燃料からのFP放出割合については、NUREG-0772において貝体的な数値データが提出された。上出の数値データを評価するため、相対的に小規模の実験装置を用いる測定方法を開発した。1500$$^{circ}$$C以上の温度範囲において、燃料からのFPのCsの放出割合は相対的に大きいので、高周波誘導加熱炉を含む実験装置を用いて、照射済みUO$$_{2}$$ペレットからの$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放出割合を測定した。照射済みUO$$_{2}$$ペレットはNSRR及びJMTR-RABBITを用いて製作した。加熱実験において、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放出割合は、NSRR照射のペレットでは0.51(Ar、12.2分加熱、1500~2080$$^{circ}$$C)、RABBIT照射のペレットでは、それぞれに0.63、0.59、0.81及び0.78(Ar、10.7分加熱、1500~1740$$^{circ}$$C;Ar、32.8分加熱、1500~2255$$^{circ}$$C;Ar+蒸気、22.0分加熱、1500~2230$$^{circ}$$C;Ar+蒸気+H$$_{2}$$、14.0分加熱、1500~2030$$^{circ}$$C)であった。

報告書

ハルデン出力急昇実験中のBWR型燃料棒に生じた異常な直径増加と陥没

柳澤 和章

JAERI-M 85-197, 95 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-197.pdf:1.68MB

ハルテン炉内に設けたBWR型軽水ループにて、出力急昇実験を行ったところ、2本の燃料棒に予想外のPCIふるまいが観られた。1つは、14MWd/kgUまで予備照射した直径ギャップ0.10mmの燃料棒に於けるらので、高線出力での直径が殆んど軸方向の伸びを伴なわずに、著しく増加したふるまいである。別の1つは、8MWd/kgUまで予備照射した直径ギャップ0.23mmの燃料棒に於けるもので、出力急昇後の定出力保持中に行った直径測定により、直径の大きな陥没が生じたふるまいである。計装機器からの炉内データや照射後試験からの評価データを用い、それらの原因究明を行った。その結果、それら予想外のPCIふるまいの主たる原因は、出力急昇リグ内のトランスフォーマー取付け位置で生じた。燃料棒の冷却不足であることが判明した。燃料被覆は高温化した冷却材で軟化し、冷却材外圧によって陥没を生じたと考えられる。

報告書

炉心損傷事故解析および研究の現状; 炉心損傷事故調査解析タスクフォース報告書

炉心損傷事故調査解析タスクフォース; FPサブグループ委員*

JAERI-M 84-055, 454 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-055.pdf:14.1MB

本報告書は、SCDに関連する諸問題に関し、できるだけ定量的な検討を加えることを目標として1982年5月に再編成されたタスクフォースの、約1年半の作業結果をまとめたものである。この間に調査、検討した項目は次のとおりである。(1)炉心損傷研究の目的、必要性の検討 (2)わが国において実施すべき現象論的炉心損傷事故研究の検討 (3)炉心損傷事故解析と重要事故シーケンスの検討 (4)SCDに関する重要な物理現象の検討 (5)研究の現状調査

報告書

炉心損傷に関する研究の現状と課題

川崎 了; 生田目 健; 村尾 良夫; 成富 満夫; 内田 正明; 星 蔦雄; 西尾 軍治; 藤城 俊夫; 塩沢 周策; 植田 修三; et al.

JAERI-M 82-039, 201 Pages, 1982/05

JAERI-M-82-039.pdf:6.73MB

安全工学部と安全解析部からタスクフォースを編成し、炉心損傷事故における各事象、研究の現状について調査し、今後必要と思われる研究課題について検討を行った。上記の調査、検討の結果を、炉心損傷事故シーケンス、炉心崩壊・融体挙動、FPの挙動、水素の発生・爆発、水蒸気爆発、格納容器の健全性に分けて、独自の解析評価を含めてまとめた。

論文

Post-facta analysis of the TMI accident, II; Analysis of fuel rod behavior or core damage estimation by use of the TOODEE2-J

田辺 文也; 松本 潔; 吉田 一雄; 下桶 敬則

Nucl.Eng.Des., 69(1), p.37 - 42, 1982/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:33.51(Nuclear Science & Technology)

TMI事故での燃料棒挙動および炉心損傷の程度を推定するための解析を、事故発生より三時間にわたる期間についてTOODEE2-Jを用いて行った。解析に必要な炉心水位、蒸気流量、炉心入口流量等のデータは、RELAP4/MOD6/U4/J2の熱水力学的解析結果を基に作成した。解析結果より、炉心周辺部の出力の低い燃料棒以外のすべての燃料の被覆管は、事故後7600から8000秒の間に破裂し、炉心の上半分のジルカロイは大部分が溶融し、事故発生後三時間の間に、全ジルカロイの43.5%が酸化したと推定される。この酸化量は、797.7ホンドの水素発生に対応する。以上の解析結果より、TMI事故での炉心損傷は事故発生後3時間の間に起ったのもと推測される。

口頭

安全向上策に関わる技術課題,1; 事故時の炉心損傷防止

西 義久*; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 山田 英朋*; 中村 秀夫

no journal, , 

2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、シビアアクシデントなど従来の設計基準を超える事故が発生した場合に、炉心損傷の防止を図る上で重要と考えられる技術的課題を整理、報告するものである。技術課題としては、沸騰挙動と二相水位の変化、露出部燃料の冷却特性、代替注水を目的とした減圧時の挙動や注水のサブクールの影響、代替注水として利用された海水などの成分の影響、燃料被覆管の酸化挙動、2次冷却系を用いた除熱の有効性実証、使用済み燃料プール(SFP)内燃料の冷却などが挙げられるが、ここでは、過渡的な沸騰挙動と二相水位の変化、代替注水された海水などの成分の影響、SFP燃料の冷却の研究計画の概略を説明する。

口頭

Post-test analysis of the CMMR-4 test bundle

間所 寛; 山下 拓哉; 佐藤 一憲

no journal, , 

The test bundle of the latest test CMMR-4, Core-Material Melting and Relocation experiment, consists of 48 fuel rods filled with ZrO$$_{2}$$ simulant pellets with Zircaloy claddings, a control blade with B$$_{4}$$C particles in SS tube and sheath, two Zircaloy channel box walls, and lower support structures. The height of the test bundle was 80 cm and the heating system of the test was the plasma heating, which enabled melting of the oxide simulant fuel pellets. The test confirmed that macroscopic gas permeability existed until the ceramic-fuel melted and that the hot fuel rods tended to remain as columns in the core region, which suggests the heating of the support structure in earlier phase is unlikely. This information is useful not only for 1F decommissioning but also for further understanding of a BWR severe accident progression. The test bundle was cut by using the abrasive waterjet (AWJ) technique that uses abrasive garnet of 150-300 micro m with feed rate of approximately 1.5 kg/min. In order to cut off about 30 mm of ZrB$$_{2}$$ spot contained in the relocated melts, 750 liters of water, 84 kg of garnet and one nozzle replacement were necessary. The EPMA and XRD analyses of the cross-section showed that the place where repelled the garnet-contained waterjet contained ZrB$$_{2}$$. Since the cutting by AWJ technique has the property of selectively abrading the soft spots of the material, it must be noted that, in case of utilizing the technique in 1F decommissioning, garnet might be repelled by a hard boride and abrades places which were not expected.

口頭

Development of the accident management measures in the prototype sodium-cooled fast reactor in Japan

栗坂 健一

no journal, , 

The purpose of this presentation is to provide practical examples in the development of accident management programmes for advanced reactors. As part of development of sodium-cooled fast reactor (SFR) in Japan, JAEA developed the prototype SFR. To enhance the provisions in defense-in-depth (DiD) level 4, accident management (AM) measures of the prototype SFR in Japan were studied and developed. The scope of topics is focused on AM measures for prevention of core damage. Fundamental safety functions of the prototype SFR are (1) reactor shutdown, (2) maintaining reactor coolant level, and (3) decay heat removal. For each safety function, challenge mechanisms, plant vulnerabilities, and plant capabilities were considered in the AM development process. Representative AM measures for the safety functions are (1) de-energizing the control rod holding electromagnet, (2) siphon-break of the leak path against second leak in the primary heat transport system, and (3) switching to natural circulation cooling.

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