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山野 秀将; 岡村 茂樹*
Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 9 Pages, 2022/07
地震波を基に免震システムの有無で配管に対する地震応答解析を実施した。本研究では、既往研究に基づいて不確かさパラメータを設定することによってフラジリティ解析を実施した。解析結果を比較すると、免震技術はクリフエッジ効果を防ぐのに有効であることを示した。言い換えれば、免震プラントの耐震余裕は非免震プラントに比べて1.2倍大きい。応答低減効果を評価するため、本研究では不確かさパラメータとして機器の応答係数に着目した。物理的にありうる範囲で不確かさを考慮しても、免震プラントのHCLPF(5%破損確率相当95%信頼度値)は非免震プラントより2倍ほど高く、免震プラントに対して応答低減効果は有意であることが分かった。以上より、免震技術がクリフエッジ効果を避けるのに有効であることが示された。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一
Nuclear Engineering and Design, 308, p.86 - 95, 2016/11
被引用回数：7 パーセンタイル：51.66(Nuclear Science & Technology)本論文は、主にナトリウム冷却高速炉(SFR)の崩壊熱除去機能に関して外部ハザード評価及び事象シーケンス評価を通じて積雪の確率論的リスク評価(PRA)手法を記述する。典型的な日本のSFRサイトにおける最近50年間の気象データを用いて、日降雪深(降雪速度)と積雪深を日降雪深で除することで求められる降雪継続時間の組み合わせることで積雪ハザードカテゴリを設定した。各積雪ハザードカテゴリに対して、崩壊熱除去喪失を表すいくつかの分岐からなるイベントツリーによって、事象シーケンスを評価した。アクシデントマネジメントとして、除雪作業と空気冷却器ダンパ手動操作がイベントツリーに取り入れられた。また、アクセスルート失敗確率モデルもイベントツリー定量化にあたって開発された。本論文では、積雪PRAにより、炉心損傷頻度が10
/炉年以下であることを示した。支配的な積雪ハザードカテゴリは、1-2m/dayの降雪で0.5-0.75dayの継続時間の組み合わせであった。重要度解析及び感度解析によって、アクセスルート確保がリスクに対する寄与が高いこともまた示された。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.454 - 465, 2015/05
本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に強風PRA手法開発について述べる。強風PRA手法を開発するにあたって、まず、我が国で記録された気象データに基づき、ワイブル分布及びグンベル分布を用いてハザード曲線を推定した。得られたハザード曲線は、イベントツリー定量化のために5つのカテゴリに離散化した。次に、崩壊熱除去に関連した設備に対する破損確率を求めるために、2つの確率の積で表すことにした。すなわち、飛来物が崩壊熱除去系の空気吸気口と排気口に入る確率と飛来物衝突による破損確率の積である。イベントツリーに基づき最終的に得られた炉心損傷頻度は、グンベル分布で求められたハザード発生頻度の離散化した確率に条件付除熱失敗確率を乗ずることによって、約6
10
と推定された。支配的なシーケンスは、飛来物衝突による燃料タンク火災を従業員が消火できず、崩壊熱除去喪失に至ることであると導かれた。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05
本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に積雪マージン評価手法開発について述べる。積雪マージン評価には降雪速度と継続時間の組み合わせが指標となる。降雪中は除雪が期待できるから、除雪速度が降雪速度を下回ったときに除熱失敗と定義すると、その除熱失敗に至るまでの降雪継続時間がマージンとみなされるという積雪マージン評価手法を開発した。
野尻 直喜; 島川 聡司; 藤本 望; 後藤 実
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.283 - 290, 2004/10
被引用回数：12 パーセンタイル：60.66(Nuclear Science & Technology)本報告書はHTTRの起動試験及び出力上昇試験時の炉物理試験結果について記載したものである。この試験は高温ガス炉の性能と安全性を確認する目的で行われ、臨界近接,過剰反応度,炉停止余裕,制御棒価値,反応度係数,中性子束分布及び出力分布が測定された。測定結果と計算結果から予期していた炉心性能と必要な炉心安全性能を有することを確認した。
徳田 伸二
Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/00
二次元Newcomb方程式に随伴する固有値問題を解くことにより、理想MHD的な摂動に対するトカマクプラズマの安定性を判定することができる。この固有値問題は、不安定なプラズマに対する成長率を与えない。しかし、成長率と固有値の間の関係を与える分散関係式を構築でき、それによって、成長率を決定することができる。分散関係式は理想MHD的な摂動に対して臨界安定に近いMHDモードの安定性を解析するための効果的な、かつ、高速な方法を提供し、かつ、臨界安定に近い場合の非理想MHDモードに対し拡張できると期待される。
真木 紘一*; 今野 力; 前川 藤夫; 前川 洋; 林 克己*; 山田 光文*
Fusion Technology, 36(1), p.52 - 61, 1999/07
これまでの核融合炉の遮蔽設計では、安全側に見込んだ、いわゆる、安全ファクターを遮蔽計算値に乗じて遮蔽体の厚さを決定している。本論文では、遮蔽計算値の不確かさの起因カテゴリーを分析して遮蔽設計裕度を定義し、典型的な核融合実験炉を対象に、その物量に対する遮蔽設計裕度の感度解析を実施した。遮蔽実験解析結果等を考慮して実現可能と予想される遮蔽設計裕度として、ITERで採用されている安全ファクター3の代わりにその1/2に削減の可能性のある値1.5を採用すると、装置物量が約0.7%だけ低減できる。この結果は、装置コストが物量に比例すると想定し、典型的な核融合実験炉のコストとして10B$を仮定すると、遮蔽設計裕度に影響しない建屋、付属施設等も考慮して、コスト削減の感度として約55M$の低減に相当する。
山下 清信; 竹内 光男; 藤本 望; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 野尻 直喜; 田村 誠司*
日本原子力学会誌, 41(1), p.35 - 38, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)軽水炉等では制御棒を瞬時に挿入できることから、落下法による反応度測定で制御棒の全挿入が瞬時に完了しなければならない前提条件は満たされていた。反応度事故時でも燃料温度の上昇が緩慢であり安全上、制御棒を急速に挿入する必要がない高温工学試験研究炉では、制御棒駆動機構への負荷を軽減するため挿入時間は12秒以下としている。このような原子炉に従来の落下法を適用すると制御棒の反応度価値は大幅に過小評価され測定誤差が大きくなる。そこで、反応度を連続的に測定できるIKRD法を用いて落下時間が長い制御棒の反応度価値を測定できると考え、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)で確認実験を行った。実験及び解析結果の比較から、IKRD法を用いても反応度価値は、10%以下の誤差で測定できることを確認した。
藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 山下 清信; 茂木 春義
UTNL-R-0378, p.5.1 - 5.10, 1999/00
HTTRは1998年7月に燃料装荷を開始し、同年11月に初臨界を達成した。臨界近接では炉心外周部から燃料を装荷し、環状炉心で臨界とした。従来行われてきた1/Mの直線外挿では臨界予測が難しかったため、臨界量も調整した計算により評価した1/Mで測定値をはさみ込むことにより臨界量を予測することができた。臨界試験では、過剰反応度、炉停止余裕、中性子束分布、制御棒反応度価値、熱出力及び動特性パラメータ等の測定を行った。過剰反応度の測定では、制御棒の干渉効果により測定値は実際の値より小さくなる。そのため、解析により補正係数を求め、これを測定値にかけることにより補正を行った。炉停止余裕や中性子束分布測定では、解析値は測定値もよく模擬できていることがわかった。今後、試験結果の検討を進め、解析の高度化を図ることとしたい。
藤本 望; 野尻 直喜; 中野 正明*; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信
JAERI-Tech 98-021, 66 Pages, 1998/06
本報は、HTTR核特性解析コードシステムの炉心解析モデルの改良と、このモデルを用いて行った臨界試験の予備解析結果について報告するものである。解析モデルは、BPの軸方向装荷パターンがゼブラ状であること並びに燃料体内での径方向位置をモデル化できるよう及び制御棒挿入孔等からのストリーミングを考慮できるよう改良した。予備解析では、燃料装荷に伴う実効増倍率の変化、中性子検出器の応答確認、逆増倍係数、制御棒反応度価値、炉停止余裕、動特性パラメータ、中性子束分布及び出力換算係数に関する解析を行った。本報に示した結果は、既に試験計画及び使用前検査に用いている。今後は、この結果と臨界試験結果を比較し、モデル及び試験結果の妥当性の確認を行う計画である。
栗田 源一; 永島 圭介; 牛草 健吉; 菊池 満
Fusion Engineering and Design, 38(4), p.417 - 428, 1998/00
被引用回数：5 パーセンタイル：38.45(Nuclear Science & Technology)定常炉心試験装置は、定常トカマク運転のための統合化された科学的基礎を確立するための実験装置として設計されている。プラズマ表面での安全係数の値を高く保って大きなプラズマ電流で運転するためにプラズマ断面の形状は、大きな楕円形となっている。この大きな楕円形は、いろいろなMHD不安定性の中でも、特に垂直位置不安定性が不安定となり、安定な定常運転を得るためには、これを回避する必要がある。ここでは、定常炉心試験装置の垂直位置不安定性が調べられ、標準的な定常運転の配位で、プラズマ表面の近くにバックル板を置くことによって、その成長率は30から50Hzに低減され、安定マージンは、0.5まで増加することが示された。これらは制御可能な数値である。また三角度変数が、標準配位の平衡に対して、大きな安定化効果を持つことも示された。
徳田 伸二; 渡邉 朋子*
JAERI-Data/Code 97-040, 105 Pages, 1997/10
JAERI-Data-Code-97-040.pdf:2.32MB
トカマクのような2次元軸対象トロイダルプラズマの磁気流体力学的(MHD)安定性解析において重要な役割を果たす2次元Newcomb方程式の新しい解法を考案し、それに基づくコード(MARG2D)を開発した。新しい解法では2次元Newcomb方程式を固有値問題として解く。この際、固有関数が有利面における小さい解と正則解を正しく捉えるように重み関数(運動エネルギー積分)と有理面における境界条件を選定し、従来の困難を克服した。このコードを使うことにより、2次元配位における理想MHDモードの臨界安定状態の同定が可能になる。また、このコードは抵抗性MHD安定性解析において外部領域接続データを計算する上で不可欠である。従来の理想MHDコードERATOJとのベンチマークテストにより、MARG2Dコードで安定状態及び臨界安定状態が同定できることを実証した。
長尾 美春; 島川 聡司; 小森 芳廣
Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.402 - 403, 1995/00
中性子照射試験では、試料位置における中性子エネルギースペクトル予測精度の向上が要求されている。特に熱領域の中性子は、照射キャプセル構造材等の影響により複雑な分布をするため、正確なモデル記述が必要となるが、従来の拡散計算や輸送計算では、モデルの記述上の制限から精度向上が困難である。そのため、複雑な体系を自由に表現することのできる3次元モンテカルロコードMCNPのJMTR炉心計算への適用を検討している。MCNPは、遮蔽計算や比較的単純な炉心体系については、その適用性は確認されているが、JMTRのような板状燃料を使用した複雑な炉心体系には、本格的に適用されるには至っていない。そこで、適用性検討の第1段階として、JMTRの臨界実験装置であるJMTRCの炉心の臨界計算を行い、実効増倍率の計算精度について検討した。
村田 勲; 新藤 隆一; 塩沢 周策
Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.365 - 370, 1994/00
原研では現在、大洗研究所に黒鉛減速ヘリウムガス冷却炉である高温工学試験研究炉を建設中である。HTTRは、軽水炉と異なり、冷却材に遮へい能力を期待することができないことから、原子炉は複雑な形状を持つ遮へい体により遮へいされている。遮へい設計では、この構造を2次元輸送計算コードを用い、モデル化を保守的に行うことでその解析を可能にしている。本研究では、HTTRのような複雑な形状を持つ遮へい体の解析を3次元モンテカルロコードによりできるだけ詳細に実施する手法を開発した。本手法は、HTTRの遮へい解析に適用され、その結果、本手法がHTTRのような複雑な体系に対しても、適切な計算時間で十分な精度を持った結果が得られることが確かめられた。また、HTTRの遮へい設計結果と比較することにより、遮へい設計が十分な保守性を持って実施されていることが確認された。
永岡 芳春; 斎藤 実; 二村 嘉明
Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.454 - 455, 1992/11
JMTRは1993年11月に現在の中濃縮(45%)燃料から低濃縮(20%)燃料へ転換する予定である。低濃縮燃料要素は芯材に高ウラン密度4.8gv/cm
のシリサイド燃料を、要素側板に可燃性吸収体としてCdワイヤを採用する。これにより、サイクル途中の炉心燃料交換のための炉停止が不要となり1サイクル連続運転(26日)が可能となる。本発表では、低濃縮燃料炉心の核特性について現行炉心と比較し、炉心の安全性及び照射試験性能が現行炉心と同等であることを報告する。
横田 光史
Journal of Physics; Condensed Matter, 3, p.7039 - 7046, 1991/00
被引用回数：4 パーセンタイル：32.89(Physics, Condensed Matter)ペア近似によって求められた平均場方程式系を数値的に解く方法を用いて横磁場中のSK模型のスピングラス相を調べた。方程式には多数の解が存在し、それは純粋状態に対応している。このことはレプリカ対称性の破れという概念と整合的である。これらの解はぎりぎりの安定性を持ち、それは古典的SK模型の場合と同様である。これらの結果から、スピングラス相の性質は、横磁場の存在によっても変わらないことがわかる。
早田 邦久; 杉本 純; 山野 憲洋; 柴 是行
NUREG/CP-0118, p.12-7 - 12-8, 1991/00
原子力発電所の安全裕度を把握し、かつアクシデントマネジメント策の改善に資するため、シビアアクシデントに関する実験及び解析的研究を実施することが必要であり、ここ数年日本における安全研究では、最優先の研究課題となっている。シビアアクシデントの研究を実施する中で知識ベースを確立するとともに、原子力発電所のリスクの定量化と低減にそれを適用することが重要である。日本におけるシビアアクシデント研究は、政府の定める安全研究年次計画に従い、基本的には原研が実験及び解析的研究を実施している。これに加えて、原工試において設計基準を超えた場合の原子力発電所安全裕度の定量化実証試験を実施している。また、産業界ではリスクの定量化のための研究が進められている。
奥野 浩; 野村 靖
Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety, Margins in Criticality Safety, p.48 - 53, 1989/00
日本の臨界安全ハンドブックから安全裕度に関する話題を2、3拾い出して議論する。初めに、単一ユニットの臨界安全性評価でどんな種類の安全裕度を考慮すべきかを挙げ、特に計算誤差に伴うものについて述べる。第2の話題では、単一ユニットのモデル化に伴う安全裕度の例のうち、均質燃料の不均一分布と十分な反射体厚さについて述べる。第3の話題では、複数ユニットの臨界安全性評価上での安全裕度の例として、複数ユニットの孤立化厚さと、ユニット間の中性子相互作用を評価するために開発された計算コードMUTUALについて述べる。
山口 方土*; 多田 栄介; 斉藤 博一*; 島本 進
JAERI-M 85-108, 24 Pages, 1985/08
超臨界圧ヘリウムによる強制冷凍方式は、超電導コイルの機械的強度等に優れており、核融合炉用超電導コイルに必要不可欠な冷凍方式である。本報告は、強制冷凍型超電導コイルの熱的安定性を理論的に解析する計算コード「ALFHEII」に関するものであり、安定性基準を定量的に把握することができる。
数土 幸夫; 安藤 弘栄; 井川 博雅; 大西 信秋
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(7), p.551 - 564, 1985/00
被引用回数：21 パーセンタイル：89.30(Nuclear Science & Technology)本報は、20%低濃縮ウラン板状燃料を用いて、プール型軽水冷却の熱出力20MWの原子炉に改造予定の研究炉,JRR-3の熱水力設計と解析結果の概要を述べたものである。通常運転条件として、強制対流と自然対流の2つの冷却形式を採用する予定である。設計条件として、通常運転条件では炉心内で沸騰を許さないよう沸騰開始温度に対する余裕と、DNBに対する余裕を充分有するよう設計し、その余裕を評価した。その結果、熱出力20MW時の炉心流速設計値は6.2m/sが得られた。この時の沸騰開始温度に対する余裕は最大となっており、最小DNBRも2.1でありDNBに対して充分余裕のあるものである。更に、自然対流冷却時の炉心熱水力特性も明かにした。
