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玉置 等史; 濱口 義兼; 吉田 一雄; 村松 健
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
原研では、MOX燃料加工施設に適用できる確率論的安全評価手順の開発を行っている。この手順は4つの手順で構成され、第1ステップであるハザード分析は、この手順を特徴付けるものであり、残りのステップは原子炉施設のレベル1,レベル2PSAに対応する。本報告の主であるハザード分析では、機能レベルでの故障モード影響解析(FMEA)手法を用いて可能性のある事故原因の候補(異常事象候補)を抜け落ちなく抽出し、抽出した異常事象候補の発生頻度及び事故影響を概略的に評価し、これら2軸で表現される選別用リスクマトリクスを用いてリスク上有意な寄与を与える異常事象を選別する。異常事象候補の発生頻度評価のうち、臨界事象については、管理の逸脱が直ちに臨界に至ることはないため、サクセスクライテリアの把握が必要である。また、臨界管理のためにコンピュータ化されたシステムが導入されつつあり、これらの信頼性の評価が課題であった。そこで、臨界計算によりサクセスクライテリアを求め、逸脱にかかわる管理システムの故障モード分析の結果をもとに、発生頻度を評価する方法を提案した。これらの方法を用いて仮想的に設定したモデルプラントを対象に分析を実施しその有用性を確認した。
田代 信介; 阿部 仁; 森田 泰治
JAERI-Conf 2005-007, p.348 - 350, 2005/08
六ヶ所再処理施設におけるホット試験の開始,MOX加工施設の建設計画に伴い、核燃料施設の安全性評価の重要性は増大している。核燃料施設における想定事故の1つである火災事故時においては、燃焼源から放出された多量の熱や煤煙が施設内の放射性物質閉じ込め設備(グローブボックス,換気系,換気系フィルタ等)に損傷を与える可能性がある。そのため、燃焼源から放出された熱量や煤煙量を評価するための基礎的なデータとモデルの整備が必要となる。原研では、上記の基礎的なデータやモデルを整備するための研究を計画している。本報では使用予定の実験装置,測定項目,評価項目の概略を示した。
玉置 等史; 吉田 一雄; 渡邉 憲夫; 村松 健
Proceedings of International Topical Meeting on Probabilistic Safety Analysis (PSA '05) (CD-ROM), 11 Pages, 2005/00
原子力機構では、MOX燃料加工施設に適用できる確率論的安全評価手順の開発を行っている。この第一段階のハザード分析として、機能レベルでの故障モード影響解析(FMEA)手法を用いて可能性のある事故原因の候補(異常事象候補)を抜け落ちなく抽出し、次に抽出した異常事象候補から事故シナリオにリスク上有為な寄与を与える異常事象を選別するために異常事象候補が原因で想定される事故の発生頻度及び事故影響を概略的に評価し、選別用リスクマトリクスを用いて相対的なリスクの比較をもとに選別する方法を提案した。機能レベルでのFMEA手法は、工程を構成する設備・機器の機能の喪失に着目しその影響を解析する方法で、詳細な機器情報に依存せずに実施できる特徴を持つ。この方法を用いて仮想的に設定したモデルプラントを対象に分析を実施しその有用性を確認した。
遮蔽安全性実証解析専門部会
JAERI-Tech 96-001, 135 Pages, 1996/01
本報は、「核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 実際編」として、燃料サイクル施設等の遮蔽設計計算の実際を示したものである。ここでは燃料サイクル施設等として、ウラン加工施設、MOX加工施設、再処理施設および輸送容器を対象とした。これら、4施設等に対する遮蔽設計の実際的アプローチを、(1)遮蔽設計に係わる方針、(2)遮蔽計算の方法、(3)遮蔽計算の例題、および(4)遮蔽計算チェックシートの4項目に分けて記載した。本報の作成に当たっては、日本原子力研究所の核燃料施設安全性研究委員会の下に編成された「遮蔽安全性実証解析専門部会」の「安全確保の考え方ワーキンググループ」(リーダー:小佐古敏荘 東京大学助教授)のメンバーが原稿の執筆を担当し、さらに同ワーキンググループで検討を加えた。
藤根 幸雄; 高野 秀機; 佐藤 治; 東稔 達三; 山田 隆*; 黒沢 勝利*
JAERI-M 93-157, 157 Pages, 1993/08
再処理とMOX燃料加工を統合した集約型の大規模燃料サイクルシステムにおいて、ウラン燃料とMOX燃料を集中的に混合再処理することを想定した。このシステムを構成する再処理群分離統合プロセス概念及びスフェアカルMOX燃料加工プロセス概念を作成した。また、2020年以降に必要になると予測される1,400t/y規模の再処理工場を中心とした燃料サイクルシステムを想定してPuリサイクルの予備解析を行った。Puリサイクルの経済性を追求する上では、Pu燃焼炉を高燃焼度化することが効果的であるため、全炉心MOX燃料の超高燃焼軽水炉を導入することとした。Puは混合再処理により燃料価値の劣化が抑制されて20%以下のPu富化度でマルチリサイクルが可能であることが分かった。
山田 美一; 川口 浩一; 瀬川 智臣; 松村 達郎; 加藤 正人
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、廃棄物処分の負担軽減を目指して、高速炉及び加速器を利用したMA分離変換技術の研究開発を進めている。一方、燃料製造コスト低減を目指して、燃料製造工程を簡素化した燃料製造法についても研究開発を進めている。今回、高速炉及び加速器へMA含有燃料を供給するための技術検討として、模擬粉末を用いて簡素化燃料製造法によるMA含有燃料製造試験を実施した。原料粉末は転動造粒することによって流動性が良くなるとともに、ダイ潤滑成型により得られた燃料ペレット外観もクラック等は観察されずに良好であった。また、粒子は均一に分散していることも確認された。結果として、簡素化燃料製造法は高速炉同様、加速器向けの燃料製造法としても有効であることがわかった。
