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核燃料・バックエンド研究開発部門 青森研究開発センター
JAEA-Review 2022-039, 36 Pages, 2023/02
JAEA-Review-2022-039.pdf:4.3MB
本報告書は、今後の浮体式原子力発電の検討に活用するために、原子力船「むつ」の実績工程の調査、原子力船関連の文献調査を行った結果を取りまとめたものである。
外川 織彦; 大倉 毅史; 木村 仁宣
JAEA-Review 2022-049, 76 Pages, 2023/01
JAEA-Review-2022-049.pdf:3.74MB
原子力施設の建設前及び操業開始後には、平常運転時及び事故時に対する環境影響評価が行われる。これらは、周辺住民の安全の確認と安心の醸成を図ることを主たる目的としている。環境影響評価には、施設周辺の環境モニタリング等による観測・測定と計算モデルによるモデル推定が用いられ、状況や必要性などに応じてそれらのどちらか、あるいは両方を併用して実施される。本報告書では、原子力施設の環境影響評価において利用される観測・測定とモデル推定について、青森県六ヶ所村再処理施設を主たる例として、まず各々の方法、役割と長短、相互の関係性を調査する。次に、観測・測定データとモデル推定結果の代表的な用途例を示し、使用に際しての留意点などを検討する。最後に、観測・測定とモデル推定の高度化や両者の融合という今後の方向性を記述する。
楠 剛; 京谷 正彦; 小林 日出雄*; 落合 政昭
Nuclear Technology, 109, p.275 - 285, 1995/02
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、改良舶用炉の設計に利用するために原子力船エンジニアリングシミュレーションシステム(NESSY、以下シミュレータと記す)の開発を進めてきた。海洋環境下にて、舶用炉プラントは船体動揺に起因した傾斜、加速度変動、負荷変動の影響を受ける。本シミュレータは原子炉プラント応答計算と船体運動計算のプログラムを結合して、船体運動の影響を考慮した原子炉プラントの時系列解析を行う。本シミュレータでは、船体運動に起因した原子炉出力の変動、加圧器及び蒸気発生器の水位の変動等を計算することができる。シミュレーション結果を原子力船「むつ」実験航海にて得られた計測結果と比較して、本シミュレータが海洋環境下における舶用炉プラントの挙動を精度良く計算できることを明らかにした。
京谷 正彦; 落合 政昭; 楠 剛; 植松 春樹*; 高橋 照雄*
JAERI-M 94-079, 116 Pages, 1994/06
原子力船「むつ」での実験航海等のデータを使用し、原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの性能を総合評価した。本目的は、原子力船「むつ」の実験航海等において実施された各試験結果とシミュレーション結果とを比較し、試験結果に対するシミュレーション結果の相違点の抽出、シミュレータを対象とした相違点発生の原因解明及びシミュレーションモデル適用範囲を明確化することである。総合評価の結果、試験結果とシミュレーション結果は概ね一致し、原子力船「むつ」モデルについて、その性能を確認することができた。また、今後の原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの整備をすすめるにあたり、本システムの基本計算モデルが有効に活用できることを確認した。
山路 昭雄; 迫 淳
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(6), p.510 - 520, 1994/06
被引用回数：10 パーセンタイル：66.55(Nuclear Science & Technology)舶用炉は船内の狭隘な場所に設置されること及び原子力船の経済上の観点から、軽量・小型でなければならない。現在の舶用炉では遮蔽体が原子炉プラント重量の大きな割合を占めている。例えば、原子力船「むつ」の遮蔽体は原子炉プラント重量の70%を越えている。また、遮蔽体の重量と大きさの大部分は二次遮蔽体によるものであり、「むつ」の場合では二次遮蔽体が全遮蔽重量の88%を占めている。改良舶用炉MRXは一体型PWRと水張り式格納容器を採用することによってこの問題をかなりの程度まで解決している。この概念では二次遮蔽体を必要としない設計が可能である。この結果、MRXは従来の舶用炉と比べて軽量・小型化されている。例えば、MRXの原子炉出力は「むつ」の2.8倍であるが、プラント重量は「むつ」の0.5倍、格納容器体積は「むつ」の0.7倍である。
楠 剛; 京谷 正彦; 高橋 照雄*; 小林 日出雄*; 橋立 晃司*; 落合 政昭
JAERI-M 93-223, 176 Pages, 1993/11
原子力船開発の一環として舶用炉設計研究のため、1987年より原子力船エンジニアリング・シミュレーション・システムの開発・整備を進めてきた。1993年3月「むつ」モデルについては完成をみたので、その内容を報告する。本システム開発の目的は、(1)設計各段階におけるプラント性能の評価・確認、(2)運転の省力化研究にある。本システムの特徴は、(1)与えられた海象、気象条件下での船体系、推進系及び原子炉プラントの各挙動を一貫して模擬できる総合シミュレーションシステム、(2)物理的根拠に基づくシミュレーションモデル、(3)拡張性、柔軟性に富んだ構成にある。今後は、本システムを改良舶用炉の設計支援ツールとして活用していく計画である。
山路 昭雄; 坂本 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(9), p.926 - 945, 1993/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原子力船「むつ」出力上昇試験は1990年3月に再開され、1991年2月に成功裡に終了した。実験航海は約1年かけて行われ、全ての実験は1992年2月に終了した。船内の線量当量率の測定値と設計値との比較が遮蔽改修設計手法とともに述べられている。測定値は、一次遮蔽体と二次遮蔽体との間の空間、二重底内、二次遮蔽体外側および主冷却水ループ表面において示されている。遮蔽計算は、遮蔽体の製作上の許容誤差に基づき、遮蔽性能の最も悪い形状および材料組成にて行われた。この他、計算コードの形状に関する制限から近似を行う場合は、保守側のモデルが選ばれた。計算精度は種々の実験解析により評価され、評価値が設計値として用いられた。真の値は設計値を越えないとして遮蔽形状が定められた。この判断が妥当であることが船内の測定から確認された。線量当量率の測定値は船内の全ての箇所で設計基準を満足した。
吉島 哲夫; 鈴木 邦彦*; 向井 悟*; 田中 孝和; 落合 政昭
JAERI-M 92-002, 56 Pages, 1992/02
原子力船「むつ」の出力上昇試験は、1990年3月から開始され、12月に終了した。その一環として、化学及び放射化学試験を実施した。「むつ」の原子炉は、熱出力36MWのPWRタイプの原子炉であるが、化学及び放射化学の観点からは、燃料被覆管がステンレス鋼製であること、及びケミカルシムを採用していないことが特徴である。化学試験の結果、一次冷却水及び、二次冷却水の水質は良好であることを確認した。放射化学試験の結果、燃料集合体、蒸気発生器伝熱管及び補機冷却系統に漏洩のないことを確認した。本報告書は、化学及び放射化学試験の方法及び結果をとりまとめたものである。
幾島 毅
JAERI-M 91-129, 347 Pages, 1991/08
放射性物質輸送容器熱構造安全解析コードシステム(第2次版)CASKETSS-2(CASK Evaluation Code System for Thermal and Structural Safety-version 2)を作成した。CASKETSS-2の特徴は次のとおりである。(1)1~3次元構造の伝熱計算および構造計算が可能な計算プログラム群から構成されている。(2)構造計算プログラム群には、簡易計算プログラムと詳細計算プログラムが含まれている。(3)入力データ作成プログラムが用意されている。(4)計算結果の図形表示プログラムが用意されている。本報告書は、CASKETSS-2の概要、計算プログラム群の概要および入力データについて記述したものである。
幾島 毅; 浅田 和雄*
日本原子力学会誌, 33(4), p.381 - 390, 1991/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)放射性物質輸送容器の衝突解析において、HONDO-II、DYNA2D、DYNA3Dら有限要素法およびPISCESのような有限差分法による詳細計算コードが使用されるようになってきた。しかしながら、これらの計算コードによる解析は多くの費用と計算時間が必要である。このため簡易計算コードの必要性が認識され、CRUSHコードを開発した。CRUSHコードは静的計算コードであり、輸送容器本体の最大加速度および緩衝体の最大変位を計算する。CRUSHコードによる計算結果は実験および詳細計算コードDYNA3Dの結果と良い一致が見られ、その有用性が明らかとなった。
板垣 正文; 阿部 純一*; 栗林 克明*
Nuclear Technology, 78(8), p.140 - 150, 1987/08
炉外中性子検出器の応答は、炉内中性子源分布のみならず減速材の熱中性子吸収の変化にも依存することがある。この例として、「むつ」陸上臨界試験で予想外の大きな検出器応答が測定された。この試験では制御棒パターン変更のつどボロン濃度を変化させて臨界調整しており、ボロンの熱中性子吸収変化に呼応して検出器指示値が変化した。このボロン効果は従来の検出器応答計算法では取り扱うことができない。CrumpとLeeの方法による従来法に対してボロン効果が扱えるように修正を加えた。補正係数を1次元輸送コードANISNにより計算した。新しい計算手法により陸上臨界試験の実測値をよく再現することができた。船用炉や発電用軽水炉への検出器応答計算適用に関して議論がなされる。
下桶 敬則*; 板垣 正文
JAERI-M 86-063, 92 Pages, 1986/03
SCOPERS-2はBWRの炉心特性シミュレーション用に開発されたFLAREプログラムをさらに発展させたプログラムである。SCOPERS-2では、FLAREよりも一般化されたノード方程式を用いており、またFLAREで用いられていた経験的な中性子移動カーネルもより厳密に導出されたものに変更されている。さらに、FLAREのもっていた諸シミュレーション機能が広く拡充されている。これらの結果、計算モデルの信頼性が理論的に裏づけられ、かつBWRのみならずPWRへも適用出来るようになった。本報告書では、SCOPERS-2の機能,物理モデルについて記述すると共に、入力データの作成法について詳細に記述してある。利用者の理解を助ける為にBWRとPWR両方の例題につきサンプル入出力を示してある。新しい中性子移動カーネルの導出についても付録に示してある。
幾島 毅; 金衛 敬興*; 島田 裕久*; 下田 収*
日本原子力学会誌, 26(9), p.781 - 792, 1984/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)核燃料輸送容器の熱・構造設計や解析に使用できる多くの計算コードがある。核燃料輸送容器の熱・構造解析をする者にとっての1つの問題は、使用する計算コードの選択である。このため、計算結果の妥当性を評価するために、核燃料輸送容器の熱・構造計算コードの検証計算を実験結果と比較して実施した。本報告は検証計算結果について述べたものである。
古田 悠; 梅田 巌*; H.YAMAKI*; Y.TOYODA*; Y.NAKANO*; T.FUSE*; T.MIURA*
Nucl.Eng.Des., 7(2), p.152 - 158, 1968/00
被引用回数：0抄録なし
