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原子力科学研究所
JAEA-Review 2025-061, 183 Pages, 2026/03
JAEA-Review-2025-061.pdf:4.01MB
原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行ってきたが、令和6年4月1日に計画管理部を改編したプロモーション・オフィス、11月1日に研究炉加速器技術部と臨界ホット試験技術部を統合した研究基盤技術部を発足させ強力に活動を進めている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和6年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。
長住 達; 長谷川 俊成; 中川 繁昭; 久保 真治; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 七種 明雄; 野尻 直喜; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; et al.
JAEA-Research 2025-005, 23 Pages, 2025/07
JAEA-Research-2025-005.pdf:2.68MB
高温ガス炉の異常状態での安全性を示すため、HTTRを用いて安全性実証試験を行った。制御棒による停止操作の失敗事象を模擬した状態で、原子炉熱出力100%(30MW)での定常運転時に1次ヘリウムガス循環機を急停止させ、炉心の強制循環冷却機能が全喪失した後の原子炉出力および原子炉圧力容器まわり温度の経時変化データを取得した。事象発生(冷却材の流量がゼロ)後、炉心温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより原子炉熱出力は速やかに低下し、再臨界を経て低出力(約1.2%)の安定な状態まで原子炉出力が自発的に移行することを確認した。また、原子炉圧力容器表面から、その周囲に設置されている炉容器冷却設備(水冷パネル)への放熱により、低出力状態で原子炉温度を一定化させるために必要な除熱量が確保されることを確認した。このように、出力100%(30MW)で炉心強制冷却を停止したケースにおいて、能動的停止操作をせずとも原子炉の状態が事象発生から安定的(安全)状態へ移行すること、すなわち高温ガス炉の固有の安全性を実証した。
原子力科学研究所
JAEA-Review 2024-058, 179 Pages, 2025/03
JAEA-Review-2024-058.pdf:7.42MB
原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和5年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。
國富 一彦; 中川 繁昭; 塩沢 周策
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.235 - 249, 2004/10
被引用回数：15 パーセンタイル：66.20(Nuclear Science & Technology)HTTRのすべての運転状態における安全性を確認するために、高温ガス炉の特性を考慮して安全評価を実施した。本論文は、減圧事故を中心に、その評価方法,評価用コード,評価結果を示したものである。また、規制側レビューにおいて摘出された課題,将来の高温ガス炉の安全評価に向けての研究開発の必要性等について示す。
神永 雅紀; 山本 和喜
JAERI-Tech 97-016, 120 Pages, 1997/03
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl
-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U
Si
-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための冷却異常事象の解析について述べたものである。評価すべき冷却異常事象として、運転時の異常な過渡変化及び事故の計6事象を選定し、THYDE-Wコードにより解析した。その結果、選定した冷却異常事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。
神永 雅紀
JAERI-Tech 97-014, 125 Pages, 1997/03
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3シリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化5事象を選定し、EUREKA-2コードにより解析した。その結果、選定した反応度投入事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。
神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉; 中野 佳洋
JAERI-Tech 95-040, 79 Pages, 1995/07
JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱出力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-4の低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化4事象を選定して解析した。解析では、1点近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。その結果、選定した反応度投入事象は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足し、いずれも安全が確保されることを確認した。
及川 哲邦; 平野 雅司; 傍島 眞; 佐藤 猛*; 佐藤 一男*
IAEA-CN-61/2, 0, 14 Pages, 1995/00
本論文は、原子力安全委員会の活動を中心に、我が国における原子力施設の運転安全に関する活動の概要を紹介するものである。原子力安全委員会の運転安全に関する活動は、大きく以下の3つに分類される。(1)国内原子力施設で発生した故障等の再発防止策が妥当なものかを審議している。(2)国内外の原子力施設で発生した事象から、一般的な安全問題についての検討をしている。TMI-2号炉事故については、得られた教訓を指針にまとめた。(3)毎年原子力安全白書を発行し、その1989年版では、「原子力発電所における故障等とその教訓の反映」を重要課題とし、今後重要となる経年劣化について研究の重要性を指摘した。原子力安全委員会は、これらの活動を通して、得られた教訓を日本の原子力施設のさらなる安全確保に反映している。
永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-095, 68 Pages, 1992/07
JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、反応度投入事象に関する解析を実施した。評価すべき反応度投入事象として、以下に挙げる運転時の異常な過渡変化に関する4事象及び事故に関する1事象を選定し解析の対象とした。(1)運転時の異常な過渡変化、(1)起動時における制御棒の異常な引抜き、(2)出力運転中の制御棒の異常な引抜き、(3)照射試料による反応度付加、(4)冷水導入による反応度付加、(2)事故、(1)照射装置の破損による反応度の異常な付加、解析は、1点を近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析の結果、選定した反応度投入事象については、運転時の異常な過渡変化時および事故時の安全性を判断する基準を満足することを確認した。
藤井 幹也*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 与能本 泰介; 田坂 完二*; 久木田 豊
JAERI-M 91-076, 34 Pages, 1991/05
PIUS型炉においては1次系とポイズン系の界面に存在する密度境界層を安定に維持することが重要である。筆者らは、下部ハニカム内密度境界層の位置制御に対してハニカム全長間差圧が有効な指標になるものと考え、ハニカム差圧による循環ポンプ回転数フィードバック制御システムを開発し、その有効性を調査してきた。今回、比例ポンプ回転数制御によりループ差圧に生じる定常偏差を改善するため制御ロジックに微分項を付加し、定常並びに温度過渡条件でのシステム挙動を調べた。この結果、微分項の採用は制御性を著しく向上させ、スタートアップ、出力変更操作が容易に実施できることが確認できた。また1次系クーラー2次側への給水喪失模擬実験ではポンプ回転数に上限を与えることにより、炉の受動的停止機能を確保できることが確認できた。
新藤 雅美; 岡本 太志*; 國富 一彦; 藤田 茂樹; 沢 和弘
Nucl. Eng. Des., 132, p.39 - 45, 1991/00
被引用回数：5 パーセンタイル：53.02(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の設計の妥当性を確認するために、固有の安全性及び設計を考慮して種々の安全評価を行ってきた。その結果、HTTR原子炉施設は以下の様に設計されていることが示された。(1)運転中の機器等の故障に対して燃料及び原子炉冷却機圧力バウンダリの健全性は維持される。(2)原子炉冷却機圧力バウンダリ破損事故、反応度投入事故等を含む事故の影響は拡大しない。(3)事故時の放射性物質の放出は十分抑制される。
藤井 幹也*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 与能本 泰介; 久木田 豊; 田坂 完二*
Thermal Hydraulics of Advanced Nuclear Reactors, p.85 - 89, 1990/11
PIUS型炉を原理的に模擬した小型実験装置において、下部ハニカム全長間差圧により密度境界の位置制御を行い、その制御性能を調べた。本制御方式は、ハニカム内温度分布により定まる差圧を設定し、密度境界層の位置及び温度分布が変動することにより生じる差圧設定値との偏差をポンプ回転数にフィードバックし、常に密度界面における両ループ間の静水頭差をポンプ吐出圧でバランスさせるものである。比例回転数制御のみではポイズンループに生じるマノメータ振動がポンプの慣性のため収束せず大きな定常偏差が残る。この対策として制御ロジックに減衰項を付加した結果、定常運転のみならず、スタートアップや出力変更時の様に系内温度分布が大きく変化する過渡条件においても密度境界層を安定に維持することができ、PIUS型炉の操作においてハニカム間差圧が有効な制御指標となることが示された。
田坂 完二; 小泉 安郎
日本原子力学会誌, 29(1), p.18 - 30, 1987/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)大形非定常装置(LSTF)はPWRの小破断LOCA及び異常な過渡変化時の熱水力挙動並びに安全性を調べることを目的とした総合実験装置である。装置はPWRを体積比で1/48に縮尺し、高さは同一にして作られている。このLSTF装置は昭和60年5月に完成し、以後実験が続けられている。これまでに、コールドレグ小破断LOCA時の炉心の過渡的な露出、コールドレグ小破断LOCA時の破断口の位置の影響、及びTMI-2号炉事故時の1次系内熱水力挙動について実験を行ってきた。本報は、これらの実験を通して明らかとしてきたことを学会誌の資料としてまとめたものである。
藤木 和男; 浅香 英明; 石田 紀久
日本原子力学会誌, 28(9), p.838 - 849, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子力船「むつ」原子炉について日本原子力研究所が実施した安全評価解析の中、運転時異常過渡における原子炉熱水力挙動に関する解析結果を陸上発電用PWRの場合と対比して特徴を指摘した。「むつ」原子炉は負荷追従運転を前提としているため大きな熱的余裕を持つ一方、無用の弁開閉を避けるため逃し弁、安全弁設定圧が高い。解析結果は、これらの特徴を反映して、温度、圧力の変化率 DNBRの面では発電用PWRよりも穏やかであるが、原子炉停止後の2次系ヒートシンク効果が弱く、1次系温度、圧力の長期的上昇を伴うことを示している。また、舶用炉に必然的な小型化による過渡変化への影響を考案した。これらの特徴は舶用炉独特のものであり、本報による過渡熱水力挙動の知見は、将来の改良用炉設計にも役立つものである。
藤木 和男; 浅香 英明
JAERI-M 9398, 147 Pages, 1981/03
原研安全解析部原子炉データ解析室で実施された、原子力船「むつ」原子炉の過渡変化解析(安全評価解析)の結果について記述したものであり、日本原子力船開発事業団の了承を得て発表するものである。解析項目は、「1次冷却材流量の部分喪失」他計8項目で、そのほとんどは、いわゆるOperational Transientに属するものである。解析の目的は「むつ」原子炉の安全性を証明すると同時にRETRANその他のコードによる軽水炉過渡解析上の手法を確立することである。TMI事故以来、原子力プラントの各種過渡解析の重要性が認識されているが、本解析を通じて少なくともPWRに関する解析手法上有用な知見が得られた。解析結果によれば、8項目の過渡変化においては1次系圧力は139.4kg/cm
G以下、また最小DNBRは2.06以上で安全評価上の基準値に対して十分な余裕のあることが示された。
北村 正晴*; 大場 恭子; 吉澤 厚文*
no journal, ,
緊急事態対処や危機管理の方法論としてレジリエンスエンジニアリング(以下RE)が注目を集めている。多様な産業分野への応用も進められているが、実績は多いとは言い難い。REの理論枠組みの整備は進んでいるが、それに比して実装(Implementation)を支援する技法の確立が遅れているのが実態である。この課題解決のため本報告では、枠組み拡張という観点に立ったアプローチと、その拡張された枠組みをoperationalizeする方策という2つの観点から検討する。前者に関しては、REベースのHolistic Safety概念を、拡張された枠組みとして提唱する。後者に関しては、REベースHolistic Safety概念の実装状況を先行指標的にアセスメントする方策の実現可能性について考察を示す。
