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Ayoub, A.*; Wainwright, Haruko*; Sansavini, G.*; Gauntt, R.*; 斎藤 公明
iScience (Internet), 27(4), p.109485_1 - 109485_15, 2024/04
This paper presents a multidisciplinary analysis of the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident. Along with the latest observations and simulation studies, we synthesize the time-series and event progressions during the accident across multiple disciplines. We identify three key factors that exacerbated the consequences of the accident: (1) the failure of Unit 2 containment venting, (2) the insufficient integration of radiation measurements and meteorology data in the evacuation strategy, and (3) the limited risk assessment and emergency preparedness. We conclude with new research and development directions to improve the resilience of nuclear energy systems and communities, including (1) meteorology-informed proactive venting, (2) machine learning-enabled adaptive evacuation zones, and (3) comprehensive risk-informed emergency planning while leveraging the experience from responses to other disasters.
横山 賢治; 丸山 修平; 谷中 裕; 大木 繁夫
JAEA-Data/Code 2021-019, 115 Pages, 2022/03
JAEA-Data-Code-2021-019.pdf:6.21MB
JAEA-Data-Code-2021-019-appendix(CD-ROM).zip:435.94MB
原子力機構ではこれまでにも高速炉用統合炉定数を作成してきているが、高速炉用統合炉定数ADJ2017の改訂版となるADJ2017Rを作成した。統合炉定数は、高速炉の核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報を統合して炉定数を調整する。ADJ2017Rは、基本的にはADJ2017と同等の性能を持つ統合炉定数であるが、ADJ2017に対して追加検討を行い、以下の二つの点について見直しを行った。一つ目は実験起因不確かさの相関係数(以下、実験相関係数)の評価方法の統一化である。実験相関係数の評価で用いる共通不確かさの評価方法に二つの方法が混在していたことが分かったため、すべての実験データについて実験相関係数を見直し、評価方法を統一した。二つ目は炉定数調整計算に用いる積分実験データについてである。Am-243サンプルの燃焼後組成比の実験データの一つに、実験不確かさが他に比べて極端に小さく不確かさ評価に課題がある可能性が高いことが分かったため、当該実験データを除外して炉定数調整を行った。なお、ADJ2017の作成では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用していたが、ADJ2017Rの作成では一つ除外したので、最終的に採用した積分実験データは619個となる。どちらの見直しについても炉定数調整計算結果に与える影響は小さいが、不確かさ評価方法の説明性や積分実験データとの整合性が向上したと考えられる。
郡司 智; 外池 幸太郎; Clavel, J.-B.*; Duhamel, I.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.51 - 61, 2021/01
被引用回数：1 パーセンタイル：11.54(Nuclear Science & Technology)新しい臨界実験装置STACY更新炉は、燃料デブリに関連する臨界計算の検証に貢献することができ、原子力機構(JAEA)と仏IRSNの共同研究として実験炉心設計が進行中である。この論文では、燃料デブリの溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を模擬した模擬燃料デブリの臨界特性を測定するための新しいSTACYの炉心設計を最適化するために適用される方法を示す。炉心設計がコード検証に関連していることを確認するには、関心のある主要な同位体が持つ反応度価値と、断面積に対する実効増倍率k
の感度を評価することが重要である。この研究で説明されている燃料デブリの場合、特にそのコンクリート組成では、ケイ素が断面に対するk
感度が最も高くなる核種である。最適なアルゴリズムを使用して評価に最適な炉心設計を効率的に見つけ、ケイ素の捕獲断面積の高い感度を得るために、格子ピッチや炉心の寸法などのいくつかのパラメーターを調整した。これらの最適化手法の適用結果に基づいて、MCCIの興味深い感度フィードバックを得るための新しいSTACYでの燃料デブリの現実的な一連の実験を定義できた。この方法論は、新しいSTACYの他の実験条件を設計するのに役立てることができる。
Hourcade, E.*; Curnier, F.*; 三原 隆嗣; Farges, B.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1740 - 1745, 2016/04
2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本ペーパーでは、ASTRIDのDHRSの現状の設計方針を紹介する。特に、原子炉容器内に配置される複数の熱交換器については設置位置を変えることで運転温度条件に関する多様性を確保することとしており、日本側が2014年から設計検討を開始しているコールドプール設置型の崩壊熱除去系は、過酷事故時のコアキャッチャー上の溶融物質炉心冷却機能にも活用可能となっている。
近澤 佳隆; 加藤 篤志; 鍋島 邦彦; 大高 雅彦; 鵜澤 将行*; 猪狩 理紗子*; 岩崎 幹典*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
JSFR実証施設のBOP設備として燃料取扱設備、電源設備、空調・補機冷却系、建屋配置等を対象として、SDCを満足するため設計方針と評価についてまとめた。燃料貯蔵設備については原子炉冷却系と同様の考え方による除熱系の多重・多様化の強化、電源設備については従来の非常用電源の強化に加え代替非常用電源の追加、空調・補機冷却系:安全系機器の依存関係の明確化、多様化の観点から崩壊熱除去を海水冷却で行った場合の影響評価、建屋配置については外部事象評価の概要(地震,津波,風,雪)、分散配置方針、漏えい対策等を中心に安全設計クライテリア及びそのガイドラインの設定の背景となった評価結果を報告する。
秋場 真人; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 西谷 健夫; 小西 哲之
プラズマ・核融合学会誌, 79(9), p.929 - 934, 2003/09
原研における超臨界圧水を冷却水に用いた核融合発電プラント用ブランケットの設計,開発の現状に関するレビュー論文である。原研では超臨界圧水を用いた核融合発電プラントの概念設計を進めた結果、システムの発電効率として40%以上が得られる見通しを得た。この成果に基づき、発電プラント用ブランケットのより詳細な構造検討を実施した。まず2次元コードを用いてブランケット内の固体増殖・増倍材の温度分布を評価し、各々の充填層の厚さを決定した。これに基づいて2次元輸送コードを用いてトリチウム増殖比の評価した結果、局所で1.4以上、全体で1以上のTBRを得られる見通しを得た。さらに複雑な構造の製作手法として高温等方加圧法を採用して第一壁の模擬試験体を製作し、5000回以上の熱サイクルに耐えることを実証した。
山本 信夫
JAERI-Data/Code 99-023, 65 Pages, 1999/04
JAERI-Data-Code-99-023.pdf:2.6MB
原子力発電プラントデータベースは、原子炉設置許可申請書を情報源として、国内の軽水型原子力発電所50基分の設計情報をデータベース化したものであり、平成7年度に日本原子力研究所大型計算機版を公開した。今回構築したインターネット版は、大型計算機版の格納情報のうち、「原子炉設置許可申請書・添付書類八 原子炉施設の安全設計に関する説明」に関する部分について、インターネットを通じて情報を提供できるようにしたものであり、設備や機器の形状、寸法、性能などの64,000点の情報を格納している。本報告書は、本インターネット版のデータベース構造、プログラム仕様、検索機能についてまとめたものである。
山本 信夫; 泉 文男*
JAERI-Data/Code 95-018, 634 Pages, 1995/12
JAERI-Data-Code-95-018.pdf:27.21MB
日本原子力研究所では、原子力安全性研究などで必要となる国内の原子力発電プラントの設計情報を、迅速かつ的確に提供する目的で、「原子力発電プラント・データベース(PPD)」を構築している。PPDは、国内の軽水炉原子力発電プラントの原子炉設計許可申請書を情報源として、各プラントの設計方針、機器の台数や容量、材料、構造、型式などをデータベース化したものである。本報告書は、PPDを利用者がより有効に活用できるように、データベース構造、データ格納ファイルのファイル様式などを中心に、これまでにデータベース化した設計情報の項目をまとめたものである。
山路 昭雄; 迫 淳
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(6), p.510 - 520, 1994/06
被引用回数：15 パーセンタイル：76.97(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。
多目的高温ガス実験炉設計室
JAERI-M 84-210, 221 Pages, 1984/12
本書は、昭和59年3月に終了した最新の設計である詳細設計(II)に基づいて、多目的高温ガス実験炉の設備設計を「原子炉設置許可申請書 添付書類ハ」の形式にまとめたものである。詳細設計(II)は、原子炉熱出力50MW、原子炉出口冷却材温度950
C等を基本条件とするプラント全体設計であり、安全性の妥当性も安全解析によって確認されている。本設計のプラント系統・安全計画に関しては、安全設計の方針、安全設計上の要求とその適合のための設計方針、耐震設計並びにプラント配置としてまとめる。さらに、実験炉を構成する系統・設備については、設計の方針、主要仕様、主要設備の順に記述する。
泉 文男; 市川 逵生
JAERI-M 84-113, 35 Pages, 1984/06
原子力発電プラント・データベースの開発は、1983年4月より整備・開発が行われ、日本国内において運転及び計画されている原子力発電プラントの原子炉施設の安全設計に関するデータについて、データベースの整備が終了した。この報告書は、そのデータをディスプレイ上で検索するための利用手引書である。
泉 文男; 中村 仁一
JAERI-M 82-132, 481 Pages, 1982/10
日本国内の原子力発電プラントの性能・装置・機器について、1981年12月までのデータを整理・収録している。このデータ集は、先の報告書1979年版(JAERI-M8947)と、1980年版(JAERI-M9629)の両報告書を基礎に、データの変更のあったものは修正し、また新たに入手したデータは追加されている。収録のデータは、すべて専用のデータ処理プログラム"FREP"によって処理され、表形式にまとめられている。今年度版には、端末からTSS(Time Sharig System)サービス網を利用してデータ検索する方法をAppendixに加えた。
泉 文男; 森島 淳好; 鈴木 元衛; 原山 泰雄
JAERI-M 8947, 420 Pages, 1980/07
日本国内の原子力発電プラントの性能、装置、機器について1979年12月までのデータを整理、収録している。これらのデータは、1978年版(JAERI-M8083)以後の変更については修正され、また新たなプラントについては追加されている。収録のデータは、専用のデータ処理プログラムFREPによって処理され、表形式にまとめられている。
泉 文男; 原山 泰雄; 中島 鐵雄
JAERI-M 8083, 320 Pages, 1979/02
日本国内における原子力発電プラントの性能・機器・装置についてのデータを整理、収録したJAERI-M7261(1977)に基づき、その後の原子力発電プラントの増加や変更などに伴うデータの追加、修正を電算機により処理し、1978年12月までの各プラントのデータを表形式にまとめた。
泉 文男; 原山 泰雄
JAERI-M 7261, 255 Pages, 1977/09
日本国内の原子力発電プラントの性能・機器・装置についてのデータを整理、収録したJAERI-M5959(1975),JAERI-M6732(1976)に基づき、その後の原子力発電プラントの増加や、変更等に伴なうデータの追加、修正を電算機により処理し、1977年6月までの各プラントのデータを表形式にまとめた。
泉 文男; 原山 泰雄
JAERI-M 6732, 181 Pages, 1976/10
1975年1月、原子力発電プラント諸元リスト(国内編)を、JAERI-M 5959として刊行した。これは1974年までの日本の国内で設計・建設・運転されている営業用原子力発電プラントデータを整理したものである。その後原子力発電プラントの増加や、変更等があった。それらのデータの追加、修正を行い、1975年までの各プラントの諸元を電算機により作表し、1976年度版として刊行する。
栗山 實; 森島 淳好
JAERI-M 5995, 35 Pages, 1975/02
米国で運転・建設・計画されている営業用軽水炉発電プラントのうち、PWR85基、BWR52基の核的特性の諸元データを、それぞれ17項目、13項目について編集し、電算機により作表した。
栗山 實; 森島 淳好
JAERI-M 5987, 38 Pages, 1975/02
米国で運転・建設・計画されている営業用軽水炉発電プラントのうち、PWR 85基、BWR 52基の熱水力諸元データをPWR 23項目、BWR 15項目について編集し、電算機により作表した。
栗山 實; 森島 淳好
JAERI-M 5968, 27 Pages, 1975/01
米国で運転、建設、計画されている営業用軽水炉発電プラン卜のうち、BWR型52基、PWR型85基の諸元を電算機により作表したリス卜の第1部で、諸元別に原子力プラントの概況のデータをまとめたものである。項目としては、Docketナンバー、所在地、所有者、建設者、圧力容器、核蒸気系、格納容器の製作者など8項目をとった。また、Docketナンバー索引、プラント名索引を付した。
森島 淳好; 藤田 操; 栗山 實
JAERI-M 5959, 118 Pages, 1975/01
日本の国内で設計・建設・運転されている営業用原子力発電プラント20基について、のべ436項目の諸元を電算機により作表したものである。索引として、1キーワード索引(KWOC)およびアルファベット順索引を付した。
迫 淳; 太田 充; 関 泰; 大和 春海*; 平岡 徹; 田中 吉左右; 浅見 直人*; 森 茂
JAERI-M 5502, 17 Pages, 1973/12
ヘリウム冷却型卜カマク炉の試設計を行ない、炉心プラズマ、炉構造、ブランケッ卜物理、材料について評価した。この炉の主要設計パラメータは次のとおりである;炉出力2000MWt、第1壁熱負荷2MW/m
、プラズマ主/副半径10/2m、平均トロイダル磁束密度60kG、炉入口/出口冷却体温度400・600C、ブランケット親物質Li
Oペブル、第1壁材料Incoloy800。
