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論文

Development of the severe accident evaluation method on second coolant leakages from the PHTS in a loop-type sodium-cooled fast reactor

山田 文昭; 今泉 悠也; 西村 正弘; 深野 義隆; 有川 晃弘*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

ループタイプ・ナトリウム冷却高速原型炉の設計基準事故(DBA)を超える除熱機能喪失の一つとして、2箇所の1次冷却材漏えいによる原子炉容器液位確保機能喪失(LORL)のシビアアクシデント(SA)評価手法を開発した。2ヶ所の1次冷却材漏えいは、DBAの出力運転中の1ヶ所の1次冷却材漏えいに伴う原子炉停止後の低温停止中に、別ループの1次冷却系配管において2ヶ所目の漏えいが発生し、過度に原子炉容器(RV)液位が低下し、LORLに至る可能性がある。本論文では、想定される漏えい部位の組合せから、厳しいRV液位となる代表事故シーケンスの選定、RVへの冷却材ナトリウムの汲み上げ、1次主冷却系のサイフォンブレークによるRV内冷却材ナトリウムの汲み出し停止の液位確保策、RV液位を過度計算するプログラム、液位計算プログラムを用いた代表事故シーケンスのRV液位挙動を示した。評価の結果、DBAを超える2ヶ所の1次冷却材漏えいに対して、2ヶ所目漏えいに対する液位確保策により崩壊熱除去運転に必要なRV液位が確保され、除熱機能喪失を防止できることを明らかにした。

論文

Investigation of multi-dimensional effect in sodium leak and fire behavior

大野 修司

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2014/12

高速炉冷却材ナトリウムが大流量でコラム状に漏えいし床で衝突飛散する場合の燃焼挙動と熱影響について、大規模ナトリウム燃焼試験における試験容器内部温度や酸素濃度の測定結果をもとに分析評価した。その結果、ナトリウム燃焼が大空間内部の限定された領域で生じる場合の局所的な酸素欠乏によって燃焼が抑制・緩和される効果が存在することを明らかにした。

論文

Study on safety evaluation for nuclear fuel cycle facility under accident conditions

阿部 仁; 田代 信介; 森田 泰治

JAERI-Conf 2005-007, p.199 - 204, 2005/08

核燃料サイクル施設の総合的な安全性を評価するためには、放射性物質の放出挙動評価のためのソースタームデータが必要である。本報ではおもにTRACYで取得してきた溶液燃料臨界事故時に対するソースタームデータについて報告する。過渡臨界後約4.5時間の時点におけるヨウ素の放出割合は、過渡臨界直後に調整トランジェント棒を溶液燃料に再挿入した場合で約0.2%、調整トランジェント棒を挿入せず臨界状態を継続させた場合で約0.9%であった。また、逆炉周期が約100(1/s)の場合で、Xe-141の放出割合は90%以上であった。さらに、現在計画中の火災事故に対する研究計画についても言及する。

報告書

安全研究専門部会総括評価結果報告書

研究評価委員会

JAERI-Review 2005-018, 45 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-018.pdf:4.39MB

研究評価委員会は、原子力二法人統合により設立される新法人での事業の開始に向け、中期計画作成の参考とするため、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」及び「研究所評価委員会及び研究評価委員会規程」に基づき、8名の外部専門家で構成される安全研究専門部会を設置し、安全研究に関して原研から新法人へ引き継がれると想定される事業について、総括評価を実施した。安全研究専門部会は、平成16年6月から平成16年8月にかけて、当該部門の評価活動を実施した。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会会合(平成16年7月27日開催)における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目,評価の視点,評価の基準に従って行われた。同専門部会が取りまとめた評価結果報告書は、平成16年12月1日に行われた研究評価委員会会合に提出され、審議された。審議の結果、研究評価委員会は、この評価結果を妥当と判断した。本報告書は、その評価結果である。

報告書

溶液表面での気泡の破裂に伴うミスト放出挙動評価モデルの検討

阿部 仁; 田代 信介; 森田 泰治

JAERI-Research 2004-014, 19 Pages, 2004/09

JAERI-Research-2004-014.pdf:1.33MB

溶液燃料臨界事故時には、溶液表面での放射線分解ガス気泡の破裂によって、溶液燃料の一部がミストとして気相中に放出される。したがって放射性物質の放出挙動を評価するためには、ミストの放出挙動の定量的評価が重要である。そこで、ミスト放出挙動試験を実施するとともにミストの放出に関する評価モデルを作成した。ミスト放出挙動試験では、LiNO$$_{3}$$水溶液中に微小な孔を開けた気泡発生管を介して窒素ガスを送り込むことで気泡を発生させ、溶液表面での気泡の大きさをビデオマイクロスコープシステムで計測した。ミストを溶液表面から決められた高さに設置したガラス繊維ろ紙に付着させ、付着したLi量を炎光分析によって同定し到達ミスト量を求めた。破裂直前の気泡は、浮力と気泡が溶液表面を持ち上げることで新たに形成した溶液面の張力がつりあっているものと仮定し、この溶液面部分が破裂によってミストとなり、気相中に放出されるものと考えることで、ミスト放出挙動評価モデルを作成した。放出されるミストの粒子径分布は対数正規分布に従うと仮定し、幾何平均径及び幾何標準偏差をパラメータとして試計算を行うとともにミスト放出挙動試験との比較検討を行った。その結果、鉛直上方向へのミストの到達量を大きな矛盾なく評価できることを示した。

報告書

HTTR水素製造システムの確率論的手法を用いた可燃性ガス漏えい頻度評価(受託研究)

清水 明; 西原 哲夫; 森山 耕一*

JAERI-Tech 2004-051, 69 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-051.pdf:4.68MB

日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は核熱利用技術開発のためメタンの水蒸気改質による水素製造システムを接続することを計画している。本システムではこれまでの原子炉設備と異なり、原子炉に近接して大量の可燃性物質を取扱うため、これらの存在を考慮した安全設計を行う必要がある。本報告では、可燃性ガス漏えいの発生頻度について確率論的手法を用いて評価した結果を述べる。可燃性ガスを内包する機器,配管を系統別に区分し、安全設計で定めた緊急遮断弁の設置,可燃性ガス二重管化等の火災・爆発対策を勘案して、漏えいの発生頻度を計算した。火災・爆発の確率は漏えい確率と着火確率の積となるが、着火確率の評価は非常に困難であるために安全側に1として検討を進めた。このため、火災・爆発が防止できる安全目標については漏えい発生頻度を10$$^{-6}$$/年以下に設定して、安全対策の妥当性を調べた。その結果、可燃性ガス配管の二重管化,計装配管の小口径化,漏えい検知器,漏えい遮断設備等が、火災・爆発の規模を小さくし、原子力プラントを災害から防護するうえで有効であることを確認した。

報告書

HTTR制御棒引抜き試験の動特性解析(受託研究)

高田 英治*; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 島川 聡司; 野尻 直喜; 藤本 望

JAERI-Tech 2004-048, 60 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-048.pdf:4.18MB

高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するため、高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)において、反応度投入及び炉心除熱量減少を試験として実機の原子炉で生じさせる安全性実証試験を実施している。安全性実証試験の1つである制御棒引抜き試験について、1点炉近似モデルにより試験時の動特性解析を実施した。実測値と解析値の比較から、1点炉近似モデルが試験の結果を再現できることを確認した。また、添加反応度,温度係数,物性値等の各パラメータについて、制御棒引抜き事象に対する原子炉動特性への感度を明らかにした。

報告書

Safety demonstration test (SR-2/S2C-2/SF-1) plan using the HTTR (Contract research)

坂場 成昭; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 高田 英治*; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 栃尾 大輔; 橘 幸男; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 2004-014, 24 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-014.pdf:1.06MB

高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また実用高温ガス炉及び第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。本報は、2004年に計画している制御棒引抜き試験,循環機停止試験,流量部分喪失試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について述べたものである。事前解析の結果、炉心の負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着くことが明らかとなった。

報告書

Safety demonstration test (S1C-2/S2C-1) plan using the HTTR (Contract research)

坂場 成昭; 中川 繁昭; 高田 英治*; 橘 幸男; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 栃尾 大輔; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 2003-074, 37 Pages, 2003/08

JAERI-Tech-2003-074.pdf:1.83MB

高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当する試験として、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に行う計画である。本報は、2003年8月に計画している循環機停止試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について示す。事前解析の結果、循環機停止後、負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着き、この間の炉内温度変化が緩慢であることが示された。

報告書

HTTR安全性実証試験(SR-1/S1C-1)の試験計画(受託調査)

中川 繁昭; 坂場 成昭; 高田 英治*; 橘 幸男; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 沢 和弘

JAERI-Tech 2003-049, 22 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-049.pdf:1.17MB

高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するために、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験を行う。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当する試験(ただし、スクラムなし)として、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に行う計画である。試験に対する挙動解析と実測データの比較検討により、炉心動特性コード,プラント動特性コード等の安全評価コードの高精度化と検証を行い、十分信頼性のある安全設計・評価技術を確立する。これらの成果は、高温ガス炉の安全設計方針,安全評価方針等の作成に役立てる。本報は、HTTRの安全性実証試験全体計画を示すとともに、2003年3月に計画している制御棒引抜き試験及び循環機停止試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について示す。

論文

Safety demonstration test plan of HTTR; Overall program and result of coolant flow reduction test

坂場 成昭; 中川 繁昭; 橘 幸男

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.293 - 299, 2003/00

高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当するものとして、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に実施する計画である。本報では、安全性実証試験の全体計画及び循環機停止試験の試験方法,試験条件,解析結果及び試験結果について述べる。循環機停止試験の結果、循環機停止による1次冷却材流量の急激な低下の後、原子炉スクラムを伴わずに、炉心の負の反応度フィードバック特性のみにより原子炉出力が低下・整定することが明らかにされた。

報告書

Nuclear criticality safety handbook, 2; English translation

臨界安全性実験データ検討ワーキンググループ

JAERI-Review 2001-028, 217 Pages, 2001/08

JAERI-Review-2001-028.pdf:10.04MB

「臨界安全ハンドブック」第1版(昭和63年刊行)に、「臨界安全ハンドブック改訂準備資料」(平成7年刊行)の内容を盛込んで、この第2版を作成した。第2版では、以下の2点を新規に追加した。(1)実際の化学プロセスが持つ安全裕度を溶解工程及び抽出工程に対するモデル計算の形で例示したこと。(2)臨界事故への対応として、臨界事故の評価方法及び臨界警報装置の設計・設置の考え方について記述したこと。また、臨界安全評価を行う際のモデル化について、均質と見なしてよい燃料粒径や、燃料濃度の不均一性の影響,燃焼度クレジットなど、これまでの研究成果を踏まえ、内容の充実を図った。さらに、第1版では、臨界条件データとその計算に用いられたJACSコードシステムの計算誤差評価結果との間に対応のとれていないものが一部含まれていたが、今回の改訂ではその整合を図った。この報告書は、1999年にJAERI1340として日本語で刊行した「臨界安全ハンドブック第2版」の英訳である。

報告書

RI・研究所等廃棄物の処理処分研究; 燃料サイクル安全工学部における研究の現状

燃料サイクル安全工学部

JAERI-Review 2001-019, 108 Pages, 2001/07

JAERI-Review-2001-019.pdf:6.04MB

日本原子力研究所燃料サイクル安全工学部では、医療機関や研究機関などから発生する放射性廃棄物(RI・研究所等廃棄物)を安全かつ合理的に処理処分するための研究を進めている。具体的には、溶融固化体の性能に関する研究、我が国の浅地中環境の調査、統合化処分システムの検討、安全評価に必要なデータの取得及び整備、処分システムに応じた安全解析等を実施している。本レポートでは、これまで進めてきたRI・研究所等廃棄物の処理処分に関する研究の現状及び今後の取り組み等について示した。

論文

Development of a simulation model and safety evaluation for depressurization accident without reactor scram in an advanced HTGR

中川 繁昭; 七種 明雄; 國富 一彦

Nuclear Technology, 133(2), p.141 - 152, 2001/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.03(Nuclear Science & Technology)

高圧ガス炉(HTGR)のシビアアクシデントとなる可能性を持つ事象の1つである減圧事故に原子炉スクラム失敗が重なった事故事象(DAWS)の詳細な安全解析が可能となるように、原子炉動特性及び原子炉圧力容器(RPV)表面からの間接冷却を模擬する新しい解析モデルを開発した。新しい解析モデルの特徴は以下のとおりである。(1)DAWS発生後の再臨界や出力振動を引き起こす現象を模擬できるよう既存の単チャンネル動特性解析モデルに、Xeの蓄積崩壊に伴う反応度変化を考慮できるようにした。(2)単チャンネル動特性解析モデルと2次元の炉心温度解析モデルを結合させることにより、RPV表面からの間接冷却をモデル化したこと。(3)ブロック型HTGRの燃料体としてピン・イン・ブロック型及びマルチホール型の炉心についての解析が可能であること。ピン・イン・ブロック型燃料体を採用した450MWtのHTGRについて、DAWSの解析を実施した。解析の結果、RPV表面からの間接冷却の受動的な冷却系のみで燃料最高温度は1800$$^{circ}C$$以下に制限されることから、シビアアクシデントフリー炉としての設計の成立性があることを確認した。開発した解析モデルについては、日本における将来HTGRの設計に適用できる。

報告書

JACSコードシステム計算誤差評価表の基礎データ

村崎 穣*; 奥野 浩

JAERI-Data/Code 99-019, 103 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-019.pdf:3.69MB

この報告書は、「臨界安全ハンドブック」に記載されている計算誤差評価表の元になるデータを明らかにすることを意図した資料である。同表は、臨界安全評価コードシステムJACSのベンチマーク計算結果を体系により分類して得られたもので、一般形状のものと反射体付き単純形状のものの2種類がある。ベンチマーク計算結果は、さらに燃料の均質・非均質の別、燃料の種類(ウラン、プルトニウム、その混合など)により8つの燃料グループに区分されている。一般形状の計算誤差評価表について、根拠となるデータを網羅するのはこの報告書が初めてである。反射体付き単純形状については、1987年に技術報告書が出されたが、その後、臨界安全ハンドブック作成のワーキンググループにて均質低濃縮ウラン体系についてさらにデータの取捨選択が行われた。本報告書は、この結果にも触れる。さらに、OECD/NEAにて臨界安全ベンチマーク実験の評価が行われたのを受けて、同評価結果も取り入れた。

報告書

臨界安全ハンドブック第2版

臨界安全性実験データ検討ワーキンググループ

JAERI 1340, 189 Pages, 1999/03

JAERI-1340.pdf:8.41MB

「臨界安全ハンドブック」第1版(昭和63年刊行)に、「臨界安全ハンドブック改訂準備資料」(平成7年刊行)の内容を盛り込んで、この第2版を作成した。第2版では、以下の2点を新規に追加した。(1)実際の化学プロセスが持つ安全裕度を溶解工程及び抽出工程に対するモデル計算の形で例示したこと。(2)臨界事故への対応として、臨界事故の評価方法及び臨界警報装置の設計・設置の考え方について記述したこと。また、臨界安全評価を行う際のモデル化について、均質と見なしてよい燃料粒径や、燃料濃度の不均一性の影響、燃焼度クレジットなど、これまでの研究成果を踏まえ、内容の充実を図った。さらに、第1版では、臨界条件データとその計算に用いられたJACSコードシステムの計算誤差評価結果との間に対応のとれていないものが一部含まれていたが、今回の改訂ではその整合を図った。

論文

「国際臨界安全ベンチマーク実験ハンドブック」の紹介

小室 雄一

日本原子力学会誌, 40(9), p.697 - 701, 1998/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

1992年10月、米国DOEは臨界実験データの鑑定、評価及び編集を行うプロジェクトをINELに委託した。プロジェクトの名称は標記の通りである。その後、本プロジェクトはOECD/NEAの下での国際的な活動として進められている。活動の成果は「International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments」と題する文献にまとめられ、その内容は年々増加している。本稿では、活動の概要を紹介して、ハンドブックの積極的な活用を訴える。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心の線量評価

木名瀬 政美; 橘 晴夫

JAERI-Tech 97-058, 101 Pages, 1997/11

JAERI-Tech-97-058.pdf:3.25MB

JRR-3は、約20%濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却のスイミングプール型研究炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料炉心計画が進められており、燃料として現在のウランアルミニウム分散型燃料(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。本報告書では、JRR-3のシリサイド燃料炉心計画の一環として実施した周辺公衆の線量評価(安全設計評価及び立地評価)について述べたものである。評価に関しては、評価結果が厳しくなるように種々の評価条件を設定した。その結果、線量評価に関する安全性及び立地条件の適否を判断する基準を十分満足することを確認した。

論文

Method and results of safety evaluation of the high-temperature engineering test reactor

中川 繁昭; 國富 一彦; 沢 和弘

Nuclear Technology, 115(3), p.266 - 280, 1996/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:33.71(Nuclear Science & Technology)

現在日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$C、熱出力30MWの黒鉛減速・ヘリウム冷却型原子炉である。HTTRの安全評価は、高温ガス炉としての固有の安全性及びHTTRの設計上の特徴を考慮して行った。安全評価に当っては、事象選定、解析条件及び判断基準を新たに定めた。評価結果は、HTTRの設計の妥当性及び立地条件の適合性とともに、優れた安全特性を示した。

報告書

核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 Q&A編

遮蔽安全性実証解析専門部会

JAERI-Review 96-002, 30 Pages, 1996/01

JAERI-Review-96-002.pdf:2.11MB

本報は「核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 Q&A編」として、遮蔽安全設計やその評価に携わろうとする人々が共通して持つ疑問(Q)に対し、解答(A)を示したものである。Q&Aとしては、約40項目あり、これらは、(1)遮蔽の概要、(2)遮蔽設計の方法、(3)遮蔽材、(4)バルク遮蔽、(5)ストリーミング、(6)スカイシャイン、および(7)遮蔽性能の確認、の7分野に分けて記載されている。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」のメンバーが原稿の執筆を担当し、さらに同専門部会で検討を加えた。ここで、本報には、日本原子力研究所が、科学技術庁から受託した「平成5年度遮蔽安全性実証解析」の成果の一部を含んでいる。

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