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飯島 和毅
エネルギー・資源, 44(6), p.372 - 377, 2023/11
東京電力福島第一原子力発電所事故では、環境中に多くの放射性物質が放出された。大規模な復興に向けた取り組みの柱である除染を中心に、課題にどう取り組んできたのかを俯瞰した。
4模擬燃料バンドルにおける高圧域ボイド率分布計測永武 拓; 柴田 光彦; 上澤 伸一郎; 小野 綾子; 吉田 啓之
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
原子力機構で開発している核熱カップリングコードに適用する熱流動解析コードには、核計算に必要な実機条件での集合体内ボイド率分布評価が要求されているため、高温・高圧下で実験データを用いた妥当性確認が必要となる。そこで、コード妥当性確認のためのデータ取得を目的とし、ワイヤメッシュセンサを用い、44模擬燃料集合体バンドル内の瞬時ボイド率分布の計測を実施している。本報では、大気圧から2.6MPaまでの範囲において、圧力・流量をパラメータとした二相流実験を実施した結果について報告する。
山野 秀将; 栗坂 健一; 高野 和也; 菊地 晋; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 白倉 翔太*
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
溶融塩蓄熱式高速炉の安全設計方針及びリスク評価技術、ナトリウム-溶融塩の熱交換性能評価技術と伝熱向上方策、及びナトリウム-溶融塩の化学反応特性評価と安全性向上方策を開発する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要について報告する。
石田 真也; 田上 浩孝; 飛田 吉春; 岡野 靖; 山野 秀将; 久保 重信
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)の評価に際し、CDAの起因過程から遷移過程までの一貫解析を可能とするとともに多様な炉心にも適用できるようにするため、日仏協力のもとでSIMMER-Vの開発を進めている。本研究ではこの開発の中心となる詳細燃料ピンモデルを開発し、一貫解析に必要な事故の開始から燃料ピンの破損までの燃料ピンの挙動の模擬を可能とした。加えて、詳細燃料ピンモデルを構成する各種モデルの検証を行い、高速炉の安全評価ツールとしての信頼性を向上させた。
石井 克典; 守田 圭介; 野口 弘喜; 青木 健; 水田 直紀; 長谷川 武史; 永塚 健太郎; 野本 恭信; 清水 厚志; 飯垣 和彦; et al.
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2023/09
JAEA initiated the HTTR heat application test project coupling a hydrogen production facility to the HTTR (high temperature engineering test reactor). The project aims to establish "coupling technologies" between HTGR and hydrogen production achieving large-scale, stable and economically competitive carbon-free hydrogen production using the HTGR heat. Important considerations towards establishment of coupling technologies are development of system technologies for HTGR hydrogen production systems and components required for coupling between two facilities. This paper explains a system concept of the HTTR heat application system which can maintain safe and stable operation of the HTTR against temperature transients induced by abnormal events in a hydrogen production plant with the results of operational scheme as well as heat and mass balance of the system. Development plans for hot gas duct, high temperature isolation valves and helium gas circulators are also presented.
岡島 智史; 高屋 茂; 若井 隆純; 浅山 泰
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 3 Pages, 2023/09
(一社)日本機械学会 動力エネルギーシステム部門の30周年を記念し、「JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation」の第3巻として「Sodium-cooled Fast Reactor(ナトリウム冷却高速炉)」が発刊となった。ナトリウム冷却高速炉は高温低圧の運転条件をはじめとして、軽水炉とは異なる特徴が多くあり、その設計及び維持にあたっては、軽水炉とは異なる考慮が必要となる。我が国では、ナトリウム冷却高速炉の実用化に向けて、炉の特徴を踏まえて適切な設計及び維持を行う手法の整備を目指した研究開発が継続的に実施されてきた。本報では、本書の5.6節から5.8節に記載した、これまでにナトリウム冷却高速炉の実用化に向けて積み重ねられた研究開発とその成果としての規格基準類の開発について概説する。
江連 俊樹; 秋元 雄太; 松下 健太郎; 田中 正暁
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
ナトリウム冷却高速炉(高速炉)のホットプレナムでは、自由表面部のくぼみ渦に起因するカバーガス巻込み(ガス巻込み)の抑制が重要な熱流動課題の一つとなっている。このため、ガス巻込み評価手法および評価ツール(StreamViewer)の整備を進めている。本研究では、タンク型高速炉ホットプレナム部のガス巻込み評価へのStreamViewer適用に向け、渦中心線に沿う減圧量の3次元分布と水頭圧との比較によるくぼみ深さの評価モデルについて、簡略化したホットプレナム体系での水試験結果を対象に妥当性を確認した。
田中 正暁; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 横山 賢治; 上羽 智之; 江沼 康弘; 若井 隆純; 浅山 泰
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
日本機械学会動力エネルギーシステム部門の30周年を記念し、「JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation(JSMEシリーズ 火力・原子力発電)」の第3巻として「Sodium-cooled Fast Reactor(ナトリウム冷却高速炉)」(本書)が発刊となった。本報では、本書の第5章にまとめられている、SFR開発に必要な枢要技術である熱流動及び安全性に関連するR&D成果等について概説するとともに、経験を含めた豊富な知識(ナレッジ)を活用し、最新の数値シミュレーション技術を組み合わせた革新炉の社会実装を支援する統合評価手法「ARKADIA」の開発状況について概説する。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 中峯 由彰*; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 飯田 将来*; 田中 正暁
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
原子力機構では、開発コストの低減を目的とし、ナトリウム冷却高速炉の仮想プラントモデルを計算機内に構築することにより、コストのかかる実験を、さまざまなプラント状態における機器間の相互作用を考慮可能な数値計算に代替する連成解析手法の整備を進めている。本報では、米国高速実験炉EBR-IIのULOHS模擬試験を対象とした計算結果と、炉心入口温度や原子炉出力等の実験データとの比較により、仮想プラントモデルの適用性を確認した結果を報告する。
久保 真治
日本エネルギー学会機関誌えねるみくす, 102(4), p.428 - 438, 2023/07
高温ガス炉は、安全性に優れる次世代の革新炉である。高温ガス炉より熱・蒸気・電気などを発生させ、これらを水素製造プロセスに与えることによって、水やメタンなどの原料から水素に製造することができる。本稿では、高温ガス炉の構造の概要、高温ガス炉の研究炉を用いた水素製造の実証計画、また、高温ガス炉を用いた水素製造法候補である熱化学水素製造法ISプロセスに関し、熱化学法の原理、日本原子力機構におけるISプロセスの研究開発の経緯と現状について紹介する。
久保 真治
水素エネルギーシステム, 48(2), p.126 - 132, 2023/06
高温ガス炉は、安全性に優れる次世代の革新炉である。高温ガス炉より熱・蒸気・電気などを発生させ、これらを水素製造プロセスに与えることによって、水やメタンなどの原料から水素に製造することができる。高温ガス炉を用いた水素製造法として、メタンの水蒸気改質法や高温水蒸気電解法や水の熱分解法が挙げられる。本報では、水素製造のエネルギー源となる高温ガス炉および水素製造技術の概要、原子力機構における高温ガス炉および水素製造法の研究開発の現状と展望について解説する。
Mo/
Tcの生成那須 拓哉*; 藤田 善貴
エネルギーレビュー, 42(10), p.15 - 18, 2022/09
がんの検査等に利用されているテクネチウム-99m(Tc)は最も多用されている医用ラジオアイソトープであり、モリブデン-99(Mo)の核崩壊によって生成される。我が国ではMoの全量を海外原子炉での製造/輸入に依存している。しかし、海外原子炉の老朽化に伴う廃炉や不具合、自然災害による輸送トラブルなどにより、国産化による安定供給のニーズが高まっている。この状況を踏まえ、国内の加速器や原子炉等様々な施設でのMo製造が検討されている。この中で、国内事業用発電炉でのMo製造の可能性を探るため、既設PWRを用いた概念検討を実施している。本検討は、文部科学省国家課題対応型研究開発推進事業原子力システム研究開発事業「国内の原子力インフラを活用した医用RIの自給技術確立に向けた研究開発」の中で、令和2年度より「放射化法によるMo製造プロセスの軽水炉(PWR)への適用性の検討」として取り進めているものである。本稿では、Mo生成プロセス,Mo供給プロセス,
Mo回収プロセスの3つのプロセスに必要な技術開発状況について述べる。
内用療法向け
Acの生成前田 茂貴; 北辻 章浩
エネルギーレビュー, 42(10), p.19 - 22, 2022/09
Ac-225は医薬品向け放出核種として注目されており、今後需要が増えることが見込まれる。創薬分野の研究開発のみならず経済安全保障の観点でも国産化が急務である。「常陽」では、Ac-225製造の技術基盤を確立するため、「常陽」に隣接するPIE施設への照射装置の迅速な払出し技術の確立、Ra-226の中性子照射によるAc-225製造量評価、Ra-226からAc-225を効率的に回収するための分離プロセスを検討している。本発表では、「常陽」での照射からPIE施設への移送、化学処理の経過時間による減衰を考慮しても十分なAc-225製造が可能なこと及びDGAレジンを吸着材として用いることにより、Ra及び照射により生成が予想される不純物を除去しAcを単離できる見通しについて報告する。また、原子力委員会のRI製造部会のアクションプランを踏まえた今後の計画を述べる。
田崎 真樹子; 木村 隆志
エネルギーレビュー, 42(9), p.62 - 63, 2022/08
1991年12月のソ連邦崩壊に伴い独立国家となったウクライナには、ソ連の核兵器等が残された。ただし同国は、1990年には既に非核化の方針を明確にしており、露国等とも戦術核の露国への移送や戦略核の廃棄等で合意していた。しかし独立後、露国との間でクリミアやセヴァストポリの領有権、また黒海艦隊の帰属等に係る課題が浮上し、ウクライナ国内では、核兵器保有オプションを取引手段として有効活用することを求める声があった。1992年3月、ウクライナは突如、実施中であった露国への戦術核の引き渡しを停止、その後、米露の説得により戦術核の移送再開を決定したが、その間、露国は密かに戦術核の移送を完了させており、ウクライナを激怒させた。一方戦略核について、米ソは、1991年7月、第一次戦略兵器削減条約(START I)に署名したが、ソ連崩壊に伴い、露国の意向に反してウクライナ,ベラルーシ及びカザフスタンが自らを条約当事国であると主張し紛糾していた。これに対し米露は、1992年5月、上記3か国を条約当事国として認めるが、一方でウクライナ等の核不拡散条約(NPT)への早期加入や、露国によるソ連の核兵器等の一元的な管理等の方針を確認する内容を盛り込んだSTART Iの附属議定書(通称:「リスボン議定書」)の締結に成功し、ウクライナ,ベラルーシ及びカザフスタンから、7年間(START Iの有効期間)に自国の核兵器を撤去するとの約束も取り付けた。1994年12月、米露英はウクライナと、ウクライナの独立,主権及び現行の国境の尊重、ウクライナに対して威嚇ないし武力行使を行わないこと、ウクライナに対して核兵器を使用しないこと、を含む計6項目を盛り込んだ「ブダペスト覚書」 に署名した。同覚書により、「NPTに加入する法」が発効して、同日、ウクライナはNPTに加入し 、また同国がNPTに加入するまではSTART I批准書の交換を行わないとしていた露国もSTART Iの批准書の交換を行い、同日、START Iが発効した。ウクライナは、このSTART Iの下で、1992年から米国が開始したCTRによる財政的支援等を受け、1996年6月1日に戦略核の露国への移送を完了させた。
小野 綾子; 山下 晋; 坂下 弘人*; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/07
原子力機構では、原子炉心部の二相流挙動に対して界面追跡法に基づく機構論的熱流動解析手法であるJUPITERやTPFITを適用する試みを行っている。より詳細な炉内熱流動を把握する計算手法を得ることで、安全評価の適正化や新型燃料の最適設計に資するため、開発が望まれている。しかしながら、界面追跡を用いた解析手法において、伝熱面から沸騰させるためには極めて微小な解析格子を設定する必要があり、原子炉燃料集合体などの大規模な計算体系への適用は不可能であることが大きな課題であった。そこで本研究では、大規模計算体系に対して計算コストを削減した、新しい簡易的な沸騰モデルを開発して、強制流動沸騰について熱流束および流速を変えた再現解析を実施した結果について報告する。
今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Akayev, A. S.*; Mikisha, A. V.*; Baklanov, V. V.*; Vurim, A. D.*
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/07
高速炉の炉心崩壊事故での炉心からの燃料流出後の残留炉心物質の冷却性は、炉心物質の配置に大きな影響を与え、それは炉容器内保持(IVR)達成のための重要な要素である。残留炉心物質の冷却は「インプレース冷却」と呼ばれ、その評価のため、実機の炉心での挙動をSIMMER-IIIで解析し、その解析結果に基づき重要度ランクテーブル(PIRT)の手法を適用した。そして、PIRTによって抽出された熱流動現象に着目した実験をEAGLE-3のフレームワークで実施した。実機のインプレース冷却の段階で発生し得る継続的な液位振動が実験では観察され、SIMMER-IIIで解析を実施した。解析結果の調査から、実験結果と解析結果の差異は、ナトリウム液位の上での非凝縮性ガスの残存と占有によることが分かったが、これは実験では非現実的だと考えられる。この問題を解決するため、非凝縮性ガスとナトリウム蒸気のガス混合モデルを開発し、その新モデルにより実験結果と解析結果の一致が大幅に改善された。
江村 優軌; 神山 健司; 山野 秀将
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/07
制御材である炭化ホウ素(B
C)はステンレス鋼との共晶反応により、双方の融点よりも低い温度で液相化する。そのため、ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時において、制御材の喪失や当該反応生成物の炉心領域内外への移行が炉心反応度に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、超高温域における反応挙動を把握することを目的として、BCペレットを溶融したステンレス鋼中に浸漬させる試験を行い、ペレットの減肉量に基づいた反応速度を検討した。
菊地 紀宏; 森 健郎; 岡島 智史; 田中 正暁; 宮崎 真之
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2022/07
原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉における熱過渡荷重と地震荷重に対する原子炉容器胴部の板厚の最適解を得るためのプロセスを代表例題として設定し、炉構造設計最適化手法を整備している。熱過渡荷重に対する原子炉容器の耐性は、ナトリウム冷却高速炉の構造健全性に関する安全性評価の重要な要因のひとつである。地震による機械荷重のような異なる破損メカニズムに対して共通した尺度となるように、熱過渡に対する機器の破損確率を、目的関数の要素を構成する変数の1つとして、設定した。設定した熱過渡荷重による破損確率の評価に用いる熱過渡荷重分布を求めるために、プラント動特性解析コードによるパラメーター解析を実施する。最適解を得るためには、設計変数の条件を変更して、相当回数のパラメーター解析を実施する必要がある。設計検討において、最適化に要する時間を短縮する必要があることから、まずは、時間のかかるこのパラメーター解析の自動化方法を検討し、最適化プロセスに実装した。
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/07
シビアアクシデントに至る可能性のある事故シナリオを同定し、その発生頻度を評価することは重要な課題である。本研究ではナトリウム冷却高速炉を対象とし、時間依存や事象の相互依存性を考慮できる動的PRA評価手法の確立を目指す。具体的には過酷事故解析コードSPECTRAに対して新たに連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)を適用し、外部ハザードに対する解析手法を開発する。現在、崩壊熱除去系における空気冷却器のフォルトツリーモデルをCMMCとして実装し、火山降灰に対するプラント過渡特性の試行解析が終了した。
田中 正暁; 堂田 哲広; 横山 賢治; 森 健郎; 岡島 智史; 橋立 竜太; 矢田 浩基; 大木 繁夫; 宮崎 真之; 高屋 茂
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2022/07
原子力イノベーションにおいて民間で実施される多様な炉システムの概念検討への支援を目的とし、既往知見を最大限活用した設計最適化や安全評価を実現するAI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法「ARKADIA」の開発を開始した。その一部として、設計基準事象までを対象に開発している「ARKADIA-Design」によって実現する、炉心及び炉構造分野での設計検討、並びに保守・保全計画立案に関わる最適化プロセスの具体化検討について報告する。
