Routing study of above core structure with mock-up experiment for ASTRID

高野 和也; 阪本 善彦; 諸星 恭一*; 岡崎 仁*; 儀間 大充*; 寺前 卓真*; 碇本 岩男*; Botte, F.*; Dirat, J.-F.*; Dechelette, F.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

仏実証炉ASTRIDにおいては、炉心の状態監視のため集合体出口温度や破損燃料検出のための計測設備が設置される。これらの計測用配管は炉心燃料集合体上部に設置され、炉上部機構(Above Core Structure: ACS)にて集約される。本検討では、ASTRID (1500MWth)におけるACSを対象に熱電対用配管と破損燃料検出用配管のレイアウトを3Dモデリングで検討するとともに、得られたレイアウト及び製作手順について検証するためにモックアップ試験を実施した。また、モックアップ試験を通じて製作性の観点から抽出された課題に対し、対応策を検討した。本検討は、ACSについて製作側から設計側へのフィードバックを提示するものであり、今後のACSの設計と製作性に係る知見拡大に貢献する。

Design study for reactor system of fast reactor JSFR; Concept of reactor system

川崎 信史; 阪本 善彦; 衛藤 将生*; 谷口 善洋*; 神島 吉郎*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.760 - 769, 2015/05

現在、日本では、次世代型ナトリウム冷却炉として、JSFRの概念検討を実施している。JSFRの原子炉構造の特徴は、原子炉容器径の過大な増大を避けたコンパクトな原子炉構造を構造及び流動健全性の確保とともに実現化した点にある。JSFRでは、容器径の増加防止のために、新型燃料交換機を単回転プラグとともに採用した。新型燃料交換機は、パンタグラフタイプのアームを有する燃料交換機であり、本燃料交換機をコラム型のUIS(炉上部機構)とともに採用することで、炉出力増加に伴う原子炉容器径の拡大を防止している。構造及び流動健全性の確保は、トップエントリ概念、ナトリウムダム、フローガイド構造などにより達成した。また、コラム型のUISも耐震剛性を有するように設計しており、これらの設計概念を紹介している。

Preliminary conceptual design of the secondary sodium circuit-eliminated JSFR (Japan Sodium Fast Reactor) adopting a supercritical CO turbine system, 1; Sodium/CO heat exchanger

木曽原 直之; 阪本 善彦; 小竹 庄司*

JAEA-Research 2014-015, 33 Pages, 2014/09

JAEA-Research-2014-015.pdf:27.33MB

ナトリウム冷却高速炉の安全性と経済性の更なる向上のために、超臨界炭酸ガスタービンシステムのJSFRへの適用性を検討した。本検討は、超臨界炭酸ガスタービンシステムを1次ナトリウム系に直結した2次系削除型JSFRに関するものである。ナトリウム/炭酸ガス熱交換器はこのシステムの重要機器の一つであることから、その構造や炭酸ガスリーク時の安全性に関して述べる。ナトリウム/炭酸ガス熱交換器は、PCHE方式とし、き裂進展防止と熱膨張低減のためにSiC/SiCセラミック複合材料をPCHEの材料に用いた。また、製作性や補修性の観点から多数の小型の熱交換PCHEモジュールを、その容器の中で組み合わせる構成とした。熱交換器における炭酸ガスリークも評価し、この結果、炉心や1次ナトリウムバウンダリーへの影響は無いことがわかった。

JSFR design study and R&D progress in the FaCT project

青砥 紀身; 宇都 成昭; 阪本 善彦; 伊藤 隆哉*; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00

http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2009/cn176/cn176_BoeS.pdf

JSFRの設計研究及び研究開発の進捗を報告する。2050年頃の導入を目指す実用炉は1,500MWeを対象とし、2025年頃の運開を計画している実証炉は500から750MWeを想定して設計研究を進めており、経済性,信頼性及び安全性向上のための革新技術についても研究開発を行っている。厳しい地震条件にも耐え得る原子炉容器のコンパクト化を追求するとともに、高クロム鋼製配管を用いた冷却系2ループ化を実現するため、配管エルボ内の流力特性や配管製作性についても検討している。Na-水反応への対策強化のため直管二重伝熱管SGを開発しており、熱流力設計や機器の試作を行っている。受動的炉停止機構SASSの成立性を実証するため、JSFRへの適用性を評価するための安全解析と「常陽」を用いた実証試験を行っている。また、経済性向上を目指した先進的燃料取扱いシステムの開発も進めている。革新技術のJSFRへの採否について議論しており、2010年度中に採否判断を終了する予定である。

Seismic isolation design for JSFR

岡村 茂樹*; 衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 根岸 和生; 阪本 善彦; 北村 誠司; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2009/cn176/cn176_BoeS.pdf

本論文は、地震条件,免震システム及び主要機器の耐震性評価を含む、JSFRの免震設計について記載したものである。JSFRでは地震力を緩和するために免震システムを採用しているが、設計地震荷重は、2007年の新潟県中越沖地震以降、より厳しくなっており、既往の免震システムより主要機器に負荷される地震荷重を緩和する必要がある。このため、主要機器の固有振動数を考慮しつつ、既往の免震システムの性能を最適化することによって、より優れた免震性能を持つ免震システムを検討した。このナトリウム冷却炉向けに性能を最適化した新型免震システムには、既往のものより厚肉の積層ゴムとオイルダンパを採用した。また、この新型免震システムを適用した条件で原子炉構造の耐震性評価を行い、新型免震システムの性能を確認した。

Design study and R&D progress on Japan sodium-cooled fast reactor

青砥 紀身; 宇都 成昭; 阪本 善彦; 伊藤 隆哉*; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.463 - 471, 2011/04

https://doi.org/10.3327/jnst.48.463

JSFRの設計研究及び研究開発の進捗を報告する。2050年頃の導入を目指す実用炉は1,500MWeを対象とし、2025年頃の運開を計画している実証炉は500から750MWeを想定して設計研究を進めており、経済性,信頼性及び安全性向上のための革新技術についても研究開発を行っている。厳しい地震条件にも耐え得る原子炉容器のコンパクト化を追求するとともに、高クロム鋼製配管を用いた冷却系2ループ化を実現するため、配管エルボ内の流力特性や配管製作性についても検討している。Na-水反応への対策強化のため直管二重伝熱管SGを開発しており、熱流力設計や機器の試作を行っている。受動的炉停止機構SASSの成立性を実証するため、JSFRへの適用性を評価するための安全解析と「常陽」を用いた実証試験を行っている。また、経済性向上を目指した先進的燃料取扱いシステムの開発も進めている。革新技術のJSFRへの採否について議論しており、2010年度中に採否判断を終了する予定である。

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan; Progress of design study based on preliminary assessment results

阪本 善彦; 小竹 庄司; 青砥 紀身; 戸田 幹雄*

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05

https://doi.org/10.1115/ICONE18-30322

原子力機構では現在、FaCTプロジェクトを実施しており、その最初のマイルストーンが2010年に設定されている。本マイルストーンでは、JSFRへの革新技術の採否を決定することとしており、その判断に向けた予備評価が進められている。本論文では、予備評価の中で議論された主な設計の進展について記載するものである。原子炉構造設計については、原子炉容器の耐震性と耐熱性が検討され、原子炉容器の仕様を示した。また、耐震裕度の向上を可能とする設計オプションを検討することが提言された。熱流動課題については、ガス巻き込みと液中渦を抑制する設計対応が図られ、また、設計合理化,抑制効果の向上に向けたさらなる検討が進められている。1次系配管設計については、Type-IV損傷によるクリープ強度の低下を考慮した設計を実施した。

Studies of super-critical CO gas turbine power generation fast reactor(Contract research, Translated document)

木曽原 直之; 小竹 庄司; 阪本 善彦

JAEA-Review 2008-040, 67 Pages, 2008/08

JAEA-Review-2008-040.pdf:3.93MB

(1)超臨界炭酸ガスタービンシステムを採用した2次ナトリウム系削除型SFRプラントの設計を行った。発電効率は約42%であり、2次ナトリウム系及び蒸気システムを保有するSFRに比べ、原子炉建屋容積は約20%低減する。(2)超臨界炭酸ガスループを模擬した試験装置を製作した。臨界点近傍で圧縮機の高い効率が得られることを確認した。PCHE再生熱交換器の温度効率は98-99%であり、高い伝熱性能を示した。運転性試験では、不安定現象は発生しなかった。(3)ナトリウムと炭酸ガスの反応試験を行った。連続的な反応は、570-580C以上で発生し、反応生成物はNaCOとCOであった。反応熱は50-75kJ/Na-molであった。(4)シェルアンドチューブ型ナトリウム/炭酸ガス熱交換器における、伝熱管1本ギロチン破断時の安全解析を行った。この結果、1次ナトリウム系の圧力最大値は構造健全性に影響ないこと,炉心への気泡移行による反応度上昇も炉心安全に影響のないことがわかった。また反応生成物による炉心閉塞しない見通しである。(5)超臨界炭酸ガス環境下において材料腐食試験を行った。600C-5000hrでの12Cr鋼、及び316FRの腐食量はそれぞれ、180g/m, 5g/mであり、316FRは高い耐食性を示した。

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan, 3; Easy inspection and high reliable reactor structure in JSFR

阪本 善彦; 久保 重信; 小竹 庄司; 神島 吉郎*

Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.505 - 511, 2008/06

JSFRは先進ループ型のレイアウトを採用している。本論文は原子炉構造の信頼性の観点から先進ループ型炉の長所を提示した。製作性に関しては、原子炉容器(RV)のコンパクト化により、その製作にあたっては高い溶接品質と寸法精度を有する工場内製作が可能である。また、リング鍛鋼品を高応力部位に適用することで、熱応力に対しても高い信頼性を有している。保守性については、炉内構造がシンプルなことから検査対象に近接することが比較的容易である。JSFRでは、革新技術の導入によりナトリウムバウンダリが著しく少なく、配管の二重化設計を容易にし、溶接線を少なくすることができる。そのため、JSFRは炉内構造の検査を効率的に実施するという点で有利であり、信頼性の高いプラント運転を見通すことができる。ナトリウム中の構造物を検査するための先進的な検査技術についても開発を進めている。地震時の構造信頼性については、JSFRとプール型炉の耐震性に関する比較評価を実施し、その結果、強地震条件下ではループ型炉はプール型炉よりも適していることを示した。

The Promising Fast Reactor Systems ans Their Development Plans in Japan

小竹 庄司; 阪本 善彦; 江沼 康弘; 安藤 将人; 西川 覚; 佐賀山 豊

Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05), 0 Pages, 2005/05

将来の多様なニーズに対応可能な有望な高速炉サイクルシステムを提案するために、実用化戦略調査研究を進めている。様々な炉システム概念に関する設計研究を実施し、開発目標に対する適合度を評価した。また、各炉システム概念に対する重要な開発課題を抽出し、その開発計画をロードマップとしてとりまとめた。結果として、各炉の特徴や性能の違いを検討し、重要な開発課題と開発期間を明確にした。現在、さらなる検討を進めており、フェーズII末での評価結果を踏まえて、有望概念を提案する予定である。