A Conceptual design study of pool-type sodium-cooled fast reactor with enhanced anti-seismic capability

久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00489_1 - 19-00489_16, 2020/06

https://doi.org/10.1299/mej.19-00489

日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。

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。

Seismic PRA for Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR)

鳴戸 健一*; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将; 岡野 靖; 岡村 茂樹*; 衛藤 将生*

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 10 Pages, 2014/11

Seismic Probabilistic Risk Assessment (PRA) is increasingly important in assessing the safety of nuclear power plants after the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident. In this study, a seismic PRA under a rated power operation was performed for Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) developed by Japan Atomic Energy Agency. This PRA was intended to examine seismic impacts on the JSFR by calculating the Core Damage Frequency (CDF) with the identification of all the accident sequences induced by earthquake which may have potential possibility of direct core damage. Seismic hazard data was based on assessment results for existing nuclear site locations in Japan. Seismic fragility needed to quantify the accident sequences was set based on existing assessments for similar equipment. The base-case analysis showed that the total CDF would be approximately 10 /reactor-year and JSFR is robust against the earthquake in the range of this assessment. The dominant contributor (about 80%) to the CDF is direct core damage by the sequence of simultaneous failures of reactor vessel and guard vessel. Sensitivity analysis was performed focusing on the simultaneous failures of reactor vessel and guard vessel. This result suggested that enhancement of failure probability assessment for guard vessels and/or provision of measures for maintaining coolant level following reactor vessel failure would be effective to reduce the CDF.

Development of a self actuated shutdown system for large sacle JSFR

藤田 薫; 山野 秀将; 久保 重信*; 衛藤 将生*; 山田 由美*; 豊吉 晃*

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/12

ナトリウム冷却大型炉へ適合する自己作動型炉停止機構(SASS)への要求条件を整理し、それを満たすような構造を検討した。また、解析によりTOP型, LOF型, LOHS型の各ATWS時にSASSが受動的に作動することによって、炉心損傷事故を防止できるという結果が得られた。これによりSASSによる炉心安全の向上に対する有効性が示された。

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。

HTTR圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼の照射後疲労試験

石井 敏満; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 近江 正男; 三村 英明; 大岡 紀一

JAERI-Research 96-028, 33 Pages, 1996/06

JAERI-Research-96-028.pdf:1.85MB

HTTR圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼の照射後疲労試験を実施し、疲労寿命及び繰り返し軟化挙動に与える中性子照射の影響を調べた。試験は大洗ホットラボ施設に設置された照射後疲労試験装置を用いて、真空中450C、歪み速度0.1%/s、制御歪み範囲0.75~1.5%で行った。主要な結果は次の通りである。1)210n/cm(1MeV)以上の中性子照射量を受けた材料では、繰返し疲労試験初期の最大応力が増大した。2)照射材と未照射材の繰返し軟化挙動に顕著な差はなかった。3)照射により延性が低下した材料では、未照射材に比べて疲労寿命が僅かに減少した。4)HTTR圧力容器における設計上の中性子照射量では、疲労寿命と繰返し軟化挙動に与える照射の影響はないものと考えられる。

Post irradiation examinations on HTTR materials

酒井 陽之; 近江 正男; 衛藤 基邦; 渡辺 勝利

KAERI-NEMAC/TR-32/95, 0, p.282 - 295, 1995/00

大洗研究所に建設されつつあるHTTRに使用される材料を開発するための照射が進められ、それらの照射後試験がJMTRホットラボで行なわれた。主な照射材料は、圧力容器鋼材である21/4Cr-1Mo鋼及び制御棒被覆材であるAlloy800Hであり、引張試験、衝撃試験、疲労試験、クリープ試験、金相試験等が行われた。疲労試験装置及びクリープ試験装置は、それまで設置されていなかったため、HTTR用材料の健全性を評価するための装置を新たに設計、製作した材料試験用鉄セルに設置した。疲労試験装置1台とクリープ試験装置4台の開発経過及びこれらの装置を用いて得られた照射後試験結果について報告する。

FBR実証施設SASS感知合金周りの冷却材温度応答特性解析

萩原 裕之*; 大山 一弘*; 渡辺 収*; 衛藤 将生*; 山野 秀将

no journal, , 

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)では、ナトリウム冷却高速増殖炉(JSFR)に自己作動型炉停止機構(SASS)を採用している。SASSは、異常な過渡時のスクラム失敗(ATWS)事象に対し、炉心出口温度上昇を感知して、制御棒を切り離し、炉停止させる装置である。したがって、燃料集合体の温度上昇に対するSASS温度感知合金の温度応答時定数を短縮することが望ましく、そのためには温度感知合金周りの冷却材流速、特に、SASS感知合金部に設けたスリット内の冷却材流速を上げることが重要である。本報では、SASS温度感知合金周りの流況改善を狙い、SASS周辺集合体6体を囲むようにフローコレクタを設置する構造案を検討し、3次元熱流動解析によりその有効性を確認した結果について報告する。

ナトリウム冷却高速炉JSFRの地震PRA

鳴戸 健一*; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将; 岡野 靖; 岡村 茂樹*; 衛藤 将生*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉JSFRの地震PRA(確率論的リスク評価)を実施し、炉心損傷に至る事故シーケンスを同定するとともに、炉心損傷頻度を定量化した。また、感度解析を通じて、液位確保機能を維持することで炉心損傷頻度を低減でき、設計に有益な知見を得た。

FBR実証施設原子炉構造の検討,1; 設計概念の検討

川崎 信史; 阪本 善彦; 衛藤 将生*; 谷口 善洋*; 神島 吉郎*

no journal, , 

現在設計検討中の高速増殖炉実証施設(JSFR)で採用されている原子炉構造の設計概念を紹介するとともに、当概念を成立させるための主要設計課題の検討状況を紹介する。