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大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一; 宮越 博幸; 高松 操; 坂本 直樹; 磯崎 涼佑; 大西 貴士; et al.
JAEA-Review 2021-020, 42 Pages, 2021/10
JAEA-Review-2021-020.pdf:2.95MB
原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手している。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和2年度の検討結果を取りまとめたものである。
道野 昌信; 鈴木 寿章; 会田 剛; 須藤 正義; 齊藤 隆一; 川原 啓孝; 礒崎 和則; 伊東 秀明; 井上 設生; 青木 裕; et al.
JNC TN9430 2004-001, 103 Pages, 2004/03
JNC-TN9430-2004-001.pdf:4.06MB
本報告書はMK-III改造に伴い実施した総合機能試験のうち、インターロック・動作確認試験として次に示す試験の結果について報告するものである。(1)1次、2次主冷却系インターロック試験(SKS-106、210)、(2)電源喪失試験(SKS-116)、(3)炉内移送、炉外移送自動運転試験(SKS-501、502) 主冷却系では、原子炉スクラム時の1次系、2次系のインターロックが変更されていることから、原子炉スクラム及び外部電源喪失による冷却系全体のインターロック動作の確認試験を実施した。燃料取扱系では、操作の自動化を図った燃料取扱設備の機能をMK-III炉心構成のための燃料取扱前に確認した。試験結果はいずれも判定基準を満足しており、MK-III炉心における冷却系インターロック動作及び燃料取扱系の動作が正常であることが確認できた。
石井 貴之; 礒崎 和則; 芦田 貴志; 皆川 暁; 寺門 嗣夫; 野上 浩*; 加倉井 克洋*; 植田 宗嗣*; 川原 啓孝; 市毛 聡; et al.
JNC TN9410 2002-013, 86 Pages, 2002/11
JNC-TN9410-2002-013.pdf:68.29MB
高速実験炉「常陽」では、照射能力の高度化に向けたプロジェクト(MK-III)を進めている。MK-III計画は、炉心の高速中性子束を高める、照射技術を向上させることを目的としているが、炉心の中性子束を高めることで熱出力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。MK-III冷却系改造工事は、その除熱能力を高めるため、原子炉冷却系機器のうち、主中間熱交換器及び主冷却機をはじめとした原子炉冷却機器を交換する工事である。このうち、1次冷却系では主中間熱交換器を既設の50MWt/基から70MWt/基、2次冷却系では主冷却器を既設の25MWt/基から35MWt/基に交換した。これらの工事は、平成12年10月30日から平成13年9月21日の間に実施し、無事工事を終了することができた。 本報告書は、これらの工事で撤去された機器のうち、非放射性ナトリウムの付着した主冷却器、主冷却器接続配管主中間熱交換器2次側接続配管をはじめとしたナトリウム機器の解体・洗浄及び主送風機等をはじめとした非ナトリウム機器の解体に係る方法、結果及び安全対策等についてまとめたものである。 2次冷却系撤去機器の解体・ナトリウム洗浄作業は、ほぼ計画通りの方法にて安全、かつ、効率的に作業を行うことができ、処理したナトリウム量は、約13.5kgであった。
礒崎 和則; 小川 徹; 久保 篤彦; 菅谷 和司*; 青木 裕; 小澤 健二
PNC TN9410 98-055, 92 Pages, 1998/05
「常陽」において、配管合流部におけるサーマルストライピングが問題となる箇所がないか簡易評価による検討を実施した。この結果、2次主冷却系及び2次補助冷却系プラギング計ユニット内部の合流部(以下内部合流部という)では、合流部温度差(
Tin)が大きく、詳細なサーマルストライピング評価が必要となった。したがって、Tinが最も大きい2次補助冷却系プラギング計を対象として、内部合流部に温度応答特性の良好な0.5mm
の熱電対を15点取り付け配管外面の温度ゆらぎ測定を実施した。また、温度ゆらぎ測定結果と非線形構造解析システム"FINAS"を用いた配管熱伝導解析結果を用いて、配管内面温度ゆらぎと配管板厚方向に発生する応力を評価した。評価結果は、以下のとおりであった。(1)発生する最大温度ゆらぎは、常に内部合流部中心から下流側10mmの位置であった。(2)最大温度ゆらぎ幅は、配管外面で約33
Cであった。また、温度ゆらぎの支配的周波数は、0.04Hz、0.09Hzであった。(3)FINASによる熱伝導解析の結果、ゆらぎの支配的周波数0.04Hz、0.09Hzでは、配管内面及び配管外面の温度ゆらぎに時間的遅れがほとんどなく、配管板厚方向に大きな温度分布が生じないことを確認した。(4)温度ゆらぎ測定結果とFINASによる熱伝導解析結果を用いて、配管内面温度ゆらぎと配管板厚方向に発生する応力を評価した。その結果、配管内面温度ゆらぎ幅は、ほぼ外面温度ゆらぎ幅と同一で、発生応力は、2次主冷却系及び2次補助冷却系プラギング計内部合流部の材料であるSUS304の設計疲労限を十分下回る小さな応力であることを確認した。
福田 整司; 加藤 仁三; 大西 武; 渡部 孝三; 大久保 勝一; 大内 正房; 礒崎 濶; 関 守; 三戸 規生; 鶴尾 昭; et al.
JAERI 1028, 55 Pages, 1962/10
日本原子力研究所に設置された第2号研究用原子炉JRR-2(シカゴ・パイル-5型・熱出力10MW)は1960年10月1日臨界に達し、その後原子炉特性試験,1MW出力上昇試験が行われて、きわめて順調に運転が続けられている。この報告書はJRR-2の臨界前後から1MW出力上昇試験及び1MW出力連続運転、すなわち次の期間、(1)燃料準備:1960年8月
1960年9月、(2)臨界実験及び特性試験:1960年10月1961年2月、(3)1MW上昇試験1961年3月1961年4月、(4)連続運転試験:1961年5月1961年9月において、保健物理部放射線管理室が行った放射線モニタリングの記録である。
中井 良大; 栗坂 健一; 佐藤 一憲; 飛田 吉春; 神山 健司; 山野 秀将; 宮原 信哉; 大野 修司; 清野 裕; 石川 浩康; et al.
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)を開発するため、炉心物質再配置過程の解析手法及び格納容器内事象の解析手法を新たに開発するとともに、レベル2PSAに必要な技術的根拠を整備する。
清野 裕; 石川 浩康; 大野 修司; 河口 宗道; 磯崎 三喜男; 宮原 信哉
no journal, ,
格納容器内事象解析コードCONTAIN/LMRに内蔵されているナトリウム-コンクリート反応関連計算モデルの機能充実及び評価精度の向上を図るため整備・検証計算を実施した。
