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近澤 佳隆; 青砥 紀身; 早船 浩樹; 大野 裕司; 小竹 庄司; 戸田 幹雄*; 伊藤 隆哉*
Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.426 - 435, 2011/05
FaCTフェーズIにおいてナトリウム冷却炉の革新技術採否判断を実施した。ホットベッセル,2ループ,ポンプ組込中間熱交換器,高信頼性SG,自然循環崩壊熱除去系,保守補修性改良について技術的成立性を確認した。FaCTフェーズIIでは採用された技術に基づき実証炉の概念設計に着手する。
Devictor, N.*; 近澤 佳隆; Saez, M.*; Rodriguez, G.*; 早船 浩樹
Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.664 - 673, 2011/05
CEAと原子力機構の両者はナトリウム冷却炉の商用化を目指して相互に2020年代に実証炉を建設する計画がある。CEAはプール型炉、原子力機構はループ型炉を選択しているが今回相互評価を実施した結果両者とも技術的成立性があり、炉型に依存しない部分について広範囲な技術協力の可能性があることを確認した。
相澤 康介; 藤田 薫; 上出 英樹; 笠原 直人
Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.605 - 613, 2011/05
高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)で設計を進めているナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、燃料が破損したときにその位置を同定するためセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器(SV-FFDL)の導入を検討している。SV-FFDLは各燃料集合体冷却材出口近傍にサンプリング配管を設置し、吸い上げられたナトリウム中に含まれる放射性FPを検出する。このとき、吸い上げる配管をセレクタバルブで選択することで破損燃料位置を特定する。一方、JSFRでは炉容器コンパクト化による経済性向上を図るため、スリット付き炉心上部機構(UIS)が採用されており、スリット部ではサンプリング管の燃料集合体冷却材出口の直上への設置が困難である。そのため、サンプリング管は冷却材の流動等を考慮して一定のFP濃度を確保できる位置に設置する計画である。本研究では、スリット部に位置する燃料集合体も考慮した検出性能を明らかにし、得られたデータをもとにJSFRに適合する運用方法を検討した。
山野 秀将; 久保 重信*; 島川 佳郎*; 藤田 薫; 鈴木 徹; 栗坂 健一
Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.728 - 740, 2011/05
This paper describes safety requirements for Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR). Its specific design features are passive reactor shutdown system and re-criticality free concept against anticipated transient without scram (ATWS) accidents in design extension conditions (DECs). A fully passive decay heat removal system with natural circulation is also introduced for design-basis events (DBEs) and DECs. In this paper, the safety design accommodation in JSFR was validated by safety analyses for representative DBEs: primary pump seizure and long-term loss-of-offsite power accidents. The safety analysis also showed the effectiveness of the passive shutdown system against a typical ATWS accident. Severe accident analysis codes, validated by safety experiments, and phenomenological consideration led to the in-vessel retention without energetic recriticality. Moreover, a probabilistic safety assessment indicated to satisfy the risk target.
大久保 努; 大木 繁夫; 小倉 理志*; 大久保 良幸*; 小竹 庄司*
Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.479 - 486, 2011/05
大型の日本型Na冷却高速商用炉を対象とした概念設計検討と関連する技術開発が、高速炉サイクル実用化研究開発(FaCT)プロジェクトの一環として実施されている。JSFRでは、次世代のプラント概念として、経済性確保や信頼性と安全性の向上のため、多くの革新技術を採用している。本論文では、JSFR炉心の概念設計検討の最新の結果について述べる。炉心設計における最も重要な点は、150GWd/tの高燃焼度の達成であり、このための被覆管としてODS鋼を想定している。増殖比に関しては柔軟性を有する設計としており、1.0から1.2程度の範囲に関して互換性を有する燃料集合体設計とすることを基本思想としている。また、軽水炉から高速炉への移行期において予想される幅広い燃料組成を想定している。これまでの設計研究から、直径10mm程度の太径の燃料棒を使用する高内部転換型炉心概念に基づいたJSFR炉心概念によって、上述の特性を含む設計目標や要求を満足できることが明らかになった。
Am cross section with Monju reactor physics data羽様 平; 高野 和也; 北野 彰洋
Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.1527 - 1535, 2011/05
2010年5月にもんじゅは14年ぶりに性能試験を再開した。中断期間のPuの崩壊により炉心平均で1.5wt%のAmが蓄積している。再開した性能試験で得られた炉物理試験データを炉定数の調整に使用し、その効果を評価した。核データにはJENDL-3.3とJENDL-4.0の2種類を使用した。検討の結果、中断前後の2個の臨界性データを炉定数調整に適用すれば、Amの捕獲断面積を効果的に調整でき、JENDL-3.0ベースの調整結果は、JENDL-4.0ベースの調整前及び調整後の断面積と同様の結果となることを確認した。
塩谷 洋樹; 小野 清; 辺田 正則*; 安松 直人*
Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/05
FaCTで開発されている代表的なFBRサイクルを対象とした包括的な時系列(移行期)評価を実施した。この検討では、評価にあたって、2つのエネルギー経済モデル(計算可能な一般均衡モデルとエネルギーシステムモデル)と時系列(移行期)評価手法が用いられた。解析の結果として、在来型ウラン資源の消費量をOECD/NEAとIAEAによるウラニウム2009で報告されている数字以内に抑制するためには、FBRサイクルは、2040年から2050年の間に導入されるべきである。
大木 繁夫; Meiliza, Y.; 川島 克之; 大久保 努
Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.561 - 570, 2011/05
A possibility to enhance the nonproliferation characteristics of a commercial FBR is investigated in terms of reactor core design aspects, though the rigorous safeguards and the physical protection of nuclear materials essentially keep the nonproliferation at a high level. By means of loading the fertile blanket with plutonium (Pu) or minor actinide (MA), it is possible to reduce the proportion of fissile isotopes to total Pu and the attractiveness of the Pu produced in the blanket. Moreover, a radial blanket-free core is also possible. The merits and demerits of each method are described for the practical optimization of a core concept.
丸山 修平; 大木 繁夫; 大久保 努
Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.1635 - 1643, 2011/05
原子炉に供給される燃料組成に多様性がある中で、一定の運転サイクル期間中の臨界性を確保するためには、炉心燃料の燃焼特性(反応度変化)を考慮した燃料供給を行うことが必要である。反応度変化を考慮した適切な富化度調整の下では、燃料交換パターンを変更せずともこれが実現可能であると考えられるが、どういった富化度調整法を採用するかで想定しなければならない炉心燃料特性の範囲は異なってくる。本検討では、供給される燃料組成に多様性が想定される軽水炉-高速炉移行期の実用高速炉の炉心燃料設計に資することを目的に、種々の富化度調整法のそれぞれの特徴を評価し、比較検討した。
伊藤 啓; 小泉 安郎*; 大島 宏之; 河村 拓己*
Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.2085 - 2092, 2011/05
ナトリウム冷却大型炉の設計研究において、原子炉容器のコンパクト化に伴う熱流動課題の評価が重要である。ガス巻込み現象もその1つであり、自由液面渦によって誘起されるガス巻込みの発生条件については多くの研究が実施されている。しかし、ガス巻込み現象が高速炉に与える影響を明らかにするためには、ガス巻込み発生のみでなくガス巻込み量の評価を行うことが重要であり、本研究では、くぼみ渦実験を対象とした数値解析を行うことでガス巻込み量の評価を実施した。その結果、数値解析結果はガス巻込み量を過大評価したが、液相流量とガス巻込み量の関係を定性的に再現することには成功しており、数値解析によってガス巻込み量を評価できる見通しを得た。
岡野 靖; 堺 公明; 中井 良大
Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.719 - 727, 2011/05
The paper reviews historical progresses related to SFR safety, and makes proposals on safety principles and safety approaches to be built into future SFR systems. Safety principles shall be based on the Defense-in-Depth philosophy with appropriate consideration of SFR characteristics as a fast reactor. Comprehensive considerations on safety event identification and categorization, and a set of event lists of Design-Basis-Event [DBE], Design Extension Condition [DEC], and exclusive events are proposed. Probabilistic approach should be supplementary utilized to support (or enforce) deterministic one. The most important key point of the SFR safety is how to manage the core disputative accident [CDA]; prevention and mitigation features and systems should be built into the future SFR because the CDA consequences excessively enlarged with increasing reactor output, and it should be assessed to confirm that there is no cliff-edge just near the design range.
