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山野 秀将; 久保 重信; 栗坂 健一; 島川 佳郎*; 佐郷 ひろみ*
Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.469 - 504, 2008/06
日本原子力研究開発機構(JAEA)では、現在アドバンストナトリウム冷却高速炉の概念設計を行っている。一般に、大型原子炉(約1.5GWe級)はループ数を増加する傾向(例えば、スーパーフェニックスやAPWRでは4ループ)があったが、JSFRは2ループ冷却系を採用し、それにより、原子炉蒸気供給システムの物量及び原子炉建屋容積を減少させることによるプラント建設コストの大幅な低減を達成している。本論文では、JSFRの2ループ冷却系の技術的実現性に関して、特に、配管の流力振動,安全解析,崩壊熱除去系について記述する。
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。
小竹 庄司; 三原 隆嗣; 久保 重信; 青砥 紀身; 戸田 幹雄*
Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.486 - 495, 2008/06
原子力機構は、電力会社と協力して、「高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)」プロジェクトを実施している。FaCTプロジェクトでは、JSFRの概念設計検討とJSFRに取り入れる革新技術の開発を、両者の整合性に留意しつつ実施している。2015年頃までに開発を行うことが現時点での目標であり、その後、JSFR実証炉の許認可手続きに入っていくこととなる。本論文は、設計要求,JSFR設計の特徴及び経済性に関する評価結果について記述したものである。さらに、JSFRの主要な革新技術について開発状況を簡単に紹介した。
中林 弘樹; 永井 俊尚
Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.2029 - 2035, 2008/06
高速増殖炉サイクル実用化研究「FaCTプロジェクト」の一環として先進湿式再処理技術の工学規模ホット試験を計画している。本論文は、その工学規模ホット試験の主要な要素技術の一つである溶媒抽出プロセスのフローシートについて基本設計を行った結果を報告するものである。本試験設備は二つの異なる抽出法、すなわち簡素化溶媒抽出法とCo-processing法の両方を実施可能なように設計した。また、試薬供給ポンプや溶解液フィーダ及び化学分析の誤差や環境気温変化など、実際のプラントにおいて不可避なプロセスパラメータの変動に対しても安定的に試験が実施できるように設計した。この設計ではJAEAが開発したMIXSET-Xコードを利用したが、設計精度を向上するための改良を行い、またその計算結果の妥当性についてベンチマーク評価を実施し、本設計の成立性の確認を行った。
佐藤 史紀; 中村 博文
Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.2046 - 2050, 2008/06
In feasibility study on commercialized fast reactor cycle systems (FS) in Japan, "balanced FBR stage" in which plutonium generated in FBR fuel is reprocessed and recycled to the FBR and constant electric power is produced, is assumes. But actually, when the first commercial FBR is introduced, there are a lot of conventional light-water reactors which have duration time of 60 years. So it is considered that there is transition time about 60 years from LWR-cycle to FR-cycle. In this study situation of the transition time is studied quantitatively using long term mass-balance code based on reactor burnup calculation. Collaterally reprocessing technologies developed in Japan and other countries is investigated to consider candidate reprocessing technology at the transition time. Using these results outline of transition time and reprocessing plant is discussed.
深谷 裕司; 中野 佳洋; 大久保 努
Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.127 - 135, 2008/06
革新的水冷却炉(FLWR)に対する概念研究が原子力機構でなされてきた。また、高転換型FLWR(HC-FLWR)におけるMAリサイクルの検討が始まった。HC-FLWRは早期導入可能であり、転換比が0.85程度であるため、この炉型においてMAリサイクルが実施できれば有意義である。この炉型の設計に対する基準と性能面の要求はボイド係数が負であること、取出燃焼度が50GWd/t程度であることである。この条件を満たす設計値を決定するためにパラメーターサーベイを行った結果、以下の設計値に決定された。Puf富化度は13wt%,炉心長は116cm,燃料棒直径は9mm,炉心平均ボイド率は約50%であり、この設計においてNpもしくはAmが2wt%程度MOX燃料内に添加できる見込みを得た。
臼井 伸一; 三原 隆嗣; 小幡 宏幸; 小竹 庄司
Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.512 - 518, 2008/06
Na高速炉の燃料交換は、冷却材であるNaの化学的に活性で不透明であるという性質から大きな技術的課題の1つとなっている。JSFRの設計では、既存のFBRプラントでの安全で信頼性のある燃料交換運転経験に基づいてさらに合理的で信頼性のある燃料取扱い系の開発を進めている。開発は、燃料取扱い設備物量を削減し、燃料交換時間の短縮を図ることで経済的競争力を増すことを目的に幾つかの革新的な概念を研究しており、今後構成要素の試験やモックアップ試験によりその成立性を確認することとしている。
Rugama, Y.*; Blomquist, R.*; Brady Raap, M.*; Briggs, B.*; Gulliford, J.*; 三好 慶典; 須山 賢也
Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.1391 - 1393, 2008/06
経済協力開発機構(OECD)原子力機関(NEA)は1970年代から臨界安全性に関連する課題を取り扱ってきた。1990年代の半ばから、臨界安全性に関連する幾つかの活動が臨界安全性ワーキングパーティーへまとめられた。このワーキングパーティーの活動は親委員会である原子力科学委員会(NSC)へ報告されているが、現在では6つの専門家会合が、定常及び過渡臨界の研究に資するため、実験データの評価からコードやデータの相互比較にまで渡る、さまざまな活動を行っている。本報告は、この枠組みの中で行われている現在の活動とさまざまな専門家会合の成果を報告する。
永沼 正行; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 久保 重信*
Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.526 - 535, 2008/06
FaCTプロジェクトでは、Na冷却MOX燃料炉心が主概念として選定された。本論文では、TRU組成のJSFR炉心・燃料設計への影響に着目した検討を実施した。LWRからFBRの移行時期においては、LWR使用済燃料からリサイクルされた高MA含有率の燃料がJSFR炉心に供給される可能性がある。高MA含有燃料は、炉心反応度特性,燃料物性(融点・熱伝導度),ガス生成量などを通じて炉心・燃料設計に影響を与える。そこで、これらの影響を定量的に把握するため、FBR平衡時期の組成(FBR多重リサイクル組成:MA含有率1wt%程度),移行時期の組成(LWRリサイクル組成:代表的なMA含有率として3wt%を暫定)の2種類の組成を用いたJSFR MOX燃料炉心の設計検討を行った。結果として、FBR多重リサイクル組成からLWRリサイクル組成に変更することで、冷却材ボイド反応度は10%増加、線出力制限値は1-2%低下、ガスプレナム長は5%増加するが、TRU組成の炉心・燃料設計への影響は比較的小さいことが示された。
中西 繁之; 久保 重信*; 高松 操; 碇本 岩男*; 加藤 潤悟*; 島川 佳郎*; 原田 清*
Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.519 - 525, 2008/06
自己作動型炉停止機構(SASS)は、異常な過渡変化時のスクラム失敗事象(ATWS)時に冷却材温度の温度上昇により制御棒を切離し、重力により炉内に挿入する受動的安全機能である。SASSの基本特性を調査するため、既にさまざまな炉外試験を実施し、そして「常陽」での制御棒の切離し・再結合動作を実施する実炉環境下での保持安定性実証試験を実施した。また、SASSに用いる材料の照射による影響がないことを確認するため、要素照射試験を実施中である。さらには、JSFRのリファレンス炉心に対するSASSの有効性を確認するため、ATWS事象の安全解析を実施した。結果として、JSFRに信頼性のある受動的炉停止機構を採用できることを確認した。