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論文

Core performance requirements and design conditions for next-generation sodium-cooled fast reactor in Japan

大木 繁夫; 丸山 修平; 近澤 佳隆; 大滝 明; 久保 重信; 日比 宏基*; 菅 太郎*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04

A conceptual design study on a next-generation sodium-cooled fast reactor was conducted in Japan. This paper describes a recent review and modification of core performance requirements and design conditions for the demonstration and the commercial phases. We have highlighted the fuel composition (i.e., heavy metal nuclide composition). The fuel composition for next-generation fast reactors has a wide range depending on a variety of spent fuels used in light water reactors and the methods of recycling them in a fast reactor fuel cycle. The design envelopes of fuel composition were determined by using a remarkable correlation between fuel composition and core characteristics. The consistency of those design envelopes was checked by comparing them with the results of representative fast reactor deployment scenario simulations. Moreover, reflecting the realistic situation that a fast reactor core accepts various fuel compositions in the design envelope simultaneously, the design procedure of multiple fuel-composition loading was introduced. This paper describes the fundamental consideration of its effects, and the accompanying paper describes its practical application to core design. The design conditions and procedures concerning fuel composition variety facilitate sophisticated core design for next-generation sodium-cooled fast reactors.

論文

Core design of the next-generation sodium-cooled fast reactor in Japan

菅 太郎*; 小倉 理志*; 日比 宏基*; 大木 繁夫; 前田 誠一郎; 丸山 修平; 大釜 和也

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

In Japan, a 1500MWe-scale sodium-cooled fastreactor (FR) has been designed as a commercial phaseFR for utilizing in an equilibrium FR operation era, and a 750MWe-scale FR has been as a demonstration phase FRfor realizing the commercial phase FR. Thedemonstration phase core adopts a core and a blanketfuel subassembly with the same specifications of thecommercial phase core, and is designed to satisfy designrequirements, especially to accept a broad range of fuelcompositions, which arises in a transition period from anLWR are to an FR era. By optimizing an arrangement offuel subassemblies and control rods, and employing a fluxadjuster, the demonstration phase core gets flat powerdistribution giving high core performances. And its coreand fuel specifications are materialized to satisfy thedesign requirements desired for the next-generation FR.

論文

Conceptual designing of reduced-moderation water reactor with heavy water coolant

日比 宏基*; 嶋田 昭一郎*; 大久保 努; 岩村 公道; 和田 茂行*

Nuclear Engineering and Design, 210(1-3), p.9 - 19, 2001/12

 被引用回数:19 パーセンタイル:18.38

1以上の転換比と負のボイド反応度係数を有するMOX燃料新型水冷却炉である低減速スペクトル炉の概念設計を行った。炉心はPWRの概念をもとにしており、重水を冷却材とし、燃料棒配列は三角稠密格子となっている。シード燃料集合体は、上下のブランケット領域に加え、中間ブランケットを有する軸方向非均質炉心で、ブランケット集合体をシード燃料集合体の間にチェッカーボード状に径方向に導入した径方向非均質炉心構成となっている。なお、径方向ブランケット領域は、シード燃料領域より短く設計されている。本研究では、この炉心により、1.06~1.11の高転換比と負のボイド反応度係数が達成できるとの結果が得られた。

論文

Conceptual designing of reduced-moderation water reactors, 2; Design for PWR-type reactors

日比 宏基*; 久語 輝彦; 栃原 洋*; 嶋田 昭一郎*; 大久保 努; 岩村 公道; 和田 茂行*

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.11 - 0, 2000/00

負のボイド反応度係数と1.0程度の転換比を達成するMOX燃料を用いる水冷却炉である低減速スペクトル炉の概念検討を行った。本報では、PWR型炉の2つの炉心について検討した。一方は、燃料集合体とブランケット集合体をチェッカーボード状に配置させた非均質炉心で、重水冷却により高転換比を目指した。他方は、軽水炉冷却炉心で、六角形の集合体の中央部に燃料(シード)を配置し、その周辺にブランケットを配置したシード・ブランケット型燃料集合体を採用した。本研究により、両炉心とも負のボイド反応度係数を達成でき、非均質炉心は1.1程度の転換比を、シード-ブランケット集合体炉心は1.0程度の転換比を達成できる見通しが得られた。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ 炉心特性の詳細評価(V)

貝瀬 興一郎*; 管 太郎*; 長田 博夫*; 日比 宏基*; 大矢 武明*

PNC-TJ1678 96-002, 238 Pages, 1996/02

PNC-TJ1678-96-002.pdf:6.55MB

高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年2月から起動試験を開始し、炉心反応度の測定等の性能試験が実施された。もんじゅの運転性を評価するため、性能試験の結果を踏まえた炉心特性を明確化した。また、もんじゅの燃料として使用されるPuは高次化する傾向にあり、プルトニウム単位重量あたりの核分裂性プルトニウム量は少なくなる傾向にあるため、高次化Pu対策に係るPu被曝量を評価した。主な結果は以下のとおりである。(1)出力試験結果を解析評価して、1)出力補償反応度及び2)燃焼欠損反応度の評価モデルを検討し、前者については炉心平均温度を詳細化する必要があることがわかり、後者については出力レベル毎にミクロ断面積を作成する必要があることがわかった。(2)新しい出力レベルの出力補償反応度及び燃焼欠損反応度の再確値評価モデルは評価モデルの検討結果を採用し、かつそれ以前の段階の出力レベルまでのC/E値で補正する方法を選定した。(3)この最確値評価モデルにより40%出力試験の試験データから零出力から定格出力時までの出力補償反応度及び燃焼欠損反応度を推定・評価し、出力補償反応度は-1.31%$$Delta$$k/kk′となり、燃焼欠損反応度は-0.0147%$$Delta$$k/kk′/EFPDとなった。(4)性能試験で得られた測定データの評価結果を利用して、初装荷炉心の平成7年度中の運転可能な日数を評価した結果、要求されている54全出力換算日(EFPD)に対して、ノミナル値で75%電気出力(77%熱出力)では余裕があるが、100%電気出力では出力補償反応度のため6EFPDだけ不足する結果が得られた。

報告書

原子炉まわり中性子ストリ-ミング効果予備検討

日比 宏基*; 鈴置 善郎*; 長田 博夫*

PNC-TJ2678 95-007, 134 Pages, 1995/03

PNC-TJ2678-95-007.pdf:4.2MB

もんじゅ性能試験で実施される「原子炉まわりしゃへい評価」では、原子炉容器内及び原子炉容器室内などで中性子測定を行い、しゃへい設計の基礎データを取得する計画である。この試験解析には、しゃへい設計時に同じく、基本的には2次元中性子輸送計算手法を適用して実施されることとなる。しかしながら、原子炉容器室そのものが六角形であること、あるいは原子炉容器室しゃへい床には種々の貫通部や切り欠き部があり3次元的に非常に複雑な形状をしているため、このような複雑形状を2次元RZ体系でモデル化すると計算誤差が大きくなる可能性がある。したがって、試験解析には3次元的な形状を模擬した計算方法を適用し、中性子ストリーミング効果を適切に評価する必要がある。また、本しゃへい評価では、原子炉容器内の炉内NIS案内管内で中性子測定を行うため、試験解析として案内管内の中性子ストリーミング効果を評価する必要がある。そこで本研究では、原子炉まわり中性子ストリーミング効果予備検討として、原子炉容器内のしゃへい床の基本的な体系に対して3次元モンテカルロ法を適用したしゃへい床まわりの中性子ストリーミング解析を行うとともに、原子炉容器内の炉内NIS案内管を含む体系での中性子ストリーミング効果を含めた案内管効果を評価した。その結果、3次元モンテカルロ法の適用により原子炉容器室内の詳細な中性子束分布を求められる見通しを得るとともに炉内NIS案内管中のしゃへい測定値をファクタ0.3$$sim$$0.5程度で再現できた。今回の知見を基に今後、原子炉容器室内のしゃへい測定解析に本格的に3次元モンテカルロ法を適用し、また、炉内NIS案内管中の他の測定の解析を行うことは有益である。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ 高次化プルトニウム対策のための検討(2)

日比 宏基*; 千歳 敬子*; 菅 太郎*; 白木 貴子*

PNC-TJ1214 95-001, 184 Pages, 1994/06

PNC-TJ1214-95-001.pdf:4.48MB

高速増殖炉もんじゅ(以下、「もんじゅ」という)の燃料として高次化プルトニウム燃料と10%濃縮ウラン燃料を炉心燃料として装荷した場合について、設置許可申請書記載値を基準とした時の被ばく評価及び安全評価に与える影響を検討し、以下のことが明らかになった。1)濃縮ウランを用いた炉心燃料のFPインベントリ評価に適合した常陽での評価手法の適用により、希ガス及びヨウ素の放出量・被ばく量の低減が得られ、FPによる被ばくは概ね設置許可申請書記載値を下回る。2)取出平均燃焼度が約8万MWd/tであれば、高次化プルトニウムの使用による被ばく評価及び安全評価への問題は生じない。3)取出平均燃焼度を約10万MWd/tとする場合では、設置許可申請書記記載(被ばく評価では、従来のrem単位表示を単にSv単位表示に換算した値)に対し、以下の影響がある。・PNC1520材使用によるCo-60インベントリ増加に伴い、液体廃棄物中の放射性物質による実効線量当量が増加して2.50$$mu$$Sv/yとなり、記載値(1.55$$mu$$Sv/y)を約61%上回る。・プルトニウム(Am-241含む)インベントリの増加に伴い、仮想事故でのプルトニウム被ばく量は約9%、1次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象時の最大実効線量当量は約25%、記載値をそれぞれ上回る。・定格出力時の被ふく管最高温度及び最大線出力の上昇により、過渡時被ふく管及び燃料最高温度が上昇し、安全判断基準内であるものの、記載値を上回る。

論文

Development of Concept and Neutronic Calculation Method for Large LMFBR Core

白方 敬章; 石川 真; 池上 哲雄; 貝瀬 興一郎*; 白川 正広*; 日比 宏基*

International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, , 

我が国における大型FBR炉心開発の実績と現状をまとめた。まず、大型FBR炉心開発の当面の具体的目標を5項目に整理した。炉心概念は2領域均質炉心が主流であるが、その改良としていわゆる回字型炉心、中空燃料炉心、中性子照射量平坦化炉心などが提案されている。また、径方向および軸方向非均質炉心が提案されている。JUPITER実験の結果、内部ブランケットが30%もある径方向非均質炉心は出力分布が摂動により敏感に変動するため、運転制御上問題がある。と判断された。一方、軸方向非均質炉心は内部ブランケット割合が少なく、出力平坦化が損なわれないため、制御上の成立性が見込めると判断された。現状の核設計解析法は、反応率、制御棒反応度に対してD/E(計算/実験)に空間依存性が現れ、またブランケット内で著しく過小評価することが分かった。また、この手法による大型炉心設計の核設計精度は、系統誤差がある

口頭

高速増殖実証炉に向けた炉心概念検討,3; 炉心周り遮へい設計

福地 郁生*; 多田 恵子*; 日比 宏基*; 大木 繁夫; 大久保 努

no journal, , 

2025年頃の実証炉の実現に向けて、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR: Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の出力75及び50万kWe炉心概念に関する設計検討を進めている。本報告では、おもに75万kWeプラントの炉心周り遮へい設計の概念検討状況について説明する。

口頭

次世代高速炉の炉心核設計手法,4; 今後の検討計画

森脇 裕之*; 日比 宏基*; 菅 太郎*; 大木 繁夫; 久語 輝彦; 大久保 努

no journal, , 

原子力機構と三菱重工業で共同策定した大型高速炉核設計手法の検証ロジック(案)に基づき、大型高速炉の効率的な開発に資する要検討項目を抽出した。産学連携及び有識者による第3者レビューを視野に、具体的な大型高速炉をイメージし、信頼性の高い検証の方法を構築するために必要なR&D計画(案)を策定し、マイルストーンを定めた。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計,1; 炉心設計に対する性能要求と設計条件

大木 繁夫; 近澤 佳隆; 久保 重信; 日比 宏基*; 菅 太郎*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計の結果について実証段階の炉心を中心に3件のシリーズ発表で報告する。本報では炉心設計に対する性能要求と設計条件を述べる。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計,2; 基準炉心の構築

坪井 亨*; 森脇 裕之*; 小倉 理志*; 日比 宏基*; 前田 誠一郎; 大釜 和也; 近澤 佳隆; 大木 繁夫

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の性能要求・設計条件を達成しつつ、炉心核熱特性に対する他設計からの制約条件を満足する実証段階の高速炉の基準炉心を構築した。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の原子炉周り遮蔽設計,2; 径方向中性子遮蔽合理化に向けた設計手法改良

日比 宏基*; 福地 郁生*; 増山 大輔*; 杉野 和輝; 大木 繁夫

no journal, , 

高速炉に高性能遮蔽材を用いる時に顕著となる、(a)遮蔽体からの中性子ストリーミング、(b)炉心槽での中性子束分布周方向不均一性、(c)B$$_{4}$$C遮蔽材での$$^{10}$$B燃焼効果による影響を評価し、設計対応を検討した。

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