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論文

Seismic evaluation for a large-sized reactor vessel targeting SFRs in Japan

内田 昌人*; 宮川 高行*; 堂崎 浩二*; 近澤 佳隆; 久保 重信; 早船 浩樹; 鈴野 哲司*; 深沢 剛司*; 神島 吉郎*; 藤田 聡*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.380 - 386, 2018/04

近年開発における第4世代炉であるSFRについては、プール型の開発が主流であることはよく知られている。一般に、プール型は主要な一次系機器を原子炉容器に内包するよう炉心周辺に配置することから、ループ型に比べて原子炉容器径が相対的に大きくなる。また、実用炉への展開の観点からは、大出力化がターゲットとなり、原子炉容器径は更に大きくなり、ナトリウム冷却材インベントリの増加により更に重量化する。本紙では、大型化の観点から原子炉容器の直径をパラメータとして、座屈を防止するための耐震設計と耐熱設計の見通しについて述べる。加えて、大型容器の座屈損傷に対する余裕を確保するため、対策として有効な免震装置について提案する。

論文

Benchmarking of economic evaluation models for an advanced loop-type sodium cooled fast reactor

向井田 恭子; 加藤 篤志; 塩谷 洋樹; 早船 浩樹; 小野 清

Nuclear Engineering and Design, 324, p.35 - 44, 2017/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高速増殖炉サイクル実用化研究開発プロジェクトにおいては、革新的ループ型ナトリウム冷却高速炉システム(SFR)の総合評価のため、経済性解析モデル(JAEAモデル)が開発された。JAEAモデルは、マスフローを模擬することで各施設における処理量とその組成を算出することが可能で、処理量に応じた経済性を評価する機能を持つ。本報では、JAEAモデルと国際的に認められたコードとの経済性評価手法の違いを明らかにし、その計算機能を検証するため、JAEAモデルとG4-ECONSを用いてSFRの発電原価を評価した。結果、JAEAモデルは大きく割引率に影響を受けることを明らかにした。現在価値を考慮しない場合、二つの手法の結果は大よそ同様であったが、稼働率の感度はG4-ECONSの方がJAEAモデルよりも比較的に高い結果となった。

論文

Advanced sodium-cooled fast reactor development regarding GIF safety design criteria

早船 浩樹; 近澤 佳隆; 上出 英樹; 岩崎 幹典*; 庄司 崇*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06

第4世代原子炉システム国際フォーラム(GIF)の枠組みで検討されている安全設計クライテリア(SDC)を考慮した次世代ナトリウム冷却炉の設計系統についてまとめた。SDCおよび福島事故の教訓から除熱系喪失事象を回避するため除熱機能の強化を行った。耐震性の観点からは次世代ナトリウム冷却炉は既に免震システムを採用しているが、福島事故後の地震条件の変更を考慮して主要機器の耐震性の強化を行った。また、外部事象については建屋の強化等および安全系の分散配置により対策が行われた。これらの安全強化の検討はGIFで検討されている安全設計ガイドラインの策定に貢献している。

論文

Current status of GIF collaborations on sodium-cooled fast reactor system

早船 浩樹; Glatz, J.-P.*; Yang, H.*; Ruggieri, J.-M.*; Kim, Y.-I.*; Ashurko, Y.*; Hill, R.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2017/06

第4世代原子力システム国際フォーラムにおけるナトリウム冷却炉の協力の状況を運営委員会の共著としてまとめた。ナトリウム冷却炉の協力は2016年2月でフェーズIIとなり、10年間延長された。2015年にはシステム統合および評価プロジェクトも発足したため従来議論された研究開発は設計に反映されつつ展開されることになる。

論文

Severe external hazard on hypothetical JSFR in 2010

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 早船 浩樹; 島川 佳郎*; 神島 吉郎*

Nuclear Technology, 192(2), p.111 - 124, 2015/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

JSFRに対する厳しい外的事象評価を行った。耐震設計としては安全上重要な機器が直近の強い地震に対して機能が維持できることを確認した。また、津波に対しては可能的な全交流電源喪失を評価した。

論文

Comparison of JSFR design with EDF requirements for future SFR

植松 眞理 マリアンヌ; Pr$`e$le, G.*; Mariteau, P.*; Sauvage, J.-F.*; 早船 浩樹; 近澤 佳隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(3), p.434 - 447, 2015/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

Electricite de France(EDF)と原子力機構は、2008年に、将来のナトリウム冷却高速炉(SFR)の研究開発協力並びに情報交換を目的とした二国間協定を締結した。二国間協力の枠組みのもと、日本の開発するナトリウム冷却高速炉(JSFR)設計と将来のフランスの開発するSFR概念について、第一に将来のフランスのSFRの投資者及び運用者であるEDFの要件に基づき、第二にフランスの将来SFRへの適応を目指して整備しつつある安全基準に基づき、比較検討が行われた。本論文では、JSFR設計とEDFの将来のフランスSFRへの設計要求との比較研究について報告するとともに、EDFの観点から有益と評価されたJSFRの革新儀湯津について報告する。また、本比較研究の結果として、日本及びフランスの2国間の安全ベースラインの相違点が示されている。

論文

Design features and cost reduction potential of JSFR

加藤 篤志; 早船 浩樹; 小竹 庄司*

Nuclear Engineering and Design, 280, p.586 - 597, 2014/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

JSFRでは、建設費削減のために2ループシステム、高クロム鋼の採用による配管短縮等の革新技術を採用している。これらの新規技術のコスト評価のため、新たなボトムアップ手法のコスト評価手法を構築した。これには、材料の選択、製造工程の考慮など革新技術のコスト評価を可能にする工夫がなされている。評価の結果、革新技術の採用、規模の経済性効果、習熟効果、共用化効果などに期待することで、軽水炉に比肩し得る経済性を達成できる可能性があることを示された。

論文

Design approach for decay heat removal systems based on the safety design criteria for Gen-IV sodium-cooled fast reactor

加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 早船 浩樹; 横井 忍*; 中田 崇平*; 谷 明洋*; 島川 佳郎*

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.616 - 623, 2014/04

設計拡張状態として除熱系喪失事象を対象に、JSFRの崩壊熱除熱設備の強化設計について報告する。設計要求は、第4世代ナトリウム冷却炉の安全設計クライテリアを参照した。構築した概念に対する有効性評価, 信頼性評価についても報告する。

論文

R&D in support of ASTRID and JSFR; Cross-analysis and identification of possible areas of cooperation

Devictor, N.*; 近澤 佳隆; Saez, M.*; Rodriguez, G.*; 早船 浩樹

Nuclear Technology, 182(2), p.170 - 186, 2013/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.29(Nuclear Science & Technology)

CEAと原子力機構は両者ともに実証炉の建設計画を有している。CEAはプール型炉のASTRID、原子力機構はループ型炉のJSFRを炉型として選択しており、本研究では両概念の相互分析を行い両者ともに成立性があり目標を達成しうることを確認した。また、協力項目として設計方針、機器開発、設計・解析手法等広範囲の項目を抽出した。

論文

Evaluation of severe external events on JSFR

早船 浩樹; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 大久保 努; 佐川 寛*; 島川 佳郎*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/03

JSFRに対する津波と地震評価の解析をした。耐震設計に関しては、近年の強地震における安全機器の機能は確認された。津波に関しては、最終ヒートシンクが海水である冷却水系を含む原子炉建屋の一部が浸水する可能性がある。しかし、JSFR設計では安全基準の機器は冷却水系(CCWS)から独立している。JSFRは自然対流DHRSのおかげで電力供給の迅速な復帰を必要としないので、JSFRの緊急電力供給は空気冷却のガスタービン系を採用する。長期に渡る全電源停止の場合でも、DHRSは緊急バッテリー又は手動で作動することができ、自然対流によって運転の継続が可能である。

論文

Evaluation of JSFR key technologies

近澤 佳隆; 青砥 紀身; 早船 浩樹; 小竹 庄司; 大野 裕司; 伊藤 隆哉*; 戸田 幹雄*

Nuclear Technology, 179(3), p.360 - 373, 2012/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:32.85(Nuclear Science & Technology)

JSFRの革新技術10項目について採否判断を行った結果をまとめた。高燃焼度燃料,安全性向上,コンパクト原子炉構造,冷却系2ループ化,ポンプ組込IHI,高信頼性SG,自然循環崩壊熱除去系,簡素化燃料取扱設備,SCCV,免震建屋の10項目すべてについて採用可能であることを確認した。

論文

Comparison of JSFR design with EDF requirements for future SFR

植松 眞理 マリアンヌ; Pr$`e$le, G.*; Mariteau, P.*; Sauvage, J.-F.*; 早船 浩樹; 近澤 佳隆

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.836 - 849, 2012/06

原子力機構及びEDFは、将来ナトリウム冷却高速炉(SFR)に関する研究開発協力協定を2008年に締結している。同二者間協定枠組のもと、フランスSFRの建設・運転者となるフランス電力公社(EDF)の設計要求及びフランス安全基準に基づき、将来のフランスSFR設計とJSFR設計の比較を実施した。この結果、JSFRに採用される革新技術(ホットベッセル概念,冷却系2ループ化,切込型炉内上部機構等)について、EDFの観点から有望な技術であると評価された。また、日仏間の安全基準の相違が明らかとなったことから、安全基準の概要比較を行った。本設計比較の結果をうけ、今後、二者間枠組において革新技術に関する情報交換並びに安全基準比較及びハーモナイゼーションを実施する。

論文

Evaluation of Earthquake and Tsunami on JSFR

近澤 佳隆; 江沼 康弘; 木曽原 直之; 山野 秀将; 久保 重信; 早船 浩樹; 佐川 寛*; 岡村 茂樹*; 島川 佳郎*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.677 - 686, 2012/06

JSFRに対して地震及び津波の評価を実施した。地震については各機器の耐震性を地震解析により確認した。津波については補機冷却系の機能喪失等が想定されるが、JSFRは自然循環崩壊熱除去、空冷ガスタービンを採用しており安全系設備や非常用電源設備が補機冷却系に依存していないため津波による直接の影響がない可能性はある。ただし、万が一長期間の全交流電源喪失に至った場合でも自然循環崩壊熱除去及び空気冷却機器の運転員手動操作により崩壊熱除去が可能であることを過渡解析により確認した。

論文

Steam generator with straight double-walled tube; Development of fabrication technologies of main structures made of high chrome steel-made

黒目 和也*; 河村 雅也*; 江沼 康弘*; 辻田 芳宏*; 佐藤 充*; 二神 敏; 早船 浩樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00

Steam generator (SG) with straight double-walled tube is adopted for the Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR). This paper describes the research and development of the SG with straight double-walled tube. To improve reliability of the SG against sodium-water reaction, the Double-walled tube is adopted. Double-walled tubes consist of inner and outer tubes, and they are mechanically contacted each other. It is important to keep high reliability without incurring a performance penalty. Therefore we put a cap on the amount of clearance less than a few micro meters, and design to keep contact in operating conditions. In this report, manufacturing technologies of the Double-walled tube and fabrication technologies such as welder for narrow space are reported.

論文

Conceptual design for a large-scale Japan sodium-cooled fast reactor, 1; Feasibility of key technologies

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。

論文

POOL and LOOP type sodium-cooled fast reactors; Identification of cooperation possibilities

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。

論文

Steam water pressure drop under 15 MPa

Liu, W.; 玉井 秀定; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(3), p.229 - 240, 2011/04

原子力機構では、次世代FBRで採用が検討されている、直管型蒸気発生器SGの熱設計手法を構築するため、実機SGを模擬した高圧条件下で試験を実施し、沸騰二相流に対する詳細なデータを取得するとともに、取得したデータをもとにボイド率や圧力損失に関する既存相関式の妥当性の評価を行っている。本報では、15MPaの圧力条件下で試験を行い、二相流圧力損失に関する既存相関式の適用性について定量的に評価した結果について報告する。一連試験の結果、次のことが明らかになった。(1)伝熱管出入口間の圧力損失は、位置損失,摩擦損失と加速損失の和としてあらわれる。(2)位置損失や加速損失の計算に必要であるボイド率に関してはドリフトフラクスモデルの適用が可能である。(3)摩擦損失に関してはChisholm式又は均質流モデルを使って高精度に予測可能である。

論文

Current research activities on thermal hydraulics in Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR)

上出 英樹; 早船 浩樹

Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/11

ナトリウム冷却高速炉JSFRの設計と関連する研究開発が進められている。JSFRの設計では、高い経済性と安全性を達成するために、コンパクト化炉容器,2ループ冷却系,完全自然循環崩壊熱除去,再臨界排除炉心など幾つかの革新技術が導入された。現在は、これら革新技術の予備的な採用評価を行っている。ここでは、これら革新技術に関する設計の進捗と関連する研究開発の成果を紹介する。

論文

Development of the main components for JSFR

黒目 和也*; 村上 久友*; 辻田 芳宏*; 二神 敏; 早船 浩樹

Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.637 - 644, 2010/06

The Japan Atomic Energy Agency(JAEA), Mitsubishi FBR Systems, Inc (MFBR) and Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. (MHI) have been cooperated to study the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) in the Fast Reactor Cycle Technology Development (FaCT) project. In order to improve the economic of commercialized FBR plant, many innovative design concepts are adopted and started to investigate. For example, two-loop piping system and integrated IHX/pump are adopted to reduce the number of components and volume of the building. And double-walled tube SG is adopted to improve the reliability. In the FaCT project, these concepts have been studied, and many tests and evaluation have been carried out. In this report, our activities for the main components of JSFR such as two-loop piping system, integrated IHX/Pump, and steam generator are summarized.

論文

Thermal-hydraulic experiments under high pressure condition

Liu, W.; 玉井 秀定; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05

原子力機構では、次世代FBRで採用が検討されている、直管型蒸気発生器(SG)の熱設計手法を構築するため、実機SGを模擬した高圧条件下で試験を実施し、沸騰二相流に対する詳細なデータを取得するとともに、取得したデータをもとにボイド率や圧力損失に関する既存相関式の妥当性の評価を行っている。本報では、15MPaの圧力条件下で試験を行い、二相流圧力損失に関する既存相関式の適用性について定量的に評価した結果について報告する。一連の試験の結果、次のことが明らかになった。(1)伝熱管出入口間の圧力損失は、位置損失,摩擦損失と加速損失の和としてあらわれる。(2)位置損失や加速損失の計算に必要であるボイド率に関してはドリフトフラックスモデルの適用が可能である。(3)摩擦損失に関してはChisholm式又は均質流モデルを使って高精度に予測可能である。

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