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論文

A Conceptual design study of pool-type sodium-cooled fast reactor with enhanced anti-seismic capability

久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。

論文

Design study for reactor system of fast reactor JSFR; Concept of reactor system

川崎 信史; 阪本 善彦; 衛藤 将生*; 谷口 善洋*; 神島 吉郎*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.760 - 769, 2015/05

現在、日本では、次世代型ナトリウム冷却炉として、JSFRの概念検討を実施している。JSFRの原子炉構造の特徴は、原子炉容器径の過大な増大を避けたコンパクトな原子炉構造を構造及び流動健全性の確保とともに実現化した点にある。JSFRでは、容器径の増加防止のために、新型燃料交換機を単回転プラグとともに採用した。新型燃料交換機は、パンタグラフタイプのアームを有する燃料交換機であり、本燃料交換機をコラム型のUIS(炉上部機構)とともに採用することで、炉出力増加に伴う原子炉容器径の拡大を防止している。構造及び流動健全性の確保は、トップエントリ概念、ナトリウムダム、フローガイド構造などにより達成した。また、コラム型のUISも耐震剛性を有するように設計しており、これらの設計概念を紹介している。

論文

JSFR design progress related to development of safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactors, 3; Progress of component design

江沼 康弘; 川崎 信史; 折田 潤一*; 衛藤 将生*; 宮川 高行*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

第4世代炉のナトリウム冷却高速炉に関する安全設計クライテリアを現在開発中である。そのため、原子力機構,日本原子力発電および三菱FBRシステムズは、開発中の高速炉JSFRが、本クライテリアを満足するように設計検討を実施している。また、本クライテリアを満足するための安全対策のほかに、保守補修性の向上も同時に図っている。本論文は、主要機器の設計進捗を説明したものであり、原子炉構造においては、検査用アクセスルートを増加させ、ポンプ中間熱交換器合体機器においては、交換性の向上を図った内容を説明している。蒸気発生器に関しては、2重管の選定状況を説明している。

論文

Seismic PRA for Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR)

鳴戸 健一*; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将; 岡野 靖; 岡村 茂樹*; 衛藤 将生*

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 10 Pages, 2014/11

Seismic Probabilistic Risk Assessment (PRA) is increasingly important in assessing the safety of nuclear power plants after the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident. In this study, a seismic PRA under a rated power operation was performed for Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) developed by Japan Atomic Energy Agency. This PRA was intended to examine seismic impacts on the JSFR by calculating the Core Damage Frequency (CDF) with the identification of all the accident sequences induced by earthquake which may have potential possibility of direct core damage. Seismic hazard data was based on assessment results for existing nuclear site locations in Japan. Seismic fragility needed to quantify the accident sequences was set based on existing assessments for similar equipment. The base-case analysis showed that the total CDF would be approximately 10$$^{-6}$$ /reactor-year and JSFR is robust against the earthquake in the range of this assessment. The dominant contributor (about 80%) to the CDF is direct core damage by the sequence of simultaneous failures of reactor vessel and guard vessel. Sensitivity analysis was performed focusing on the simultaneous failures of reactor vessel and guard vessel. This result suggested that enhancement of failure probability assessment for guard vessels and/or provision of measures for maintaining coolant level following reactor vessel failure would be effective to reduce the CDF.

論文

Thermal-hydraulic studies on self actuated shutdown system for Japan Sodium-cooled Fast Reactor

萩原 裕之; 山田 由美*; 衛藤 将生*; 大山 一弘*; 渡辺 収*; 山野 秀将

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12

JSFR設計にキュリー点電磁石(CPEM)を用いた自動停止システム-受動的炉停止系(SASS)を選定した。CPEMを用い、燃料からの過剰な放出熱上昇を検知し制御棒を炉心に挿入し炉停止に至らせる。したがって、冷却材温度上昇に対するCPEMの反応速度を保証しSASSの実用性を立証することが重要である。本論文では、反応時間の短縮を確保するため、CPEMのある後備炉停止系を取り囲む6本の燃料集合体から流出する流量を「フローコレクター」という機器を考案した。

論文

Development of a self actuated shutdown system for large sacle JSFR

藤田 薫; 山野 秀将; 久保 重信*; 衛藤 将生*; 山田 由美*; 豊吉 晃*

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/12

ナトリウム冷却大型炉へ適合する自己作動型炉停止機構(SASS)への要求条件を整理し、それを満たすような構造を検討した。また、解析によりTOP型, LOF型, LOHS型の各ATWS時にSASSが受動的に作動することによって、炉心損傷事故を防止できるという結果が得られた。これによりSASSによる炉心安全の向上に対する有効性が示された。

論文

Conceptual design study of JSFR, 2; Reactor system

衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 岡村 茂樹*; 渡辺 収*; 大山 一弘*; 根岸 和生; 小竹 庄司*; 阪本 善彦; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

JSFRの設計においては、建設費の低減を目指して、原子炉容器径を小さく、炉内構造物を簡素にしている。原子炉容器径の低減は、先進的な燃料交換システムと運転中高温になる原子炉容器の概念を採用することで達成している。しかし、原子炉容器径の低減により、上部プレナム内の流速が増加し、流動場が厳しくなる。このため、カバーガスの巻き込みとホットレグ吸込口における液中渦によるキャビテーションの発生を抑制するため、上部プレナム流動場の最適化を実施した。加えて、設計地震荷重が増大し、かつ原子炉容器壁が上部プレナムの熱過渡に直接曝されることから、地震荷重と熱荷重に対する構造健全性を評価した。本論文は、これら原子炉構造の設計研究の特徴と結果について記載するものである。

論文

Seismic isolation design for JSFR

岡村 茂樹*; 衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 根岸 和生; 阪本 善彦; 北村 誠司; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

本論文は、地震条件,免震システム及び主要機器の耐震性評価を含む、JSFRの免震設計について記載したものである。JSFRでは地震力を緩和するために免震システムを採用しているが、設計地震荷重は、2007年の新潟県中越沖地震以降、より厳しくなっており、既往の免震システムより主要機器に負荷される地震荷重を緩和する必要がある。このため、主要機器の固有振動数を考慮しつつ、既往の免震システムの性能を最適化することによって、より優れた免震性能を持つ免震システムを検討した。このナトリウム冷却炉向けに性能を最適化した新型免震システムには、既往のものより厚肉の積層ゴムとオイルダンパを採用した。また、この新型免震システムを適用した条件で原子炉構造の耐震性評価を行い、新型免震システムの性能を確認した。

口頭

JSFR実用炉の概念設計,4; 原子炉構造

衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 岡村 茂樹*; 根岸 和生*; 阪本 善彦; 川崎 信史

no journal, , 

JSFRの原子炉構造では、設備合理化等を狙って、切込みUIS+単回転プラグ式燃料交換方式及びホットベッセル方式を取り入れコンパクト化した原子炉構造を検討している。本構造概念に関して流動適正化検討,耐震性検討,耐熱性検討等により成立性見通しを確認し、技術の採否評価結果について報告する。

口頭

FBR実証施設SASS感知合金周りの冷却材温度応答特性解析

萩原 裕之*; 大山 一弘*; 渡辺 収*; 衛藤 将生*; 山野 秀将

no journal, , 

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)では、ナトリウム冷却高速増殖炉(JSFR)に自己作動型炉停止機構(SASS)を採用している。SASSは、異常な過渡時のスクラム失敗(ATWS)事象に対し、炉心出口温度上昇を感知して、制御棒を切り離し、炉停止させる装置である。したがって、燃料集合体の温度上昇に対するSASS温度感知合金の温度応答時定数を短縮することが望ましく、そのためには温度感知合金周りの冷却材流速、特に、SASS感知合金部に設けたスリット内の冷却材流速を上げることが重要である。本報では、SASS温度感知合金周りの流況改善を狙い、SASS周辺集合体6体を囲むようにフローコレクタを設置する構造案を検討し、3次元熱流動解析によりその有効性を確認した結果について報告する。

口頭

高速増殖実証炉概念の保守補修性向上策の検討,2; 原子炉構造の補修性改善方策の検討

磯野 健一; 近澤 佳隆; 堂崎 浩二*; 川崎 信史*; 衛藤 将生*

no journal, , 

電力中央研究所で平成23年度に実施した原子炉構造の保守補修性向上策について以下の検討内容を紹介する。検査装置によるアクセス性向上、及び炉内構造物の引き抜きを前提とした構造改善案の抽出。抽出した各改善案に対する安全性,構造健全性,製作性、系統運転に対する課題の整理と改善案の具体化。検査・保守方法として、燃料交換機型アクセス装置等を用いた炉内ナトリウム中構造物へのアクセス性の評価。補修方法として、炉心上部機構,回転プラグ・ルーフデッキ及び炉心支持構造の引き抜き手順の具体化。

口頭

ナトリウム冷却高速炉JSFRの地震PRA

鳴戸 健一*; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将; 岡野 靖; 岡村 茂樹*; 衛藤 将生*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉JSFRの地震PRA(確率論的リスク評価)を実施し、炉心損傷に至る事故シーケンスを同定するとともに、炉心損傷頻度を定量化した。また、感度解析を通じて、液位確保機能を維持することで炉心損傷頻度を低減でき、設計に有益な知見を得た。

口頭

高速増殖実証炉概念の保守補修性向上策の検討,4; 原子炉構造の補修性改善方策の検討(その2)

磯野 健一; 久保 重信; 近澤 佳隆; 堂崎 浩二*; 川崎 信史*; 衛藤 将生*

no journal, , 

電力中央研究所で平成24年度に実施した原子炉構造の保守補修性向上策について以下の検討内容を紹介する。保守・補修性改善策を数項目抽出し、それらを改善目的に応じて分類整理し、改善構造A(検査性及びアクセス性は最大限向上させ、原子炉容器径の増加を1m程度に抑制した概念)、改善構造B(改善構造Aに加え、炉心上部機構の単独引抜きを可能とし、炉心上部機構自体や炉心構成要素、燃料交換機に係るトラブル時の補修性向上を目指した概念)、改善構造C(改善構造Bに加え、炉心支持構造本体の引抜きを可能とし、炉心支持構造本体のトラブル時の補修対応や、炉容器インプレース補修等の補修性向上を目指した概念)の3案を設定した。設定した各改善構造概念に対し、設計成立性,製作性,保守・補修性,開発課題の容易性,経済性の観点で比較評価を行い、改善構造Aを選定した。

口頭

FBR実証施設原子炉構造の検討,1; 設計概念の検討

川崎 信史; 阪本 善彦; 衛藤 将生*; 谷口 善洋*; 神島 吉郎*

no journal, , 

現在設計検討中の高速増殖炉実証施設(JSFR)で採用されている原子炉構造の設計概念を紹介するとともに、当概念を成立させるための主要設計課題の検討状況を紹介する。

口頭

FBR実証施設原子炉構造の検討,2; 切込み付コラム型UISの耐震性確保

衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 川崎 信史; 阪本 善彦; 能井 宏弥*

no journal, , 

FBR実証施設では、原子炉容器径の削減のため、切込み付コラム型炉心上部機構(UIS)を採用している。UISの振動モードを考慮した耐震性向上策を検討し、振動解析により耐震性向上効果を確認した。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉における原子炉構造の検討; 照射変形を考慮した炉心構成要素の挿入・引抜き性

松原 慎一郎*; 今岡 健悟*; 碇本 岩男*; 小川 伸太*; 衛藤 将生*; 川崎 信史

no journal, , 

高速増殖炉の炉心槽内に設置された炉心構成要素には、定格出力時の照射変形(スエリング, 照射クリープ)等により、燃料交換時においても残留変形が生じている。その変形による摩擦力を考慮した炉心構成要素の挿入・引抜き性について検討した結果の概要を紹介する。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉における水平型ナトリウム中検査装置の概念設計

相澤 康介; 川崎 信史; 近澤 佳隆; 衛藤 将生*; 松永 尚子*

no journal, , 

炉心構成要素が炉心上端から突き出した状態において、燃料交換作業を行うため回転プラグを動作させると、炉心構成要素が炉心上部機構と衝突し、損傷する恐れがある。このため、回転プラグを回す前に、炉心構成要素が突き出していないことを確認することを目的とした水平型ナトリウム中検査装置を次世代ナトリウム冷却高速炉に設置する予定である。本報告では、次世代ナトリウム冷却高速炉に適合するH-USVの要求条件を整理するとともに概念設計を実施した。

口頭

次世代ナトリウム冷却炉高速炉の燃料交換機故障対策

近澤 佳隆; 相澤 康介; 加藤 篤志; 衛藤 将生*; 松永 尚子*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉では原子炉容器径の削減のため切込み付炉上部機構とパンタグラフ式燃料交換機を採用している。本検討では燃料交換機が固着した場合の対応の可否について検討を行った。

口頭

タンク型SFRの大型原子炉容器に関する適用性の予備的検討,3; 耐熱評価

近澤 佳隆; 久保 重信; 宮川 高行*; 衛藤 将生*

no journal, , 

タンク型炉の主容器液面近傍部を対象に熱応力解析を行い、耐熱性を検討した。主容器の肉厚は厳しい地震条件に対応した構造とし、スクラム時の液位変動を荷重条件に取り入れて、主容器液面近傍部のクリープ疲労損傷評価及び液面ラチェット評価を行った。

特許

原子炉制御棒切り離し温度設定方法

藤田 薫; 小竹 庄司

衛藤 将生*

特願 2010-274027  公開特許公報  特許公報

【課題】原子炉制御棒切り離し機構において、簡便な切り離し温度設定方法を実現する。 【解決手段】制御棒切り離し機構における電磁石継ぎ手3の継ぎ手駆動側磁心31と継ぎ手従動側磁心32の磁気材料の一部を、NI-CO-FE系の合金の含有量を重量比で略30NI-33CO-FE~30NI-28CO-FEの範囲内とし、30NIを維持した状態でCOとFEの量を変化させることにより、切り離し温度を設定する。

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