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論文

Routing study of above core structure with mock-up experiment for ASTRID

高野 和也; 阪本 善彦; 諸星 恭一*; 岡崎 仁*; 儀間 大充*; 寺前 卓真*; 碇本 岩男*; Botte, F.*; Dirat, J.-F.*; Dechelette, F.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

仏実証炉ASTRIDにおいては、炉心の状態監視のため集合体出口温度や破損燃料検出のための計測設備が設置される。これらの計測用配管は炉心燃料集合体上部に設置され、炉上部機構(Above Core Structure: ACS)にて集約される。本検討では、ASTRID (1500MWth)におけるACSを対象に熱電対用配管と破損燃料検出用配管のレイアウトを3Dモデリングで検討するとともに、得られたレイアウト及び製作手順について検証するためにモックアップ試験を実施した。また、モックアップ試験を通じて製作性の観点から抽出された課題に対し、対応策を検討した。本検討は、ACSについて製作側から設計側へのフィードバックを提示するものであり、今後のACSの設計と製作性に係る知見拡大に貢献する。

論文

Progress of design and related researches of sodium-cooled fast reactor in Japan

上出 英樹; 阪本 善彦; 久保 重信; 大木 繁夫; 大島 宏之; 神山 健司

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

東日本大震災以降、日本におけるナトリウム冷却高速炉の開発において安全性の強化、特にシビアアクシデント対策が重要な視点となっている。本論文ではこれらの点での設計ならびに研究開発の進捗を報告する。崩壊熱除去系の強化では炉心損傷事故時の対応を含む多様性、信頼性の向上、熱流動評価手法にかかる研究が行われている。炉心損傷事故時の溶融燃料の挙動について、国際協力を含む炉内試験、炉外試験、基盤的研究が行われ、シビアアクシデントの発生防止の観点での炉心設計改良が進んでいる。

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。

報告書

Preliminary conceptual design of the secondary sodium circuit-eliminated JSFR (Japan Sodium Fast Reactor) adopting a supercritical CO$$_{2}$$ turbine system, 2; Turbine system and plant size

木曽原 直之; 阪本 善彦; 小竹 庄司*

JAEA-Research 2014-016, 60 Pages, 2014/09

JAEA-Research-2014-016.pdf:22.38MB

ナトリウム冷却高速炉の安全性と経済性の更なる向上のために、超臨界炭酸ガスサイクルタービンシステムのJSFRへの適用性を検討した。本検討は、超臨界炭酸ガスタービンシステムを1次ナトリウム系に直結した2次系削除型JSFRに関するものである。超臨界炭酸ガスタービンのシステム構成、ヒートマスバランス、主要機器の設計検討について述べる。また、原子炉建屋とタービン建屋内の機器・配管の配置も検討し、建屋の大きさを評価した。この結果、従来の2次系を有する蒸気タービンを採用したJSFRと比較すると、原子炉建屋容積及びタービン建屋容積は、それぞれ7%、40%削減することが明らかとなった。また、サイクル熱効率は41.9から42.3%であり、水・蒸気システムのJSFRとほぼ同じであることわかった。

報告書

Preliminary conceptual design of the secondary sodium circuit-eliminated JSFR (Japan Sodium Fast Reactor) adopting a supercritical CO$$_{2}$$ turbine system, 1; Sodium/CO$$_{2}$$ heat exchanger

木曽原 直之; 阪本 善彦; 小竹 庄司*

JAEA-Research 2014-015, 33 Pages, 2014/09

JAEA-Research-2014-015.pdf:27.33MB

ナトリウム冷却高速炉の安全性と経済性の更なる向上のために、超臨界炭酸ガスタービンシステムのJSFRへの適用性を検討した。本検討は、超臨界炭酸ガスタービンシステムを1次ナトリウム系に直結した2次系削除型JSFRに関するものである。ナトリウム/炭酸ガス熱交換器はこのシステムの重要機器の一つであることから、その構造や炭酸ガスリーク時の安全性に関して述べる。ナトリウム/炭酸ガス熱交換器は、PCHE方式とし、き裂進展防止と熱膨張低減のためにSiC/SiCセラミック複合材料をPCHEの材料に用いた。また、製作性や補修性の観点から多数の小型の熱交換PCHEモジュールを、その容器の中で組み合わせる構成とした。熱交換器における炭酸ガスリークも評価し、この結果、炉心や1次ナトリウムバウンダリーへの影響は無いことがわかった。

論文

Selection of sodium coolant for fast reactors in the US, France and Japan

阪本 善彦; Garnier, J.-C.*; Rouault, J.*; Grandy, C.*; Fanning, T.*; Hill, R.*; 近澤 佳隆; 小竹 庄司*

Nuclear Engineering and Design, 254, p.194 - 217, 2013/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:46.51(Nuclear Science & Technology)

日米仏の三国で高速炉は持続可能な核エネルギー供給、高レベル廃棄物処理の観点から不可欠であることを確認した。高速炉の冷却材の比較評価を行い、最終的に三国一致してナトリウムが最も有望であることを確認した。

論文

JSFR design study and R&D progress in the FaCT project

青砥 紀身; 宇都 成昭; 阪本 善彦; 伊藤 隆哉*; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司*

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

JSFRの設計研究及び研究開発の進捗を報告する。2050年頃の導入を目指す実用炉は1,500MWeを対象とし、2025年頃の運開を計画している実証炉は500から750MWeを想定して設計研究を進めており、経済性,信頼性及び安全性向上のための革新技術についても研究開発を行っている。厳しい地震条件にも耐え得る原子炉容器のコンパクト化を追求するとともに、高クロム鋼製配管を用いた冷却系2ループ化を実現するため、配管エルボ内の流力特性や配管製作性についても検討している。Na-水反応への対策強化のため直管二重伝熱管SGを開発しており、熱流力設計や機器の試作を行っている。受動的炉停止機構SASSの成立性を実証するため、JSFRへの適用性を評価するための安全解析と「常陽」を用いた実証試験を行っている。また、経済性向上を目指した先進的燃料取扱いシステムの開発も進めている。革新技術のJSFRへの採否について議論しており、2010年度中に採否判断を終了する予定である。

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。

論文

Conceptual design study for the demonstration reactor of JSFR, 4; Structural design of reactor vessel

川崎 信史; 岡村 茂樹*; 澤 直樹*; 阪本 善彦; 根岸 和生

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/05

JSFRはコンパクト化されたホットベッセル概念を原子炉システムに対し採用している。ホットベッセル概念の構造設計において重要となるのは、耐震設計と耐熱設計を両立させることである。本研究では、新潟県中越沖地震を考慮したうえで、国内共通地震条件を設定し、耐震設計を行った。座屈評価裕度の観点から、750MWeと500Mwe両原子炉プラントの原子炉容器肉厚が50mmと設定された。結果として座屈評価裕度は、2.4以上を確保できている。座屈評価裕度の観点からは、750MWeと500Mweという電気出力の差は無視しうる。肉厚50mmの条件で、耐熱設計を実施した。2.2日,3.2日,4.3日起動の3条件が起動条件として選定され、熱ラチェット評価とクリープ疲労評価が実施された。これらの評価を満足させるためには、3.2日以上の起動日数が必要なことがわかった。発生熱応力の大きさはほぼ等しいため、750MWeと500Mweという電気出力の差は、耐熱設計の観点からも無視しうる。

論文

Design study and R&D progress on Japan sodium-cooled fast reactor

青砥 紀身; 宇都 成昭; 阪本 善彦; 伊藤 隆哉*; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.463 - 471, 2011/04

JSFRの設計研究及び研究開発の進捗を報告する。2050年頃の導入を目指す実用炉は1,500MWeを対象とし、2025年頃の運開を計画している実証炉は500から750MWeを想定して設計研究を進めており、経済性,信頼性及び安全性向上のための革新技術についても研究開発を行っている。厳しい地震条件にも耐え得る原子炉容器のコンパクト化を追求するとともに、高クロム鋼製配管を用いた冷却系2ループ化を実現するため、配管エルボ内の流力特性や配管製作性についても検討している。Na-水反応への対策強化のため直管二重伝熱管SGを開発しており、熱流力設計や機器の試作を行っている。受動的炉停止機構SASSの成立性を実証するため、JSFRへの適用性を評価するための安全解析と「常陽」を用いた実証試験を行っている。また、経済性向上を目指した先進的燃料取扱いシステムの開発も進めている。革新技術のJSFRへの採否について議論しており、2010年度中に採否判断を終了する予定である。

報告書

Experience of secondary cooling system modification at prototype fast breeder reactor MONJU (Translated document)

木曽原 直之; 阪本 善彦

JAEA-Review 2010-036, 26 Pages, 2010/09

JAEA-Review-2010-036.pdf:3.05MB

高速増殖原型炉もんじゅでは、1995年12月に発生した2次冷却系ナトリウム漏えい事故により、原子炉が約10年停止している。事故後、原因究明とプラント全体の安全総点検を実施して漏えいに対するさまざまな対応策を検討し、2005年9月より本格的な改造工事を開始した。「もんじゅ」では冷却材に科学的に活性なナトリウムを使用するため、実験炉「常陽」や海外先行プラントの改造工事の経験や知見を参考に、ナトリウムバウンダリを解放する際のプラバック使用,バック内の酸素濃度管理,系統系カバーガスの微正圧制御,切粉混入防止のためのロールカッタによる押し切り工法等を採用した。これらの導入により、本改造工事はトラブルもなくほぼ計画通り進んだ。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan; Progress of design study based on preliminary assessment results

阪本 善彦; 小竹 庄司; 青砥 紀身; 戸田 幹雄*

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

原子力機構では現在、FaCTプロジェクトを実施しており、その最初のマイルストーンが2010年に設定されている。本マイルストーンでは、JSFRへの革新技術の採否を決定することとしており、その判断に向けた予備評価が進められている。本論文では、予備評価の中で議論された主な設計の進展について記載するものである。原子炉構造設計については、原子炉容器の耐震性と耐熱性が検討され、原子炉容器の仕様を示した。また、耐震裕度の向上を可能とする設計オプションを検討することが提言された。熱流動課題については、ガス巻き込みと液中渦を抑制する設計対応が図られ、また、設計合理化,抑制効果の向上に向けたさらなる検討が進められている。1次系配管設計については、Type-IV損傷によるクリープ強度の低下を考慮した設計を実施した。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan

小竹 庄司; 阪本 善彦; 三原 隆嗣; 久保 重信*; 宇都 成昭; 神島 吉郎*; 青砥 紀身; 戸田 幹雄*

Nuclear Technology, 170(1), p.133 - 147, 2010/04

 被引用回数:31 パーセンタイル:6.17(Nuclear Science & Technology)

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潔に紹介した。

報告書

Studies of super-critical CO$$_{2}$$ gas turbine power generation fast reactor(Contract research, Translated document)

木曽原 直之; 小竹 庄司; 阪本 善彦

JAEA-Review 2008-040, 67 Pages, 2008/08

JAEA-Review-2008-040.pdf:3.93MB

(1)超臨界炭酸ガスタービンシステムを採用した2次ナトリウム系削除型SFRプラントの設計を行った。発電効率は約42%であり、2次ナトリウム系及び蒸気システムを保有するSFRに比べ、原子炉建屋容積は約20%低減する。(2)超臨界炭酸ガスループを模擬した試験装置を製作した。臨界点近傍で圧縮機の高い効率が得られることを確認した。PCHE再生熱交換器の温度効率は98-99%であり、高い伝熱性能を示した。運転性試験では、不安定現象は発生しなかった。(3)ナトリウムと炭酸ガスの反応試験を行った。連続的な反応は、570-580$$^{circ}$$C以上で発生し、反応生成物はNa$$_{2}$$CO$$_{3}$$とCOであった。反応熱は50-75kJ/Na-molであった。(4)シェルアンドチューブ型ナトリウム/炭酸ガス熱交換器における、伝熱管1本ギロチン破断時の安全解析を行った。この結果、1次ナトリウム系の圧力最大値は構造健全性に影響ないこと,炉心への気泡移行による反応度上昇も炉心安全に影響のないことがわかった。また反応生成物による炉心閉塞しない見通しである。(5)超臨界炭酸ガス環境下において材料腐食試験を行った。600$$^{circ}$$C-5000hrでの12Cr鋼、及び316FRの腐食量はそれぞれ、180g/m$$^{3}$$, 5g/m$$^{3}$$であり、316FRは高い耐食性を示した。

論文

実用化に向けたナトリウム冷却高速炉原子炉構造の信頼性向上に関する検討

阪本 善彦; 久保 重信*; 小竹 庄司; 神島 吉郎*

第13回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.505 - 506, 2008/06

本報告は、JSFRの設計における原子炉構造の信頼性向上方策についてまとめたものである。製作性の観点からは、原子炉容器のコンパクト化により、原子炉構造を工場内で製作することができる。これにより、高い加工精度や溶接品質により製作することが可能となる。また、リング鍛鋼品を原子炉容器胴に適用することで、寸法精度の確保や熱応力に対する信頼性確保が期待できる。保守性の観点からは、炉内構造物を簡素化することで、検査対象への検査機器のアクセス性向上を図っている。JSFRの設計ではナトリウムバウンダリ面積を大幅に減らすことによって配管の二重化が容易となり、溶接線も減らすことができる。したがって、JSFRの原子炉構造は、効率的な炉内構造物検査に適しており、プラントの信頼性を確保できる見通しがある。また、ナトリウム中の構造物を検査可能な先進的な検査技術についても開発を行っている。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan, 3; Easy inspection and high reliable reactor structure in JSFR

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。

論文

Promising fast reactor systems in the feasibility study on commercialized FR cycle systems

阪本 善彦; 小竹 庄司; 西川 覚; 江沼 康弘; 安藤 将人; 佐賀山 豊

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05

将来の多様なニーズに対応可能な有望な高速炉サイクルシステムを提案するために、実用化戦略調査研究を進めている。様々な炉システム概念に関する設計研究を実施し、開発目標に対する適合度を評価した。また、各炉システム概念に対する重要な開発課題を抽出し、その開発計画をロードマップとしてとりまとめた。結果として、各炉の特徴や性能の違いを検討し、重要な開発課題を明確にした。現在、さらなる検討を進めており、フェーズII末での評価結果を踏まえて、有望概念を提案する予定である。

論文

The Promising Fast Reactor Systems ans Their Development Plans in Japan

小竹 庄司; 阪本 善彦; 江沼 康弘; 安藤 将人; 西川 覚; 佐賀山 豊

Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05), 0 Pages, 2005/05

将来の多様なニーズに対応可能な有望な高速炉サイクルシステムを提案するために、実用化戦略調査研究を進めている。様々な炉システム概念に関する設計研究を実施し、開発目標に対する適合度を評価した。また、各炉システム概念に対する重要な開発課題を抽出し、その開発計画をロードマップとしてとりまとめた。結果として、各炉の特徴や性能の違いを検討し、重要な開発課題と開発期間を明確にした。現在、さらなる検討を進めており、フェーズII末での評価結果を踏まえて、有望概念を提案する予定である。

論文

Current status of the Fesibility Study on Commercialized Fast Reactor Cycle Systems and Thermal-Hydraulic Study of the Promising Fast Reactors

佐賀山 豊; 江沼 康弘; 阪本 善彦; 小竹 庄司

NTHAS-4, 0 Pages, 2004/11

将来ニーズに対応可能なFBRサイクルシステム概念を提示するため、実用化戦略調査研究を実施している。本研究では、様々なFBRシステム概念について、設計検討及び開発目標への適合性評価を行ってきた。また、各FBRシステム概念の技術課題を明確にし、そのj開発計画をロードマップとして整理した。その結果、ナトリウム冷却高速炉は開発目標への適合性に優れ、かつ経済性向上んもために採用した革新技術についても実現性を見通すことが可能であると評価した。今後、フェーズIIの最終とりまとめにおいて、各FBRシステム概念の特徴を考慮した開発計画を提示することとしている。

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