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論文

Japan-France collaboration on the astrid program and sodium fast reactor

Rouault, J.*; Le Coz, P.*; Garnier, J.-C.*; Hamy, J.-M.*; 早船 浩樹; 飯塚 透*; 持田 晴夫*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.832 - 837, 2015/05

仏国は、2010年から2013年にかけて各国の機関とASTRIDプロジェクト支援協力を実施してきた。2014年、ASTRID及びナトリウム冷却高速炉に係る日本との協力関係がプロジェクトに組み込まれた。本協定機関であるCEA, AREVA, 原子力機構, 三菱FBRシステムズ及び三菱重工業は、設計及び研究開発協力に加えてジョイントチームを構成し、これは日本の貢献をフォローするとともに、共通課題に対する共同評価を実施することを特徴としており、両国の関心を共有していくこととしている。

論文

ASTRID, the SFR GENIV technology demonstrator project; Where are we, where do we stand for?

Rouault, J.*; Abonneau, E.*; Settimo, D.*; Hamy, J.-M.*; 早船 浩樹; Gefflot, R.*; Benard, R.-P.*; Mandement, O.*; Chauveau, T.*; Lambert, G.*; et al.

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.824 - 831, 2015/05

ASTRIDプロジェクトは2012年に予備概念設計を終えた。このフェイズでは、革新的なオプションの評価を実施することであった。現在、2015年まで実施する概念設計の第2フェイズにあり、概念設計全体の取り纏めと、安全オプションレポートの作成を2015年末に実施する。2014年には、日本及びVELAN社が新たなパートナーとして参画し、設計及び研究開発に係る協力関係を樹立した。ASTRIDプロジェクトの次の主なマイルストンは、堅実で一貫性のある概念設計ファイルを2015年末にリリースすることとなる。

論文

The Progress of R&Ds for JSFR innovative technologies

菊池 裕彦*; 持田 晴夫*; 井手 章博*; 飯塚 透*; 早船 浩樹

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/05

This paper shows R&Ds programs for innovative technology about main components of JSFR. JSFR is an advanced loop type Sodium-cooled Fast Reactor. Innovative technologies will be adopted in the JSFR for economic competitiveness, enhancing reliability, and safety. The concept of JSFR is to aim at reducing an amount of commodity, by reduction in the number of cooling loops, an adoption of high-chromium steel with low thermal expansion coefficient and high-temperature strength, and shortening a piping length by connection of outlet/inlet piping to an upper part of the reactor vessel, as well as the integration of a pump into IHX. Further, at secondary cooling system, higher reliable Steam Generator with double-walled straight tube using high chromium steel is adopted. In the FaCT project, a design for JSFR has been executed along design categories such as core design, reactor system, heat transport system, safety design, etc., with corresponding R&Ds.

論文

Construction of Sodium-cooled Medium-scale Modular Reactor in Consideration of In-service Inspection and Repair

菱田 正彦; 此村 守; 内田 昌人; 飯塚 透*; 神島 吉郎*

Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), P. 5112, 2005/05

JNCは、1990年に実用化戦略調査研究(FS)を開始している。ここでは、2015年までに実用化が見込める革新的技術を採用することとして、ナトリウム冷却大型炉(JSFR)及び大型炉を基に中型モジュール炉(M-JSFR)を構築し、それぞれ開発目標(建設単価20万円/kWe)を達成できることを確認している。この開発目標達成のため、JSFRでは、12Cr鋼採用による機器・配管のコンパクト化、2ループ化、安全系局限化、再臨界回避概念を採用している。M-JSFRでは、スケールデメリットを回避するため、モジュール化、2次系1ループ化を図っている。これらの概念は、Gen-Ⅳの有望な候補である。このM-JSFRに対し、Naの弱点克服を目指し、Na漏えい対策としてNa漏えい時の影響の局限化を目的として保守・補修性の向上を図った概念を検討した。そのため、軽水炉のISI方針に立脚しつつ、M-JSFRの特徴を反映して見直しを行うことにより、軽水炉と同等レベルのISI方針案を構築し、ISI対象部位を設定した。さらに、摘出された主要な部位についてISI方法を設定し、ISI性を向上させたプラント概念を検討した。また、プラント全体の補修方針を構築し、主要な部位について補修方法を設定した。そして、保守・補修性を向上させることによるプラントへの影響を評価した。その結果、保守・補修性向上策を考慮したプラント建設費は、主に原子炉容器径の拡大により約3%増加する。

報告書

「常陽」窒素ガス気化器の更新

住野 公造; 大嶋 淳; 飯塚 透; 小川 徹; 高津戸 裕司; 小澤 健二

JNC-TN9410 2001-008, 47 Pages, 2001/03

JNC-TN9410-2001-008.pdf:2.66MB

「常陽」窒素ガス供給系の窒素ガス気化器(蒸気式)は、プラントへ窒素ガスを常時供給するというその性格から供用開始後メンテナンスされることなく連続して運転されてきた。しかしながら、近年加温用の水・蒸気を内包する外槽(水槽)の腐食が進行しこれ以上の使用が不可能となったため、窒素ガス気化器の更新を行う必要が生じた。更新においては、既設の蒸気式窒素ガス気化器を外槽の腐食対策を施した同等の構造・性能を有するものに交換するとともに、蒸気式窒素ガス気化器のメンテナンス(停止)時にプラントへ窒素ガスを供給するための空温式窒素ガス気化器を新たに設置した。さらに従来からの懸案事項であった外槽内の水温及び供給窒素ガス温度の監視を中央制御室からできるようにした。更新工事終了後、これらの改良点の機能確認、運転参考データ採取を目的に性能試験を行い、更新した窒素ガス気化器が所期の性能を有していることを確認した。性能試験により得られた主な成果を以下に示す。(1)蒸気式窒素ガス気化器が更新前の気化器と同等以上の性能を有していることを確認した。(2)空温式窒素ガス気化器の運転により、1次系配管・機器を内包する原子炉格納容器内床下エリアを窒素雰囲気(酸素濃度4%以下)に維持できることを実証した。(3)通常運転及び負荷運転(原子炉格納容器内床下エリアの窒素置換)時の外槽内の水温と供給窒素ガス温度の関係が明らかとなった。

報告書

原子炉冷却系総合試験施設のSG流動安定性評 - BOSTコードの改修 -

飯塚 透; 長沢 一嘉*; 西村 元彦; 上出 英樹

JNC-TN9410 99-004, 66 Pages, 1999/01

JNC-TN9410-99-004.pdf:1.48MB

原子炉冷却系総合試験施設の蒸気発生器(SG)試験体の流動安全性を検討するため、水側流動安定性解析コード「BOST」を用いて解析を実施した。しかし、SG試験体の定格運転条件はコードの使用実績範囲を越える高い圧力条件であるため、BOSTコードの解析結果は他の解析コードの結果や従来の知見に比べて著しく安定側の評価結果となり、Na/水流量比を経験的に不安定が予想される程度まで上昇させても、不安定が発生しないという評価結果となった。そこで、BOSTコードの改修を実施したので、その状況を報告する。現在までに、いくつかの要改修点が発見され、改修を実施したが、高圧条件において著しく安定となる原因は突き止められておらず、今後以下の検討が必要と考えられている。・コーディング内容の確認・メッシュ数の拡張・出力機能の充実しかし、BOSTコードは1975年に作成されたコードであり、その後改修を重ねてはいるが、比較的簡単な基礎式を多数のメッシュで解く現代の計算コードと比較すると、コーディング内容が複雑で改修には多大な労力が必要になる。このため、給水圧力が18MPaを越えるような高圧条件のSGを解析対象とする場合には、最新の知見をとり入れた流動安定性解析コードを作成することを今後検討するべきであると考える。

報告書

高速炉の冷却系に関する総合試験計画 - 1次系及びDRACS系構造が動特性に与える影響の検討 -

飯塚 透; 西村 元彦; 上出 英樹

JNC-TN9400 99-012, 120 Pages, 1998/10

JNC-TN9400-99-012.pdf:5.73MB

大型高速炉で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし、原子炉容器から蒸気発生器までを総合的に模擬した大型ナトリウム試験(原子炉冷却系総合試験)計画を検討した。これまでに基本設計を行い、試験施設は大型高速炉の1/3縮尺2ループモデルとした。Naの加熱にはガスバーナによるNa加熱器を用いるため、1次系コールドレグ配管長やプレナム容量が大きくなり、熱過渡特性に対する実機模擬性が損なわれる可能性が考えられる。また、大型高速炉DRACS系の配管設計等が自然循環特性に及ぼす影響を確認しておく必要がある。そこで、1次系コールドレグ配管長、プレナム容量及びDRACS系のEu数(流動抵抗)をパラメータとして動特性解析を実施し、模擬性に与える影響を把握した。その結果、熱過渡模擬性改善のためにはプレナム容量の縮小を図るべきであり、1次系コールドレグ配管長短縮の効果は小さいことが分かった。また、DRACS系のEu数を調節して1/3縮尺条件にすべきであること、空気冷却器の伝熱管寸法を縮小すべきであることが分かった。試験方法の変更により熱過渡模擬性を改善する方策を検討するため、炉心部電気ヒータのみで初期定常を取り、1次系のホットレグとコールドレグの温度差($$Delta$$T)を1/3とした解析を実施した。その結果、Na過熱器を用いた系統構成上、$$Delta$$Tを大型高速炉と一致させた試験では模擬できなかった原子炉容器回りの熱過渡初期の挙動を概ね模擬できることが分かった。1次系ポンプ軸固着試験の模擬性について検討するため動特性解析を実施した結果、大型高速炉の熱過渡が概ね模擬できることが分かった。また、試験体ポンプの逆回転を強制的に停止させる装置の効果は小さいことが分かった。

報告書

高速炉の冷却系に関する総合試験計画 - 2次系配管構造が動特性に与える影響の検討 -

飯塚 透; 上出 英樹; 西村 元彦

PNC-TN9410 98-083, 118 Pages, 1998/07

PNC-TN9410-98-083.pdf:2.64MB

実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし、原子炉容器から蒸気発生器(SG)までを総合的に模擬した大型ナトリウム試験(原子炉冷却系総合試験)計画を検討した。これまでに基本設計を行い、試験施設は実証炉の1/3縮尺2ループモデルとした。SGについては水・蒸気側の模擬性を高めるため高さ方向1/1縮尺の部分モデルとし、2次系配管を1ループに集約して接続するものとした。このため、2次系配管が著しく長くなり、実機模擬性が損なわれる可能性が考えられる。また、2次系配管の途中で2ループを1ループに集約する構造のため、自然循環試験時にはループ間のアンバランスが助長されることも考えられる。そこで、2次系配管長をパラメータとして動特性解析を実施し、模擬性に与える影響を把握した。また、IHX伝熱面積等にループ間で差異を与えた場合の予測解析を実施した。その結果、SGが流れ方向に長く、熱容量も大きいことから、2次系配管長の影響は相対的に小さいことが分かった。また、片方のループにのみ選択的に自然循環が発達するような現象は見られなかった。以上より、2次系配管長の短縮は制約条件が厳しい割に熱過渡の改善の効果が小さく、構造上可能な範囲すべきことが分かった。また、ループ間に実証炉と同等の製作誤差があっても、試験の実施及び試験結果の評価に大きな影響を与えるような問題は生じないことが分かった。

報告書

高速炉燃料集合体ポーラス状局所閉塞事象の研究; 37本ピンバンドルナトリウム試験の事前サブチャンネル解析

飯塚 透; 大木 義久; 川島 滋代*; 西村 元彦; 磯崎 正; 上出 英樹

PNC-TN9410 98-022, 58 Pages, 1998/03

PNC-TN9410-98-022.pdf:1.72MB

高速炉の集合体内局所事故の安全評価において、微小粒子による厚みのあるポーラス状閉塞を想定した場合、閉塞領域内被覆管のホットスポットの発生位置及び温度を予測することが重要となる。このような課題を念頭に置き、ポーラス状閉塞の熱流動特性を総合的に評価するため、筆者らは、37本ピンバンドルに閉塞物を設置したナトリウム試験(以下、ナトリウム試験と略)を実施する予定である。ナトリウム試験に先立ち、水を作動流体として閉塞物単体の圧力損失測定試験を実施し、閉塞物の圧力損失評価式を求めた。また、ナトリウム試験の試験条件の設定に資することを目的として、ポーラス状閉塞をモデル化することが可能なサブチャンネル解析コードASFRE-IIIによる事前解析を実施した。その結果、今回のナトリウム試験の検討範囲(ヒータピン出力100$$sim$$400W/cm、流量200$$sim$$480l/min)では、最高温度と入口温度との差は出力/流量比にほぼ比例し、ナトリウム試験における目安制限温度650$$^{circ}$$Cを超える加熱条件は、出力/流量比が0.75(W/cm)/(l/min)以上の場合であるとの予測結果を得た。また、解析結果に基づき、試験条件からヒータピン最高温度が予想できるマップを作成した。

報告書

高速炉の冷却系に関する総合試験計画; 炉容器および1次冷却系モデルの検討

上出 英樹; 林 謙二; 軍司 稔; 林田 均; 西村 元彦; 飯塚 透; 木村 暢之; 田中 正暁; 仲井 悟; 望月 弘保; et al.

PNC-TN9410 96-279, 51 Pages, 1996/08

PNC-TN9410-96-279.pdf:2.92MB

動力炉・核燃料開発事業団では「原子炉冷却系総合試験」として,高速炉の実用化を目指し,実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし,原子炉容器から蒸気発生器までの1次,2次冷却系,水蒸気系,崩壊熱除去系を総合的に模擬した大型ナトリウム試験を計画している。実証炉の特徴であるトップエントリー配管システム,炉内冷却器を用い自然循環を積極的に活用した崩壊熱除去系,低温流体循環方式の炉容器壁保護系,一体貫流型蒸気発生器,再循環系を用いた崩壊熱除去運転などを含め配管短縮化,機器のコンパクト化,高信頼性崩壊熱除去システムなどについて熱流動上の課題,構造上の課題を設定し,それらを解決できる試験装置として特に原子炉容器ならびに1次冷却系の試験モデルの検討を行った。特に(1)実証炉の熱流動と構造上の課題に対する解決方策としての充足,(2)熱流動上の課題と構造上の課題のバランス,(3)総合試験として系統全体での複合現象,構成機器間の熱流動的および構造的相互作用の模擬を重視して,試験モデル候補概念の創出,予測解析を含む定量的な比較評価,モデルの選定を行った。さらに,選定モデル候補概念を元に,「原子炉冷却系総合試験」全体の試験装置概念を構築した。

口頭

直管2重管型蒸気発生器の設計研究,1; SG設計の基本方針と構造概念

木曽原 直之; 池田 博嗣; 佐藤 充*; 飯塚 透*

no journal, , 

FBRの実用化に対しては、安全性と経済性に優れたプラント概念の構築が社会的に要求されている。実用化FBRの蒸気発生器では、プラントの安全性を向上させることは勿論のこと、一般公衆が安心できるようにNa・水反応の発生を抑制し、社会的受容性を高めた設計が必要である。この観点に基づいて、2次系設置型の直管2重管型蒸気発生器(直管2重管SG)を選定し、Na水反応防止や構造・熱流動の成立性を考慮して具体的な構造を検討した。

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