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野村 拓司*; 原田 慈久*; 丹羽 秀治*; 石井 賢司*; 石角 元志*; 社本 真一; Jarrige, I.*
Physical Review B, 94(3), p.035134_1 - 035134_9, 2016/07
被引用回数：11 パーセンタイル：47.12(Materials Science, Multidisciplinary)Fe-
吸収端での共鳴非弾性X線散乱(RIXS)を用いて、典型的な鉄系超伝導体PrFeAsOの単結晶で、低エネルギー電子励起スペクトルを測定した。
根岸 仁; 小竹 庄司; 丹羽 元
日本原子力学会誌ATOMO
, 50(3), p.174 - 180, 2008/03
原子力機構では高速増殖原型炉「もんじゅ」などの研究開発成果を踏まえて、高速増殖炉実用化に向けた「高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究」を電気事業者,電力中央研究所,メーカ各社の参画を得て実施した。その目的は高速増殖炉サイクルの適切な実用化像とそこに至るまでの研究開発計画を2015年頃に提示することである。今後、重点的に研究開発を行う有望な高速増殖炉サイクル概念として、開発目標への適合可能性に最も優れ、これまでの開発実績及び今後の国際協力の可能性から技術的実現性の高い概念であるナトリウム冷却炉(MOX燃料)・先進湿式法再処理・簡素化ペレット燃料製造法を選定した。
山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 佐藤 一憲; 丹羽 元
Nuclear Engineering and Design, 238(1), p.66 - 73, 2008/01
被引用回数：32 パーセンタイル：86.96(Nuclear Science & Technology)炉心崩壊事故の遷移過程解析のため、2次元SIMMER-IIIコードをもとに3次元炉心安全解析コードSIMMER-IVの開発が行われた。また、世界で初めてSIMMER-IVを小型ナトリウム冷却高速炉に適用し、遷移過程の初期段階における事象推移を明らかにすることを試みた。このSIMMER-IVによる解析は、制御棒案内管の存在を無視したSIMMER-IIIによる2次元解析の場合と比較された。従来シナリオは比較的早期に高い流動性を持つ燃料プールが形成されていたが、3次元的な物質配位を考慮した本解析により、それは非現実的であり、遷移過程の初期段階では崩壊炉心は低流動性を保つ傾向があることが示された。
丹羽 元; 青砥 紀身; 森下 正樹
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.62 - 70, 2007/09
After selecting the combination of the sodium-cooled fast reactor (SFR) with oxide fuel, the advanced aqueous reprocessing and the simplified pelletizing fuel fabrication as the most promising concept of FR cycle system, Feasibility Study on Commercialized Fast Reactor Cycle Systems was finalized in 2006. Instead, a new project, Fast Reactor Cycle Technology Development Project (FaCT Project) was launched in Japan focusing on development of the selected concepts. This paper describes the current status and perspective of the advanced loop type SFR system in the FaCT Project, especially on the design requirements, current design as well as the related innovative technologies together with the development roadmap. Some considerations on advantages of the advanced loop type design are also described.
丹羽 元
Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), p.29 - 31, 2006/11
日本のFRサイクル実用化戦略調査研究の進捗を報告するとともに、第2期研究で主概念として選定されたナトリウム冷却MOX燃料高速炉の革新技術について紹介し、実用化までの道筋について述べる。また、国際協力の重要性を強調する。
中林 弘樹; 栗坂 健一; 佐藤 浩司; 丹羽 元; 青木 和夫*
JAEA-Technology 2006-027, 119 Pages, 2006/03
JAEA-Technology-2006-027.pdf:9.02MB
本報告書は、電力中央研究所及び旧核燃料サイクル開発機構の共同研究である「金属燃料リサイクルシステムの設計評価」の内容に基づき、大型電解精製槽の臨界安全設計について検討したものであり、2003年に報告した「金属燃料リサイクルシステムの臨界安全設計検討, 1」の続編となるものである。検討では、「金属燃料リサイクルシステムの臨界安全設計検討, 1」で提案した「化学形態管理併用質量管理」概念に基づいて、より具体的な臨界安全管理設計及び核的制限値の素案を提示し、その設定の考え方を示した。次に、実際のプロセスにおいて臨界安全性に影響を及ぼす可能性のある異常事象の要因を抽出し、それらに基づいた解析モデルを構築し臨界安全性の解析を行った。その結果、ここで提示した臨界安全設計の下では、抽出された大部分の異常事象に対して十分な安全裕度を確保できることが示された。さらに、これまで明確化されてこなかったが本システムにおける臨界安全を確保するために重要な工程間物質移送についても検討を行い、その管理方法及び手順を示した。複雑な物質管理及び移送管理が必要な金属電解法システムにおいて誤装荷や誤移送などのヒューマンエラーを排除するために、完全に電子化・自動化されたプラント制御・運転システムである「オペレーション・バイ・ワイヤ」の概念を提示した。
山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 佐藤 一憲; 丹羽 元
Proceedings of Technical Meeting on Severe Accident and Accident Management (CD-ROM), 12 Pages, 2006/03
炉心崩壊事故の遷移過程解析のため、2次元SIMMER-IIIコードをもとに3次元炉心安全解析コードSIMMER-IVの開発が行われた。また、世界で初めてSIMMER-IVを小型ナトリウム冷却高速炉に適用し、遷移過程の初期段階における事象推移を明らかにすることを試みた。このSIMMER-IVによる解析は、制御棒案内管の存在を無視したSIMMER-IIIによる2次元解析の場合と比較された。従来シナリオは比較的早期に高い流動性を持つ燃料プールが形成されていたが、3次元的な物質配位を考慮した本解析により、それは非現実的であり、遷移過程の初期段階では崩壊炉心は低流動性を保つ傾向があることが示された。
丹羽 元; Fiorini, G.-L.*; Sim, Y.-S.*; Lennox, T.*; Cahalan, J. E.*
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
設計・安全性プロジェクト管理委員会(Design & Safety Project Management Board, DSPMB)がGenIVのナトリウム冷却炉運営委員会の下に設置され、候補となる炉の炉心設計、システム設計、安全評価や諸R&D活動の統合化を進める役割を負うこととなった。このためDSPMBは必要なR&D活動を集約し、今後数年間の活動計画をまとめた。ループ型MOX燃料炉とタンク型金属燃料炉が候補として挙げられており、活動内容にはこれらを対象とした上記設計や評価の他、革新的システムの検討評価、安全評価を支える評価手法の開発等も含まれている。これらを適宜実施していくことによりDSPMBはNa冷却炉運営委員会がGen-IVの目標に対する解を示すための強力な支援を果たす。
Kuznetsov, I.*; Shvetsov, Y. E.*; Ashurko, Yu. M.*; Volkov, A. V.*; Kashcheev, M. V.*; Tsykunov, A. G.*; Kamanin, Y. L.*; Bakhmetyev, A. M.*; Zamyatin, V. A.*; 丹羽 元; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
BN-600高速炉の利用が米露間余剰解体核Pu処分計画のロシア側計画で考慮されている。このためには炉心の一部をMOX燃料に変更して許認可を得る必要があるため、同炉心の安全解析を実施した。評価に際して入力データを整備するとともに、運転時の異常な過渡変化,設計基準外事象の評価,及びレベル1 PSA を実施した。解析結果は同炉の安全系が変更炉心に対しても十分余裕をもって有効であることを示すと共に、設計基準外事象の評価においても規制上の要求を満たすことが明らかにされた。また、安全解析ではバイパックMOX燃料においても特段の問題は見いだされなかった。
久保 重信; 栗坂 健一; 山野 秀将; 丹羽 元
JNC TN9400 2005-025, 156 Pages, 2005/04
JNC-TN9400-2005-025.pdf:3.71MB
実用化戦略調査研究において検討対象としている炉およびサイクルシステム概念について、合理的な安全設計概念構築に資するための検討を実施し、以下の成果を得た。・ナトリウム炉について、安全設計・評価方針の基本的な考え方を整理すると共に、軽水炉と同等の安全性の示し方、非難不要概念の考え方、格納容器の性能要求について検討し、格納容器設計に関する課題の明確化を図った。また、金属燃料ナトリウム冷却小型炉のCDA評価に関する現状知見と再臨界回避検討の方向性、炉心設計の要求事項についてまとめた。・合理的な再臨界回避方策として提案している溶融燃料排出ダスト付き概念の有効性見通しを予備解析結果によって示した。また、損傷炉挙動の3次元効果について分析し、制御棒案内間官の溶融燃料の冷却効果などの事象進展緩和効果を抽出し、評価に反映した。・ナトリウム炉の炉心損傷頻度の合理的な低減のため、除熱源喪失型の炉心喪失損傷事象に支配的なシーケンスの抽出を行い、蒸気発生器への蒸気補給、空気冷却器ダンパの多様化などの対策を考案した。また、これらの対策により除熱源喪失型の炉心損傷頻度に対して1桁以上の逓減が見込まれることを簡易評価により確認した。・鉛ビスマス冷却炉について、蒸気発生器電熱管破損による1次系への蒸気の大規模流入可能性について検討した結果、その可能性が否定できないことから蒸気発生器下端部での蒸気泡流出防止対策をとることを検討し、設計に採り入れた。・中間評価までに実施済みの先進湿式施設および乾式金属電解法施設に加えてH16年度は、高圧の流体を内蔵する超臨界直接流出法の施設および湿式リファレンス施設における抽出クロマトグラフ法のMA回収工程を対象に代表事象に焦点を絞ったリスク評価を実施し、リスクが十分に低いことを確認した。以上によりいずれの概念も安全性の目標を達成可能なことを確認した。
久保 重信; 飛田 吉春; 川田 賢一; 小野田 雄一; 佐藤 一憲; 神山 健司; 植田 伸幸*; 藤田 哲史; 丹羽 元
JNC TN9400 2004-041, 135 Pages, 2004/07
JNC-TN9400-2004-041.pdf:17.3MB
実用化戦略調査研究フェーズ2において、平成15年度に実施したナトリウム冷却炉の再臨界回避方策に関する検討結果を示す。ナトリウム冷却大型炉及び中型炉について、炉心燃料設計及びプラント設計との整合性に配慮しつつ、再臨界回避方策として有望な概念を構築することを目的とし、これらの炉心を対象とした炉心流量減少時炉停止失敗事象の炉内終息性に関する諸検討を実施して以下の結果を得た。遷移過程での燃料流出促進策として提案されているABLE概念の有効性について解析評価を実施した結果、ラッパ管溶融に先行した燃料流出が実現できない見通しであることが分かった。一方、FAIDUS概念については、燃料流出見通しはあるものの、炉心性能等への影響が大きいことから、改良概念を提示し予備的な評価によりその性能見通しを示した。原子炉容器底部で多量の燃料の保持冷却を確保するための課題を軽減する観点から、炉心部での事故後の損傷炉心物質の保持・冷却が重要であり、ナトリウムのもつ高い冷却能力を考慮した評価を今後定量化していくことによって炉内終息が達成できる可能性があることを示した。 FAIDUS及びABLEを対象とした現時点までの解析評価による情報等に基づいて、今後検討が必要となる可能性のある試験課題とその実施方法を例示した。金属燃料炉心については、出口温度を550
、ボイド反応度を8ドル以下とした中型炉を対象とした起因過程解析を実施し、即発臨界には至らずマイルドに推移する結果を得た。起因過程末期から遷移過程にかけての挙動については不確かさが大きいが再臨界が回避される可能性が示されると共に、仮に遷移過程で燃料プールが形成される状況を想定しても、MOX燃料と比較して緩慢な推移を示すことが示された。
此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.
JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06
JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB
ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。
石田 政義; 川田 賢一; 丹羽 元
JNC TN9400 2003-059, 74 Pages, 2003/07
JNC-TN9400-2003-059.pdf:1.58MB
実用化戦略調査研究(FS)のナトリウム冷却混合酸化物燃料高速炉のカテゴリーで設計検討が進められている高転換型炉心の炉心損傷事象(CDA)想定時の安全特性を、CDA起因過程解析コードSAS4Aを適用して検討した。CDAの代表事象として炉心冷却材流量減少時スクラム失敗事象(ULOF)を選定した。炉心の燃料体積割合を増加して高内部転換比を達成すべく、直径11.1mmの太径燃料を採用した上部ナトリウムプレナム付き炉心長1.2mの中型炉(平成13年度検討炉心、略称UPL120)は平均比出力密度(31 kW/kg-MOX)が従来大型炉心の約1/2である。ナトリウムボイド反応度価値は炉心部が6$、上部ナトリウムプレナムが-1$である。UPL120炉心のULOF起因過程はノミナル条件下で即発臨界を僅かに超過する出力バーストとなった。その主原因は、(a)比出力密度が従来大型炉心に比べて著しく低いため、出力上昇時の負の即応的フィードバック反応度(ドップラー及び燃料軸方向膨張反応度)による出力上昇の抑制が従来炉心に比べて弱いこと、及び、(b)炉心長が従来大型炉心の1mに比べて長尺であり、そのため炉心上端部の線出力が低くなり、その結果、比出力密度が低いことも重畳して、ボイド化燃料集合体の燃料破損後の軸方向燃料分散負反応度の挿入が1m炉心に比べて遅れることであり、そのため、未・部分沸騰燃料集合体の燃料破損に起因する速いボイド反応度挿入により即発臨界超過を起こした。この結果を踏まえて、比出力密度を約43 kW/kgまで増加し、炉心長を1m及び0.8mに短尺化した二つの高転換型中型炉心Fsm100(炉心ボイドワース5.7$)及びFsm80(炉心ボイドワース4.9$)が平成14年度に提案された。これらの炉心のULOF起因過程は、(a)いずれの炉心ケースともにノミナル条件下では出力バーストは即発臨界以下のマイルドな挙動となり、(b)ボイド反応度ワース及びドップラー係数の設計評価不確かさを保守側に考慮しても、即発臨界以下のマイルドな挙動となり、起因過程は遷移過程へ移行する。両炉心の比出力密度を基準ケースから34 kW/kgまで(約20%)下げるとULOF起因過程は即発臨界超過の出力バーストとなる。これらの結果から、炉心燃料の平均比出力密度は重要な設計パラメータであり、太径燃料の採用により炉心の比出力
栗坂 健一; 久保 重信; 神山 健司; 丹羽 元
JNC TN9400 2002-031, 73 Pages, 2002/06
JNC-TN9400-2002-031.pdf:3.26MB
本報告書は、実用化戦略調査研究(F/S)のフェーズ2おける安全性についての設計及び評価に資するために平成13年度に実施した以下の4つの研究を記述したものである。1)NRCが提案したリスク概念に基づく安全目標を参考に、安定的及び定量的安全目標を提案するとともに、それを達成するための補助的な目標を原子炉施設及び燃料サイクル施設の個々に対して設定した。これを踏まえて、安全性の開発目標及び設計要求案を作成した。2)大型高速炉及び湿式燃料サイクル施設から構成される FBRサイクルシステムを想定し、 FBRサイクル全体における保有放射能の分布を試算した。3)立地条件に依存しないシステム固有の安全性を把握するために、 MOXペレット燃材に対する湿式最処理システムと燃料製造システムを対象として、特に放出放射能量が大きいと考えられる異常事象に着目した放射性物質放出リスクを定量的に分析した。4)鉛ビスマス冷却システムが有する鉛について、その毒性と取り扱い上の問題点を調査した。主要な成果は、 FBRサイクル全体についてリスク概念を導入した安全性の開発目標及び設計要求の暫定案の設定によりF/Sのフェーズ2における各システムの安全設計を方向付けたこと、及び湿式燃料サイクルシステムについては設計概念候補について放射性物質放出リスクの観点から安全設計の特徴を把握したことである。
水野 朋保; 丹羽 元
International Congress on Advanced Nuclear Power P, 0 Pages, 2002/00
Na冷却MOX炉心について、再臨界回避方策を組み込んだ150GWd/tの高度化炉心概念を検討した。再臨界回避方策としては内部ダクト付集合体と軸ブランケット一部削除(ABLE)概念を、炉心型式としては均質2領域炉心と径方向非均質炉心を対象とし、これらの組み合わせで4種類の炉心の炉心性能などを評価した。これらの比較検討の結果、ABLE概念でCDA時の溶融燃料排出機能が確認できれば均質2領域炉心ABLE概念が最も有望と判断された。
近藤 悟; 丹羽 元
Workshop on Advanced Nuclear Reactor Safety Issues and R&D Needs, 0 Pages, 2002/00
まず、液体金属冷却高速炉の安全特性を一般的に述べる。次いで、これまでに設計され、許認可を受け、さらに実際に建設された炉について、歴史的な展望と実際の安全性確保のアプローチを述べる。最後に、将来の液体金属冷却高速炉に関する安全性確保のアプローチにつき勧告を述べる。これは実用化戦略研究の中で実際に採られているアプローチである。Na冷却高速炉は次世代の原子炉として更に研究を継続すべき有力な炉型の一つであると信じている。(このペーパーはOECD/NEA主催「新型炉の安全上の課題と研究開発ニーズ」ワークショップの開会セッションでて、Na冷却炉の安全性確保のアプローチを概説するようにとの求めに応じて作成したもの。)
丹羽 元; Pierre Lo Pinto*; 飛田 吉春; 栗坂 健一; 久保 重信; 神山 健司
JNC TY9400 2002-021, 48 Pages, 2001/12
JNC-TY9400-2002-021.pdf:1.85MB
None
丹羽 元; 飛田 吉春; 藤田 朋子; 遠藤 寛; 石田 政義; 栗原 国寿; 川田 賢一
JNC TN9400 2001-056, 64 Pages, 2001/03
JNC-TN9400-2001-056.pdf:2.66MB
1999年度から2年間の計画で実用化戦略研究フェイズ1を実施している。本報告書は同調査研究の中で対象としたFBRプラントシステムについて、炉心安全性の観点から検討加えた結果フェイズ1の中間段階でとりまとめたものである。ここでは、新型燃料の安全特性を把握し、各炉心が目標とする炉心安全性を備えていることを確認する目的で、基礎的な検討を含めて下記を行った。すなわち、各種炉心の損傷状態における再臨界性の検討、再臨界回避方策の検討、Na冷却MOX炉の評価、金属燃料、窒化物燃料の安全性特性比較、Na冷却炉のボイド反応度の目安、各種炉心のCDA事象推移の検討、等である。ここでの検討結果は適宜、炉心、プラントの設計に反映されている。フェイズ1の後半では安全性の観点における判断に備えるため、各炉心・プラントの設計の進渉に合わせてさらに検討を進めていく。
可児 吉男; 丹羽 元
ANS National Meeting, 0 Pages, 2001/00
新型炉の安全性に関わるパネルにおける発表原稿である。実用化戦略調査研究のフェイズ2における安全性に関わる開発目標と、安全設計要求を提示する。開発目標では、同時代軽水炉と同等以上の安全性、新型炉の導入によるリスクの増加が既存リスクと比べて十分に小さいことを避難を考慮せずに達成すること、とし、また安全設計要求では受動的な安全機能や再臨界回避策により、事象を原子炉プラント内で自然に終息させること、などを掲げることにより、社会的受容性にも配慮したFBRサイクルの確立を目指す、とした。
丹羽 元; D.Struwe*; Om Pal Str*; R.Harish*; Kuznetso, I.*; Chvetso, Yu.*
IAEA-TECDOC-1139, p.109 - 149, 2000/05
革新的なFBR炉心概念としてロシアより提案されたボイド反応度の低減を目指した炉心であるBN-800について,炉心損傷時の安全性をIAEA/EC共催のコンサルタント会合で共同評価してきた。本件はULOF(流量喪失時炉停止失敗事象)の冷却材沸騰開始から燃料破損,ラッパー管の溶融までのいわゆる起因過程事象を,SAS4Aコード(IPSN, FZK, PNC), PINCH-TRANコード(印・IGGAR), GRIF-SMコード(露・IPPE)により評価した結果のまとめである。起因過程事象については,炉心燃料直上部に設けたナトリウムプレナム部の昇温,沸騰による負の反応度効果によって事象推移が緩慢になり,起因過程において即発臨界を超えることはない事が結論された。しかし炉心径方向膨張による負の反応度効果を考慮するようなケースにおいても,冷却材の沸騰とドライアイスは回避できず,被覆管の溶融,移動が生じ,これによる正の反応度フィードバックによる出力上昇が
