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工藤 秀行*; 大谷 雄一*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 大高 雅彦; 井手 章博*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.408 - 420, 2020/04
被引用回数：1 パーセンタイル：11.15(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の使用済燃料を模擬した燃料バンドル試験体を用いて、残留ナトリウムの洗浄試験を行ったもの。
工藤 秀行*; 犬塚 泰輔*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 永井 桂一; 井手 章博*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.9 - 23, 2020/01
被引用回数：1 パーセンタイル：11.15(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却炉の使用済み燃料の乾式洗浄試験の成果に基づいて、集合体に残留するナトリウム量の評価手法を構築した。
工藤 秀行*; 大谷 雄一*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 石川 信行; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 荒 邦章; 井手 章博*
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05
次世代ナトリウム冷却炉では、プラント経済性向上の観点から、使用済燃料の洗浄プロセスとして革新的な乾式洗浄プロセスを採用している。本論文は、グローブボックス内において、燃料ピンバンドルを模擬した試験体を用いた、ナトリウムを試験体の共存性、残存ナトリウム量に係る基礎試験の結果を報告するものである。
井手 章博*; 工藤 秀行*; 犬塚 泰輔*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 石川 信行; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 荒 邦章
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05
次世代ナトリウム冷却炉では経済性向上のために革新的な使用済み燃料の乾式洗浄プロセスを採用しており、本稿はナトリウムループを使った燃料バンドル規模の試験の結果を報告する。
Hourcade, E.*; 三原 隆嗣; Dauphin, A.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*
Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.556 - 561, 2018/04
2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は、崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本論文では、ASTRIDのDHRSの設計方針に関する進展とレファランスとして選定した系統構成やその目的を紹介する。特に、通常の原子炉停止時の崩壊熱除去と炉壁冷却システムの役割について新たな検討を行った。また、タンク型炉の原子炉容器内での自然循環の促進を図るため、ホットプレナムとコールドプレナムとの間に冷却材流路を形成するシャッター機構を対象に設計検討を進めた。
加藤 篤志; 永井 桂一; 荒 邦章; 大高 雅彦; 岡 伸樹*; 田中 昌子*; 大谷 雄一*; 井手 章博*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
高速炉の燃料取扱においては、使用済燃料集合体にナトリウムが付着しているため、冷却材に水を用いる使用済燃料プール(SFP)に移送される前に、残留ナトリウムの洗浄システムが備えられるが、SFPの水浄化能力等の観点からの設計負荷低減のため、残留ナトリウムの局限化が必要である。もんじゅで採用されたような湿式洗浄プロセスでは洗浄後にナトリウムがほとんど残留しない利点を有するものの、放射性液体廃棄物の発生や設備規模の観点から難点がある。一方、日本の次世代ナトリウム冷却高速炉開発では、高温のArガスと湿分を有するArガスによるナトリウム洗浄と残留ナトリウムの不活性化によりSFPに直接装荷可能な先進乾式洗浄システムを採用する計画である。本報では、本乾式洗浄システムに関する洗浄能力高度化や燃料取扱システムの適正化に係る研究開発の現状を報告する。
Hourcade, E.*; Curnier, F.*; 三原 隆嗣; Farges, B.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1740 - 1745, 2016/04
2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本ペーパーでは、ASTRIDのDHRSの現状の設計方針を紹介する。特に、原子炉容器内に配置される複数の熱交換器については設置位置を変えることで運転温度条件に関する多様性を確保することとしており、日本側が2014年から設計検討を開始しているコールドプール設置型の崩壊熱除去系は、過酷事故時のコアキャッチャー上の溶融物質炉心冷却機能にも活用可能となっている。
加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鵜澤 将行*; 金子 文彰*; 井手 章博*
Nuclear Technology, 189(1), p.30 - 44, 2015/01
被引用回数：1 パーセンタイル：9.74(Nuclear Science & Technology)福島事故を受けて、2010年設計のJSFRの燃料交換システムの対地震、津波評価を実施した。地震評価では、各機器の地震時の機器耐性余裕、及び、水プールのスロッシング評価を、福島地震動相当条件下にて実施した。津波評価では、非常用電源喪失時において安定した冷却状態へ導くシナリオ評価を行った。この結果、2010年設計のJSFRは環境への放射性物質拡散を防止する十分な性能を有することを示すとともに、炉外燃料貯蔵槽の冷却システムの改善設計について紹介する。
大高 雅彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鵜澤 将行*; 井手 章博*; 金子 文彰*; 原 裕之*
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.607 - 615, 2014/04
東京電力福島原子力発電所事故を受けたJSFR燃料取扱設備の冷却機能強化のための設計研究として、設計拡張状態(DEC)における冷却機能維持のため、設計基準事故対処設備に対して独立性や多重性を有する代替冷却設備を検討するとともに、その有効性を評価した。
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.
斉藤 淳一; 荒 邦章; 神田 大徳*; 吉岡 直樹*; 井手 章博*; 松村 篤*
no journal, ,
ナノ流体の反応抑制に関する実験データを反映した解析モデルを作成し、高速炉プラントで想定する事故に対する抑制効果を評価した。蒸気発生器伝熱管破損時のナトリウム-水反応では、ナノ流体の反応抑制により反応ジェット温度が低下し、ウェステージ・高温ラプチャが抑制され、安全性を向上することを確認した。
大高 雅彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 井手 章博*; 金子 文彰*; 原 裕之*; 鵜澤 将行*
no journal, ,
JSFR燃料取扱設備の炉外燃料貯蔵槽および使用済燃料貯蔵プールに関し、Generation-IVインターナショナルフォーラムで検討されている第4世代ナトリウム冷却高速炉のための安全設計クライテリアに適合しうる設計拡張状態対策設備の検討を実施した。
加藤 篤志; 永井 桂一; 岡 伸樹*; 井手 章博*; 田中 昌子*; 大谷 雄一*
no journal, ,
使用済燃料集合体の残留ナトリウムのアルゴンガスブロウによる乾式洗浄システムの研究開発を実施している。本報告は、要素試験及び乾式洗浄性能評価(実規模試験)の全体計画について報告する。
加藤 篤志; 永井 桂一; 岡 伸樹*; 井手 章博*; 大谷 雄一*; 田中 昌子*
no journal, ,
燃料集合体の乾式洗浄試験のうち、燃料洗浄の初期条件となるナトリウム中から取り出した際の燃料集合体のドレン性及び乾式洗浄性能評価を目的として実施したグローブボックス試験結果について報告する。
工藤 秀行*; 大谷 雄一*; 原 正秀*; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 石川 信行; 荒 邦章; 井手 章博*
no journal, ,
高速炉プラントでは、使用済燃料に残留したNaをArガスブローにより除去(乾式洗浄)することによって、廃棄物量及び設備容量の低減を図る計画である。本研究ではNaループを用いた試験を行い、実機燃料集合体での燃料ピンバンドル部のNa残留量の予測評価手法を構築した。
井手 章博*; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 石川 信行; 荒 邦章; 工藤 秀行*; 犬塚 泰輔*; 原 正秀*
no journal, ,
Na冷却高速炉では、使用済燃料に残留したNaの洗浄システムについて、先行炉で採用した湿式洗浄を改良し、ArガスブローによりNa自体を除去・回収する乾式洗浄システムの採用によって、放射性廃棄物量及び設備容量の低減を図る計画である。本報では要素試験の結果及び実機燃料集合体に対して構築したNa残留量予測評価手法を報告する。
加藤 篤志; 井手 章博*; 柴田 明裕*; 石崎 未来*; 田中 太*; 坂場 弘*; 西崎 千博*; 澤入 剛*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉(SFR)では、一般に崩壊熱除去系(DHRS)の使命時間が軽水炉よりも長く設定される。そこで、プラント状態の経時変化を扱える動的確率論的リスク評価(PRA)の適用性について検討し、状態変化に着目したリスク情報が抽出できることを確認した。
暦本 雅史; 安藤 将人; 近澤 佳隆; 加藤 篤志; 浜野 知治; 塩濱 保貴; 宮川 高行*; 鵜澤 将行*; 原 裕之*; 山内 和*; et al.
no journal, ,
(1)緒言: FBR次期炉における有望な概念としてナトリウム冷却炉が検討されている。この場合、現在廃止措置が進められている「もんじゅ」において、燃料交換及び燃料処理時のナトリウム中等の燃料取扱い等の運転経験にかかる実績を取得することにより有効な知見が得られることが期待できる。これら「もんじゅ」の運転経験を分析・調査することにより、FBR次期炉設計へ反映すべき項目の整理を行う。(2)燃料取扱設備に係る運転データ等の知見整理及びFBR次期炉へ反映する項目の抽出: 2.1燃料交換時間、燃料処理時間燃料交換及び燃料処理において、各運転操作に係る所要時間の実績を整理し、分析を行った結果、「もんじゅ」の設計値を大きく上回るプロセスはなく、設計時間どおりに動作していることを確認した。ここで、1体あたりの処理時間に大きな割合を占めた燃料洗浄設備の燃料洗浄工程や脱湿工程については、更なる分析を踏まえ、運用方法の見直し等による更なる短縮化を検討していく必要がある。また、気圧の変化によるガス置換時間の増加も確認され、FBR次期炉では、想定すべき低気圧を考慮した設計検討を行う必要がある。2.2燃料出入機本体に係る、グリッパ爪開閉トルク上昇の不具合、ドアバルブの全閉不良の不具合これらは、付着ナトリウムの湿分等による化合物化に伴う堆積が原因であった。FBR次期炉においてはナトリウムが堆積しにくい構造や燃料洗浄設備における湿分除去対策などについて設計検討を行う必要がある。また、メカニカルシールの摩擦抵抗の増加及び経年劣化も確認され、FBR次期炉ではメカニカルシールの摩擦抵抗低減策などについて設計検討を行う必要がある。(3)結論: 「もんじゅ」の廃止措置において得られた知見を用いて整理,分析を行い、燃料洗浄設備,燃料出入機本体の設計検討への反映項目を抽出した。FBR次期炉においても「もんじゅ」に準じた燃料取扱設備機器を使用することが想定され、これらの成果によりFBR次期炉の燃料取扱設備へ反映することで燃料交換時間短縮や不具合解消が期待できる有用な成果を得ることができた。本報告は、経済産業省からの受託事業である「令和2年度 高速炉に係る共通基盤のための技術開発事業」の一環として実施した成果である。
