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報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

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。

論文

EGS4汎用ユーザーズコードUCGENの開発

野尻 一郎; 岩井 敏*; 佐藤 理*; 高木 俊治*; 澤村 貞夫*; 深作 泰宏*

動燃技報, (102), p.59 - 66, 1997/06

「電磁カスケード」をシミュレーションする3次元モンテカルロコードEGS4を核燃料サイクル施設の遮蔽計算や線量評価に容易に適用できるようにするため、汎用ユーザーズコードUCGENを開発した。UCGENにより、幾何学的形状の指定、線源形状の指定等、従来使用者が解析する対象に応じて独自にユーザーズルーチンを作成する必要のあったものが、入力データのみで処理できるようになった。UCGENを組み込んだEGS4を用いて、ガンマ線スカイシャイン計算を行い、測定値と計算値との比較・検討を行った。

報告書

高温工学試験研究炉の燃料検査基準

小林 紀昭; 塩沢 周策; 林 君夫; 沢 和弘; 佐藤 貞夫; 福田 幸朔; 金子 光信*; 佐藤 努*

JAERI-M 92-079, 75 Pages, 1992/06

JAERI-M-92-079.pdf:1.73MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は被覆燃料粒子を基本とした燃料を使用しており、その検査基準は作成されていなかった。このため、米国、ドイツ及び国内で実施している高温ガス炉燃料の検査を参考にし、また研究所内外の専門家の協力を得てHTTRの燃料検査基準を作成した。この検査基準では検査用試料の抜取基準も合せて定めた。本報告書は、HTTR燃料の検査基準、抜取検査基準及びそれらの解説をまとめたものである。

報告書

高温工学試験研究炉・炉心支持黒鉛構造設計方針における設計用データの解説

石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策

JAERI-M 91-154, 39 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-154.pdf:0.73MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物用として使用される材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)、原子炉級準等方性黒鉛(PGX黒鉛)及びASR-ORB炭素であり、現在までこれらの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心支持黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心支持黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。

報告書

高温工学試験研究炉・炉心黒鉛構造設計方針における設計用データの解説

石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策

JAERI-M 91-153, 51 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-153.pdf:1.0MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体、制御棒案内ブロック等の炉心黒鉛構造物用として使用する黒鉛材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)であり、現在までこの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを、照射特性も含め精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。

論文

Assessment of heterogeneity and anisotropy of IG-110 graphite for nuclear components

荒井 長利; 佐藤 貞夫; 奥 達雄*; H.Schiffers*; W.Delle*

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(8), p.713 - 720, 1991/08

高温工学試験研究炉の炉心黒鉛コンポーネント構造設計の関連研究として、IG-110黒鉛の実機サイズブロックから各種試験片を系統的に採取し、広範な物性測定試験を行い、ブロック内の非均質性と異方性を定量的に評価した。結果は次の通りである。(1)かさ密度の変動係数は0.5%と最小であった。(2)熱伝導率、平均熱膨張係数及び弾性係数の最大偏差は各平均値の$$pm$$10%以内であり、非均質性も著しくない。変動係数はいづれも5%程度である。(3)引張り強さと曲げ強さの変動巾は各平均値の$$pm$$20%に及ぶが、系統的ログ内変動はない。圧縮強さの変動は極めて小さい。129点の引張り強さデータは統計的に正規分布で表わされる。(4)全ての物性値の異方性因子は0.98~1.05である。これらの結果から、構造設計での熱及び応力解析においては、IG-110黒鉛を等方性均質材料としてモデル化できることが分った。

報告書

高温工学試験研究炉用被覆燃料粒子の被覆層の照射応力解析

林 君夫; 佐藤 貞夫; 豊田 純二*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 鹿志村 悟*; 菊池 輝男; 福田 幸朔

JAERI-M 91-111, 38 Pages, 1991/07

JAERI-M-91-111.pdf:1.41MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料について、HTTR条件下での照射に伴なう被覆燃料粒子の被覆層応力の解析をMICROSコードを用いて行なった。改良型SiC被覆粒子燃料(B-1型燃料)は、標準燃料(A型燃料)に比べて第1層(低密度熱分解炭素層)および第3層(SiC層)を厚くしているため、被覆層の応力は緩和される。ZrC被覆粒子燃料(B-2型燃料)については、ZrC層の照射寸法変化がないと仮定したことから、B-1型燃料の場合と殆んど同一の結果が得られた。以上の結果は、被覆層の照射応力による破損に対して、B-1型およびB-2型燃料がA型燃料に比べて、より健全性を保ちうることを示している。最後に、燃料挙動解析コードの開発に向けての課題について述べた。

報告書

高温工学試験研究炉の試験燃料体の健全性評価

林 君夫; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 鶴田 晴通; 井川 勝市; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 飛田 勉; 白鳥 徹雄; 赤堀 光雄; et al.

JAERI-M 90-115, 77 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-115.pdf:2.65MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の試験燃料体として装荷するB型燃料体の健全性の評価を行なった。B-1型燃料体の被覆燃料粒子の仕様は、ドライバー燃料であるA型燃料体の仕様に比べて、燃料核直径及び被覆層厚さを若干変更したがいずれも安全側への変更である。B-2型燃料体は、SiC層の代わりに高温化学安全性に優れたZrC層を用いるもので、A型燃料体より健全性が向上することを実証している。B-3型燃料体は(U,Th)O$$_{2}$$燃料核-SiC被覆粒子を用いるものであり、HTTRにおける照射条件は、その健全性データが十分取得されている範囲までとした。以上のことから、これらのB型燃料体のHTTR通常運転条件下における、これらのB型燃料体のHTTR通常運転条件下における健全性は保たれると判断した。また、燃料許容設計限界として、運転時の異常な過渡変化時に燃料最高温度が1600$$^{circ}$$Cを超えないことと定めることの妥当性を示した。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)炉心支持黒鉛構造物の健全性

稲垣 嘉之; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策

JAERI-M 90-020, 70 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-020.pdf:1.85MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物は、黒鉛ブロック及びポストの積層構造で構成され、炉心を支持するとともに炉心で加熱された冷却材の流路を形成する。炉心支持黒鉛構造物は、原子炉の供用期間中(約20年間)に一度の交換も予定しない永久構造物である。その健全性を維持するために、十分な開発試験に基づいた余裕のある設計を行っており、万一、炉心支持黒鉛構造物の破損あるいは破壊が生じたとしても、原子炉の安全性が確保されることを確認している。また、製作時には厳重な品質管理を行うとともに、供用期間中に目視観察やサーベイランス試験を行い、炉心支持黒鉛構造物の健全性を確認する計画である。本報は、炉心支持黒鉛構造物の健全性を保証する基本的な考え方について報告するものである。

報告書

高温工学試験研究炉用燃料の設計方針,製作性及び総合的健全性評価

林 君夫; 塩沢 周策; 沢 和弘; 佐藤 貞夫; 丸山 創; 小林 紀昭; 福田 幸朔

JAERI-M 89-161, 86 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-161.pdf:2.25MB

本報告は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計のため、燃料の設計方針、製作性及び総合的健全性評価について述べたものである。燃料は、使用期間中に生じうる種々の劣化を考慮しても健全性を失うことのないよう設計した。燃料の初期(製造時)破損率は十分低い値を達成しており、燃料の製造経験は全炉心装荷を行うのに十分である。本評価は、燃料粒子被覆層の破損、燃料コンパクト、燃料棒及び燃料体の熱的、機械的健全性の点から見て、燃料の総合的健全性が十分確保できることを示した。

報告書

多目的高温ガス実験炉バックアップ炉心の特性検討(その2); セミピン型燃料炉心の総合特性

安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 荒井 長利; 平野 光将; 江崎 正弘; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; 鈴木 邦彦

JAERI-M 82-103, 137 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-103.pdf:3.26MB

多目的高温ガス実験炉のバックアップ炉心として、内面冷却型燃料棒(セミピン型)を用いた燃料体から構成される炉心について、燃料および可燃性毒物の装荷法ならびに制御棒引き抜き計画などを検討するとともに、炉心の核特性、熱流動特性や安全特性などの総合的な特性を解析した。その結果、本炉心は炉心設計基準を満足するとともに、セミピン型燃料体が十分Mark-III型燃料体の代替燃料体となりうることが明らかにされた。

報告書

多目的高温ガス実験炉バックアップ炉心の特性検討(その1); バックアップ燃料炉心の総合特性

安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 平野 光将; 江崎 正弘; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; et al.

JAERI-M 82-102, 368 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-102.pdf:9.27MB

多目的高温ガス実験炉の標準炉心(Mark-III炉心)は外面冷型中空燃料棒を用いるpin-in-block型燃料体で構成されるが、実験炉々心の性能改善の方向を探るため新たな2形式の燃料体から構成されるバックアップ炉心の検討を実施した。1つは内面冷却型燃料棒(セミピン型)を用いた燃料体から構成される炉心であり、他はマルチホール型燃料体から構成される炉心である。両炉心ともに高さが4m、燃料体カラム数は73であり、炉容器内の炉心およびその他の構造物の配置は標準炉心と同じである。検討の結果、これらバックアップ炉心は与えられた炉心設計基準を満足するとともに、標準炉心に比較していくつかの重要な設計項目については余裕が増し、Mark-III炉心と代替可能であることが明らかになった。本報告書はこのバックアップ炉心の核特性、熱流動特性、燃料特性や安全性などの総合的な炉心特性ならびに燃料体や炉心の構造検討について述べたものである。

報告書

多並列チャンネルモデルによる高温ガス炉炉心の非定常熱流動解析コード:TRANTHAC-1

佐藤 貞夫; 宮本 喜晟

JAERI-M 8972, 71 Pages, 1980/08

JAERI-M-8972.pdf:1.76MB

本計算コードTRANTHAC-1は、ピン・イン・ブロック型燃料体を用いた多目的高温ガス実験炉の炉心内過渡時の熱流動挙動を、炉内の流量分布に注目して解析するものである。本コードの計算モデルは、多並列チャンネルであり、燃料体を積み重ねた燃料カラムごとに1つのチャンネルを考慮する。炉心内燃料カラムは流量調節領域ごとにまとめられ、それぞれの領域に流量調節用オリフィスが設けられる。チャンネルはすへて同一形状であるが、さらに各領域内にこれと異なる寸法のチャンネル1つが考慮できる。炉心内の熱はチャンネルを流れる下向き流れの冷却材によって除去される。過渡時には、炉心出力、炉心全流量、炉心入口温度と入口圧力を時間変化で与えて、炉心内の熱応答を求める。各チャンネルの熱伝導は半径方向と軸方向とが考慮され、温度分布とチャンネルを構成する各構造物ごとに求めるものである。本報告書は、TRANTHAC-1コードの計算モデルと使用法とについて述べたものである。このコードはFACOM230-75用FORTRAN-IVで書かれ、カード枚数約4000枚、記憶容量として約75K語を要している。

報告書

多目的高温ガス実験炉バックアップ炉心設計; 炉心諸元の検討と選定

青地 哲男; 安野 武彦; 宮本 喜晟; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 江崎 正弘; 平野 光将; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; et al.

JAERI-M 8064, 255 Pages, 1979/03

JAERI-M-8064.pdf:7.9MB

多目的高温ガス実験炉(熱出力50MW、原子炉出口ガス温度1000$$^{circ}$$C)の標準設計炉心は、外面冷却型中空燃料棒用いるpin-in-block型燃料体で構成されるが、この炉心の運転性能の改善の方向を探るため、新たな2形式の燃料体から構成されるバックアップ炉心の設計を実施した。本報告書には、バックアップ燃料および炉心の諸元を選定するに当っての基本的考え方および核・熱流動・燃料安全特性の解析結果を詳しく記述した。第1のバックアップ炉心は内面冷却型燃料棒(通称セミピン)を用いた燃料体で、また第2それはマルチホール型燃料体で構成される。いずれもに高さが4m、カラム数73である。両炉心ともに与えられた炉心設計の基準をほぼ満足するとともに、炉心の最低Re数を10,000以上(セミピン型)または6,000以上(マルチホール型)とする定格運転が期待できるものである。

報告書

高温ガス炉における低濃縮ウランの利用特性

安野 武彦; 宮本 喜晟; 新藤 隆一; 瀬谷 東光; 佐藤 貞夫

JAERI-M 8046, 181 Pages, 1979/02

JAERI-M-8046.pdf:4.09MB

国際核燃料サイクル評価作業(INFCE)に関連し、我国でも低濃縮ウランを燃料とする高温ガス炉の燃料サイクル特性の検討、評価が行なった。本報はこのうち、炉心構成の設定や燃焼サイクル特性など、炉心特性に関連する検討結果をまとめたものである。本検討での主要な結論は次の通りである。1)将来一体型の燃料棒が実現されれば、実験炉の延長上での炉心設計が期待できる。2)出力密度6~9w/cm$$^{3}$$で2~3バッチ燃料交換方式により、燃焼度や天然ウラン所要量の点で軽水炉と競合しうる炉心の実現が見込める。3)軽水炉と比較して、燃料所要量が約1/2、単位有効熱当りの天然ウラン所要量はほぼ10%少ない、単位有効熱当りの分離作業量はほぼ同程度、分裂性プルトニウム生成量は40%程少ない、アクチニド核種及びFPによる積算放射能はほぼ同程度、等の特徴を持つ。

報告書

多目的高温ガス実験炉のための燃料・黒鉛の設計基準に関する検討

荒井 長利; 佐藤 貞夫; 谷 雄太郎*

JAERI-M 7415, 124 Pages, 1977/12

JAERI-M-7415.pdf:3.35MB

多目的高温ガス実験炉の参考炉心Mark-IIIの基本諸元の選定のために燃料・黒鉛の設計基準の検討を行った。これは、燃料・黒鉛に関する現状での諸研究による知見とそれらに対する設計上の要求とを比較対照させ、現実的な両者の調和点としての材料仕様、安全基準、設計評価法の策定を意図したものである。具体的には、被覆燃料粒子、燃料コンパクト、黒鉛スリーブ・ブロック、炉心支持黒鉛構造物、反応度制御材料が検討された。この設計基準は今後の試験研究の結果をとり入れて、より総括的、妥当なものに改訂されるであろう。

報告書

モンテカルロ法による高温ガス炉炉心の流量誤差評価コード:DREAM-FLOW

佐藤 貞夫; 宮本 喜晟

JAERI-M 7059, 57 Pages, 1977/04

JAERI-M-7059.pdf:1.64MB

DREAM-FLOWコードは、ピン・イン・ブロック型燃料を用いた高温ガス炉炉心の流れの遷移域における摩擦係数のばらつきに注目した多並列流路モデルによる流量の誤差評価を目的に開発したものである。本コードは、計算手段としてモンテカルロ法を適用し、流れが遷移状態である場合の摩擦係数に対して乱数を発生させ、この統計的性質を仮定した上で流量の誤差評価を行っている。本コードの使用によって摩擦係数のばらつきによる冷却材流量とそれに伴う燃料最高温度の統計的性質が明らかにできる。本報告書はこのコードの計算モデルと計算方法ならびに使用方法について解説したものである。DREAM-FLOWコードはFACOM230-75用FORTRAN-IVで書かれており、所要記憶容量は125K語である。

報告書

多目的高温ガス実験炉Mk-III炉心の燃料の特性

荒井 長利; 幾島 毅; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; 谷 雄太郎*; 黒木 修二*

JAERI-M 6945, 101 Pages, 1977/03

JAERI-M-6945.pdf:2.51MB

多目的高温ガス実験炉第1次概念設計における参考炉心としてMark-III炉心が設計された。本書はこの炉心における燃料の健全性に係わる主要な特性と核分裂性生物の放出特性の解析結果をまとめたものである。解析した特性は、被覆粒子のアメーバ効果・被覆層応力燃料棒および黒鉛ブロックの応力、燃料棒からの金属FPの放出などである。これらの解析によって、Mark-III炉心における燃料の安全性は基本的に確保され得るものと評価された。今後はこれらの設計特性を燃料の試験研究によって確証していく事が必要であろう。

報告書

多目的高温ガス実験炉参考炉心Mark-IIIの炉容器内流量配分の検討

佐藤 貞夫; 荒井 長利; 宮本 喜晟; 平野 光将

JAERI-M 6894, 60 Pages, 1977/01

JAERI-M-6894.pdf:1.89MB

多目的高温ガス実験炉の参考炉心Mark-IIIの炉心流量設定に関連して、制御棒及び炉心周辺構造物の冷却の為の必要な流量(バイパス流量)を見出すため、これらの構造物に対する温度解析を行なった。この結果、Mark-III炉心でのバイパス流量は、ともに、原子炉全流量の4%程度、合計8%で良いことが判った。Mark-III炉心の熱流動設計では、原子炉全流量の10%をバイパス流量として設定しているが、本解析によってその設定がほぼ妥当である事が確認された。

報告書

多目的高温ガス実験炉第1次概念設計

青地 哲男; 下川 純一; 安野 武彦; 安川 茂; 三竹 晋; 宮本 喜晟; 武藤 康; 新藤 隆一; 田所 啓弘; 幾島 毅; et al.

JAERI-M 6845, 530 Pages, 1977/01

JAERI-M-6845.pdf:15.87MB

多目的高温ガス実験炉の第1次概念設計の内容を取り纏めた。この設計は、基本概念設計の成果に基づいて、原子炉および冷却系を重点とした系統の設計と機器構造概念の設定を目標としている。即ち、系統設計では原子炉と冷却系の熱物質収支、プラントの運転態様及び炉心核熱特性の解析を行なって機器構造設計の条件を明かにし、機器設計では原子炉本体と冷却系機器の構造概念、制御・保護系、工学的安全施設およびプラント建家の構成などを設定した。さらに、これらの系統設計、機器設計と併行して、プラントの状態分類、機器の安全クラス分類などの安全設計を進める基準の設定を行なった。

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