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石川 浩康; 宮原 信哉; 田辺 裕美; 大野 修司; 三宅 収; 前田 清彦
PNC TN9410 97-030, 93 Pages, 1997/04
高速炉の安全評価におけるナトリウム漏えい燃焼の解析において、スプレイ燃焼とプール燃焼をお互いの影響を考慮しながら同時に取り扱うことが可能なようにするため、スプレイ燃焼解析コードSPRAY-IIIMとプール燃焼解析コードSOFIRE-MIIを結合させた新たなナトリウム燃焼解析コードASSCOPS(Analysis ofSimultaneous Sodium Combustions in Pool and Spray)を開発した。開発したASSCOPSコードの妥当性を検証するため、内容積21m
SUP
3/SUPの試験容器を用いて実施したナトリウムスプレー燃焼の実験結果を解析し、以下の結論を得た。(1)窒素雰囲気においては、SPRAY-IIIMコードでガスから壁への熱移行量が過小評価であった点について改善され、ガス圧力・温度に関してほぼ妥当評価をする (2)空気雰囲気においても、SPRAY-IIIMコードで全般的に過小評価であった点について改善され、ガス圧力・温度に関してほぼ妥当な評価をする (3)ガスと壁との間の輻射伝熱とプール燃焼を考慮しない「もんじゅ」パラメータを用いた場合には、窒素雰囲気および空気雰囲気ともにガス圧力・ガス温度に関して保守的な評価をする これらの結論から、SPRAY-IIIMコードを用いた従来の解析における課題を解決できたことを確認した。
野中 信之; 川太 徳夫; 丹羽 元; 近藤 悟; 前田 清彦
Proceedings of ENS Class 1 Topical Meeting; Research Facilities for the Future of Nuclear Energy, p.512 - 52, 1996/00
FBR実用化に向けての安全研究課題を解決するための手段としてのSERAPH計画では,施設に関わる主要技術の基礎的な研究開発に基づき,高い試験能力を有する新たな炉内試験施設の概念構築を進めてきた。本報告では,実用化のための安全研究重点3課題の試験目的,炉内試験施設として具備すべき施設性能を示し,これを成立させる施設概念の主な設計上の特徴を述べると共に施設概念の成立性に関わる主要な要素技術についてR&Dの状況を報告する。これにより,原子力開発に参画する各国の専門家のSERAPH計画に対する理解を図るともに,今後の研究開発・検討に対し適切な技術コメントを得る。
一宮 正和; 林 秀行; 中大路 道彦; 永沼 正行; 前田 清彦
PNC TN9410 94-222, 355 Pages, 1994/07
平成5年度の大型高速炉設計研究では、受動的安全性を強化しつつ経済性を確保した大型高速炉に焦点を当てて設計検討を行った。高速炉の実用化への重要な要件として、経済性の向上とともに、大型化に伴うリスクの増加を抑制し、将来炉として必要な安全性の具備が挙げられる。前者にあっては、従来ヘッドアクセス方式ループ型炉のプラント概念を提唱、具体化して近未来の大型炉の目標されている経済性を備えていることを示した。後者にあっては、工学的安全系の充実とともにプラントの持つ固有の安全性を高め、両者の調和の下に必要な安全性を具備することを指向した。平成5年度においては、実用炉規模として130万kWe級大型プラントを対象に、ATWS事象の中で特に重要視されるULOF事象に着目し、受動的炉停止の達成を目標にした設計検討を進めた。本報告書は、上記の受動的安全特性に係る炉心燃料、燃料線出力及び炉心反応度特性に係る炉心設計、原子炉出入口温度条件、コーストダウン延長に係る設計等システム設計、さらなる経済性向上を目指した原子炉容器、冷却系機器を中心とするプラント設計並びに安全性、構造健全性等の技術的評価についての検討結果を示すものである。本報告書ではまた大型炉に関連する耐震性及び建屋の熱的耐性に係る検討結果も示す。
中大路 道彦; 一宮 正和; 向坊 隆一; 前田 清彦; 永田 敬
PNC TN9410 94-173, 34 Pages, 1994/05
大洗工学センター技術開発部プラント工学室では、平成2年度から4年度にかけヘッドアクセス式ループ型プラントの設計研究を実施した。当初、プラントの出力を60万kWeとし、プラント概念を構築するとともに、プラントの簡素化・合理化のために新規概念を考案した。それらは、出入口配管接続ノズルを持たない単純な形状の原子炉容器、中間熱交換機に片持ち支持される逆L字型ホットレグ配管による短縮された一次系主配管、熱遮蔽板と液位制御を組み合わせた簡素な炉壁保護構造、管内に一次側冷却材を流しコンパクト化を計った中間熱交換器などである。60万kWeプラントの設計研究で上記新概念の成立見通しおよびプラント合理化の可能性を得た。引き続き新概念の大型化への外挿性を130万kWe級プラントを対象として検討した結果、充分な可能性がある事が分かった。本報告書は、フランスとの技術協力協定に基づきCEAに開示するために、上記4年間のヘッドアクセス型プラントに関する設計研究の概要を纏めたものである。
一宮 正和; 林 秀行; 中大路 道彦; 山岡 光明; 石川 真; 黒木 修二; 前田 清彦
PNC TN9410 93-162, 494 Pages, 1993/07
平成4年度の大型高速炉設計研究は,平成2年度から3年度にかけて実施した60万kWe級の原子炉容器ヘッドアクセス方式ループ型炉の設計研究成果に基づいて,出力規模の増大に対する当該プラント概念の適合性を定量的に検討する事を中心課題とし,130万kWe級のプラントを対象として炉心,原子炉構造,冷却系,燃料取扱系等の主要概念の大容量化対応とその成立性の評価を実施した。また,主として上半期において前年度までの60万kWe級プラントに係る設計研究の追加・補足的な検討として,炉心核設計の精度評価や過渡熱応力評価,設備設計の最終的な仕上がりを反映した構造成立性評価・安全評価,原子炉構造等の具体化,詳細化,使用済燃料搬出待ち貯蔵評価の概念検討等を,上記の出力規模増大に係る設計研究との共通性・関連性に留意しつつ実施した。一方,平成5年度以降の大型炉設計研究の方向性を見極め,実用高速炉のプラント概念構築に資する為,経済性の向上と安全性,社会的受容性の向上に有効と考えられる要素技術,プラント概念の検討を併せて実施した。
前田 清彦
PNC TN9600 93-010, 18 Pages, 1993/05
今般、フランスにおいて、トラブルで所定の期間以上停止していたために運転の許可が取り消されていた高速増殖炉スーパーフェニックス(SPX)の再起動に関する公聴会及びその一環としての公開ヒアリングが開催されたので、現地でこれらの実施状況の調査を行った。調査の結果、フランスにおける公聴会及び公開ヒアリングの実施状況が把握できたとともに、フランス国内におけるSPXないしは高速増殖炉に関する論点並びに設置者及び規制当局の対応ぶりを把握することができた。また、従来ほとんど情報が得られなかったSPXの許可申請書の記載内容を知ることができた。
永田 敬; 林 秀行; 森山 正敏; 中大路 道彦; 若林 利男; 前田 清彦; 山下 芳興
動燃技報, (82), p.19 - 37, 1992/06
プラント工学室が中心となって平成2年度から実施してきた60万kWe級プラント係る設計研究の成果について、プラント概念の概要を紹介する。本プラントの特長は、ループ型炉の本質的な長所を活かした1次系配管の短編技術、系統の簡素化・信頼性向上、床下メンテナンスフリー化等のコンセプトを統合した「原子炉容器ヘッドアクセス方式」にあり、遮蔽プラグや燃料取扱系の抜本的簡素化、Pu需給バランスに柔軟に対応出来る炉心概念等、原型炉までの経験を活かしつつ技術的ブレークスルーにも挑戦したプラント概念になっている。
前田 清彦; 横内 洋二; 飯沢 克幸*; 青木 昌典; 青山 卓史; 大谷 暢夫; 谷田部 敏男
PNC TN9520 91-006, 861 Pages, 1991/07
要旨なし
前田 清彦*
PNC TN9410 89-127, 33 Pages, 1989/08
実用化をめざしたLMFBRの設計例につき、その安全性を高速実験炉「常陽」及び原型炉「もんじゆ」と対比しながら述べる。安全性は、制御性,冷却性,格納性及び対象とした炉の固有の安全性の観点から検討した。実用化をめざしたLMFBRの設計例として、2重管型蒸気発生器を使用した2次系削除型実用化炉をとりあげた。このレポートは、平成元年8月28日から8月31日に米国のシカゴで開催されるIAEA主催の「the IAEA Intemational Workshop on the Safety of Nuclear Installation of the Next Generation and Beyond」へ発表するために作成された。
沢田 誠*; 河津 滋郎*; 礒崎 和則*; 前田 清彦*; 鹿志村 洋一*; 富田 直樹*
PNC TN9440 89-007, 90 Pages, 1989/05
「常陽」ではMK-III計画の一環として,二重管SGを用いた中間系合理化システムの許認可性に対する検討を進めており,具体的には,50MWSG1基を1次系Bループ側に,「IHXを有する方式」と「IHXを有しない方式」との2通りの設置案について検討を行ってきた。本検討より,Na-水反応生成物収納設備を付帯すれば,伝熱管1本破断によるNa-水反応事故を想定しても,両方式とも十分安全性を有したプラントシステムを達成できるとの見通しを得た。また,上記1次系設置方式の他,2次系設置方式についても併せて検討を行い,概念的なプラントシステム構成を得た。今後は,1次系設置方式案に対する検討を,以下の点について進める予定である。1)Na-水反応事故をBDBEとするためのリーク検出条件等の整備,及びBDBEとした場合のシステムの見直し 2)最適設置方式の選択 3)MK-III出力に対応したシステムの見直し(70MWSG設置)4)「常陽」設置に係る必要R&D計画の策定(MK-IIIサブW/G「中間系合理化検討チーム」にて検討)
800荒川 徹*; 鈴木 実*; 西沢 千父*; 前田 清彦*; 溝尾 宣辰*
PNC TN9410 89-034, 56 Pages, 1989/02
高速増殖炉の安全解析の基礎データとして用いるため、ナトリウム中のNaI飽和溶解度を測定し、検討した。測定のために筆者らは、飽和溶液調整容器、試験装置及び調整方法を考察した。検討は、ナトリウム温度約500約800の範囲で行った。その結果、以下の2つの飽和溶解度式が得られた。log/10S/H=8.557-3524/T(約800661.4)log/10S/L=9.751-4640/T(661.4約500) S/H,S/L:飽和溶解度(ppm) T:絶対温度(K) 2つの飽和溶解度式は本測定試験値を約1%の誤差で表すことができ、その交点はNaIの融点である661.4と完全に一致した。また、本試験の結果はM,A,Bredigら(1954)とほぼ一致する。
12月の成果概要溝尾 宣辰*; 前田 清彦*; 大戸 敏弘
PNC TN9410 89-030, 111 Pages, 1989/02
本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、昭和63年10月から12月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報されたものの要旨をまとめたものである。各成果速報は、その内容別に下記の項目に分類して編集されている。(1)高速実験炉の核特性の測定と解析・評価(2)高速実験炉のプラント諸特性の解析・検討(3)高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析(4)燃料性能実証試験のための設置変更準備(5)使用済燃料貯蔵設備増設のための設置変更準備(6)分析技術に関する研究開発(7)計算機コード・マニュアルの作成と整備(8)MK-3炉心検討(9)その他の試験研究及び解析・評価作業の成果また、上記内容別の目次に加えて、技術課が担当する業務種別毎に分類した目次も設けた。上記のとおり、本報告書は多岐に亘る内容の要旨を速報するものであり、これら各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については別途報告書が発行される。
前田 清彦*; 奥田 英一*
Final Report of the CRP on Intercomparison of LMFBR Core MEchanics Codes, 0 Pages, 1989/00
IAEA/IWGFR主催のCoordinated Research Programmeとして実施した炉心変形挙動解析コードの国際ベンチマーク活動の成果につき参加各機関と連名で報告書にまとめる。ベンチマークはコード間検証のステージ1と実験データ(日本からの提示)による検証のステージ2からなる。ステージ1の比較的単純な挙動は1%以内のばらつきで評価出来るが、摩擦挙動等を考慮するケースでは数十%のばらつきがでる。複雑な挙動の計算モデルの検証と単純な挙動の実験データ検証が必要であるというものであった。ステージ2の結論はラッパ管の変形量の予測は比較的良好であったが、ラッパ管相互の接触力の予測は誤差が大きく、ラッパ管の初期ギャップ、エントランスノズルのモデル化等が原因と推測された。これらの結論から今後更に実施すべき検証項目を提示した。(報告書は、本作業を主導的に実施したR.Andersonと前田清彦がとりまとめた。)
9月の成果概要溝尾 宣辰*; 前田 清彦*
PNC TN9410 88-156, 220 Pages, 1988/11
本報告書は,実験炉部技術課が担当している試験研究のうち,昭和63年7月から9月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報されたものの要旨をまとめたものである。各成果速報は,その内容別に下記の項目に分類して編集されている。 ・高速実験炉の核持性の測定と解析・評価 ・炉内熱流力特性の測定・解析 ・炉心内の機械的持性の解析・検討 ・高速実験炉のプラント諸特性の解析・検討 ・高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析 ・高速実験炉における燃料破損検出系の解析・検討 ・燃料性能実証試験のための設置変更準備 ・使用済燃料貯蔵設備増設のための設置変更準備 ・分析技術に関する研究開発 ・その他の試験研究及び解析・評価作業の成果また,上記内容別の目次に加えて,技術課が担当する業務種別毎に分類した目次も設けた。上記のとおり,本報告管は多岐に亘る内容の要旨を速報するものであり,これら各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については別途報告書が発行される。
6月の成果概要溝尾 宣辰*; 前田 清彦*
PNC TN9410 88-096, 191 Pages, 1988/08
本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、昭和63年4月から6月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報されたものの要旨をまとめたものである。各成果速報は、その内容別に下記の項目に分類して編集されている。・ 高速実験炉の核特性の測定と解析・評価 ・ 炉内熱流力特性の測定・解析 ・ 炉心内の機械的特性の解析・検討 ・ 高速実験炉のプラント諸特性の解析・検討 ・ 高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析 ・ 燃料性能実証試験のための設置変更準備 ・ 使用済燃料貯蔵設備増設のための設置変更準備 ・ 分析技術に関する研究開発 ・ 計算機コード・マニュアルの作成と整備 ・ その他の試験研究及び解析・評価作業の成果また、上記内容別の目次に加えて、技術課が担当する業務種別毎に分類した目次も設けた。 上記のとおり、本報告書は多岐に亘る内容の要旨を速報するものであり、これら各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については別途報告書が発行される。
3月の成果概要溝尾 宣辰*; 前田 清彦*
PNC TN9410 88-042, 161 Pages, 1988/04
本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、昭和63年1月から3月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報されたものの要旨をまとめたものである。各成果速報は、その内容別に下記の項目に分類して編集されている。高速実験炉の核特性と解析・評価、炉内熱流力特性の測定・解析、炉心内の機械的特性の解析・検討、高速実験炉のプラント諸特性の解析・検討、高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析、高燃焼度試験のための設置変更許可、分析技術に関する研究開発、その他の試験研究及び解析・評価作業の成果。また、上記内容別の目次に加えて、技術課が担当する業務種別毎に分類した目次も設けた。上記のとおり、本報告書は多岐に亘る内部の要旨を速報するものであり、これら各項目の詳細な解析・評価及び検討結果について別途報告書が発行される。
12月の成果概要溝尾 宣辰*; 前田 清彦*
PNC TN9410 88-011, 184 Pages, 1988/02
本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、昭和62年10月から12月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報されたものの要旨をまとめたものである。各成果速報は、その内容別に下記の項目に分類して編集されている。・高速実験炉の核特性の測定と解析・評価 ・炉内熱流力特性の測定・解析 ・設工認のための解析・検討 ・炉心内の機械的特性の解析・検討 ・高速実験炉のプラント諸特性の解析・検討 ・高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析 ・計算機コード・マニュアルの作成と整備 ・高燃料度試験のための設置変更準備 ・その他の試験研究及び解析・評価作業の成果 また、上記内容別の目次に加えて、技術課が担当する業務種別毎に分類した目次も設けた。上記のとおり、本報告書は多岐に亘る内容の要旨を速報するものであり、これら各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については、別途報告書が発行される。
9月の成果概要溝尾 宣辰*; 前田 清彦*
PNC TN9410 87-139, 210 Pages, 1987/12
本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、昭和62年7月から9月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報されたものの要旨をまとめたものである。各成果速報は、その内容別に下記の項目に分類して編集されている。高速実験炉の核特性の測定と解析・評価。炉内熱流力特性の測定・解析。炉心構成要素の照射後試験のための解析・検討。設工認のための解析・検討。炉心内の機械的特性の解析・検討。高速実験炉のプラント諸特性の解析・検討。高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析。高速実験炉における燃料破損検出系の解析・検討。計算機コード・マニュアルの作成と整備。その他の試験研究及び解析・評価作業の成果。また、上記内容別の目次に加えて、技術課が担当する業務種別毎に分類した目次も設けた。上記のとおり、本報告書は多岐に亘る内容の要旨を速報するものであり、これら各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については、別途報告書が発行される。
6月の成果概要溝尾 宣辰*; 前田 清彦*
PNC TN9410 87-103, 160 Pages, 1987/09
本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、昭和62年4月から6月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報されたものの要旨をまとめたものである。各成果速報は、その内容別に下記の項目に分類して編集されている。高速実験炉の核熱特性の測定・解析と評価、J2炉心への移行計画のための解析検討、設工認のための解析検討、炉心内の機械的特性の解析と評価、MK-2炉心における自然循環試験の結果と解析・評価、高速実験炉のプラント諸特性の測定と解析、高速実験炉における中性子束・ガンマ線の測定と解析、計算機コード・マニュアルの作成と整備、その他の試験研究および解析評価作業の成果。また、蒸気内容別の目次に加えて、技術課が担当する業務種別毎に分類した目次も設けた。上記の通り、本報告書は多岐に亘る内容の要旨を速報するものである。よって、これらの各項目の詳細な解析、評価及び検討結果については、それぞれ別途報告書が発行される。
3月の成果概要溝尾 宣辰*; 前田 清彦*
PNC TN9410 87-064, 139 Pages, 1987/04
本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、昭和62年1月から3月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報されたものの要旨をまとめたものである。各成果速報は、その内容別に下記の項目に分類して編集されている。高速実験炉の核熱特性の測定・解析と評価、J2炉心への移行計画のための解析検討、設工認のための解析検討、炉心内の機械的特性の解析と評価、自然循環試験の結果と解析・評価、高速実験炉のプラント諸特性の解析と評価、高速実験炉における中性子束・ガンマ線の測定と解析、計算コード・マニュアルの作成と整備、その他の試験研究及び解析評価作業の成果。また、上記内容別の目次に加えて、技術課が担当する業務種別毎に分類した目次も設けた。上記のとおり、本報告書は多岐に亘る内容の要旨を速報するものであり、これら各項目の詳細な解析、評価及び検討結果については、別途報告書が発行される。
