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小川 伸太; 早船 浩樹; 戸澤 克弘; 一宮 正和; 林 秀行; 向坊 隆一
PNC TN9430 96-007, 354 Pages, 1996/07
60万kWeのMOX高燃焼度・長期運転リサイクル炉心を対象に,燃料集合体のダクトを削除したダクトレス燃料炉心の熱流動特性,機械的特性を評価し,ダクトレス炉心の基本概念を明らかにした。主な検討結果は,(1)ダクトレス燃料集合体の基本構造を設定し,その機械的性質を確認した。(2)ダクトレス燃料炉心では炉心領域の流量が一様となり,温度分布の出力分布依存性が高くなる。(3)集合体剛性はダクト型集合体に比べて大幅に低下し,また炉心領域での熱わん曲や照射わん曲が小さい。(4)炉心での自然対流による炉心冷却効果が高く,ピーク温度の低減,炉内温度分布の均一化等,ダクトレス燃料炉心固有の安全性を確認した。
永沼 正行; 笠井 重夫; 林 秀行; 向坊 隆一
PNC TN9430 96-006, 157 Pages, 1996/07
最終目標としてのFBRには,経済性,安全性向上はもとより超長半減期核種の低減による環境負荷低減,Pu需給に柔軟に対応し余剰Puの発生を抑制することによる核拡散抵抗性の強化などが求められる。このため,1)自ら発生する固体廃棄物を削減するダクトレス炉心,2)炉心の組替えで各種富化度のPuを燃焼する炉心,3)受動的安全性炉心,窒化物燃料炉心について検討した。主な結果は以下の通りである。1)MOXダクトレス燃料炉心は,増殖比,燃焼反応度の向上が図れるが,安全性に係わる反応度係数は厳しくなる。ATWSに関してはロッドストップの設置が必要,2)Pu燃焼炉心では,増殖比1.2,燃焼度15万MWd/tが達成可能,3)窒化物炉心は,MOX燃料炉心に比べ炉心特性に優れ,ATWSにおいても有利,であることを確認した。
赤津 実; 戸澤 克弘; 渡辺 一郎; 一宮 正和; 林 秀行; 向坊 隆一
PNC TN9430 96-005, 237 Pages, 1996/07
標記検討において環境負荷低減・資源有効利用の観点から,廃棄物を極限できるリサイクルシステムを目指している。マイナアクチド(MA)を含むアクチニドリサイクル・ダクトレス60万kWe炉心の実現のため,MOX燃料炉心を中心に設計検討を行った。プラントシステム設計に関連し,ダクトレス・アクチニド含有炉心槽内の熱流動,炉心の浮上り力増大及び崩壊熱増大による系統への影響を評価した。更に,炉心廻り構造の成立性の検討・設定を行った。原子炉の支持構造概念を検討し,浮上り防止機構構造を明らかにした。冷却系は,MAを炉心に添加することで,1ループ当たり16MWの除熱容量の確保で,事故時も原子炉冷却材バウンダリの健全性の確保を確認した。
笠井 重夫; 戸澤 克弘; 赤津 実; 小川 伸太; 渡辺 一郎; 早船 浩樹; 永沼 正行; 一宮 正和; 林 秀行; 向坊 隆一
PNC TN9430 96-004, 152 Pages, 1996/07
リサイクル試験炉開発における平成7年度の概念設計について報告した。また,概念構築上重要な要素研究として,試験炉での炉内計装技術の調査と引抜型UISにおける機器再使用性を検討し,開発課題を示した。リサイクル試験施設との隣接設置,試験炉での試験内容及び試験炉の運用スケジュールを想定して,試験炉全体の輪郭を示した。次年度の計画も記述した。1)概念の詳細化,2)前提条件の確認,3)実用リサイクル炉概念の開発,4)試験炉での試験シミュレーション。
林 秀行; 永沼 正行; 石川 真; 一宮 正和; 中大路 道彦; 向坊 隆一
PNC TN9440 94-014, 232 Pages, 1994/06
平成5年度の大型高速炉設計研究は、前年度までに検討したMOX炉心による130万kWe級大型プラントの設計研究成果を更に発展させ、FBRが多数基稼働する実用炉時代に重要となるプラント固有の安全性強化を重点とした検討を実施した。設計研究では、流量喪失型事象に重点をおいて受動的安全性の抜本的強化を図るものとし、ULOF事象(流量喪失スクラム失敗事象)を想定してもノミナル評価では冷却材沸騰を防止できることを目標とした。この目標を達成するため、炉心設計ではドップラー係数を拡大したスペクトルシフト型窒化物燃料炉心を採用し、プラント設計では、ULOF事象を考慮した原子炉出入口温度条件とこれに対する最適なヒートバランスを選定すると共に、冷却系主要機器のサイジングを行い、また、主ポンプ流量半減時間延長のためのポンプ等冷却系機器設計の具体化と過渡事象時の冷熱過渡に対する構造健全性の検討等を実施した。本報告は、平成6年6月3日に開催した「平成5年度大型炉設計研究報告会」の発表要旨と使用したOHP原稿及び報告会における主要な質疑応答を「業務報告書」の位置付けで速報的に作成したものである。
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。
石鳥 隆司*; 向坊 隆一*; 米田 吉之*; 井上 晃次*; 横田 淑生*; 藤原 昭和*; 佐藤 勲雄*
PNC TN941 82-117, 950 Pages, 1982/05
高速実験炉「常陽」の回転プラグの内部及び表面の温度を測定し,軸方向及び同一平面内での時間変化をグラフにプロットし,各運転サイクルにおける温度分布について検討を行い,以下の事項が明らかになった。回転プラグ全体の温度分布は炉心上部機構が高く,小回転プラグ,大回転プラグの順に低くなる傾向があり,原子炉起動後一週間程でほぼ定常状態に達する。回転プラグの内部・表面の温度とも数日あるいはそれ以上のサイクルで周期的に変化する傾向が見られず,50MW出力上昇から75MW第6サイクルまでの運転サイクルで著しいナトリウムペーパの局所的付着によると推定される温度変化は見いだされない。
向坊 隆一*
PNC TN960 80-11, 391 Pages, 1980/12
1978年2月より一年間米国のHEDL(HanfordEngineeringDevelopmentLabora=tory)に出張した。出張の目的は,FFTFプロジェクトに参加するとともに,FFTF炉の燃料取扱設備,照射試験設備および関連周辺設備について情報を収集することであった。 本報告書は,これら設備について記載するとともに,DOEおよびHEDLの組織の紹介,一年間プロジェクトに参加して行った仕事等についてまとめたものである。 なお,ANL―East(シカゴ),WARD(ピッツバーグ)ANL―West(EBR―2,HFEF,TREAT,ZPPR―アイダホ)ETR(アイダホ),LASL(ロスアラモス),AI(ETEC,ESO―ロサンゼルス)に二次出張する機会を得たので合わせてその報告を行う。
中島 一郎; 笹尾 信之; 山名 元; 樫原 英千世; 向坊 隆一
分離・削減情報交換会議, ,
将来の炉型導入戦略と連携して、原子力導入予測に基づき軽水炉・FBR共存の会社からFBR単独の会社に推移していくことを想定し、このときFBR炉心にMA核種をPuとともに繰り返しリサイクル(多重サイクル)するときのマイナーアクチニド核種(Minor Actintide:MA)のマスバランス等の評価解析を行った。 アクチニドリサイクルの開始を想定した2030年から2100年の間にMA核種の蓄積量は約80%低減する。また、FBR炉心へのMA核種の装荷割合は、 2030年代に炉心平均で3.5%を示し、リサイクルの進展に伴い漸次低下し 2100年時点ではほぼ平衡値0.7%程度を示す。
