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川口 真穂*; 柴 茂樹*; 岩橋 大希*; 大川 剛*; 郡司 智; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 8 Pages, 2023/10
原子力規制委員会は、2014年から日本原子力研究開発機構(JAEA)と共同で、福島第一原子力発電所事故で発生した燃料デブリの臨界性を評価するための実験的アプローチに取り組んでいる。その一環として、擬似燃料デブリの特性を評価する臨界実験を実施するため、原子力機構は臨界実験装置STACY(STAtic experiment Critical facilitY)を改良した。予備解析として、提案した炉心配置パターンについて、主要な核データライブラリを用いて臨界特性を検証した。3次元連続エネルギーモンテカルロ中性子・光子輸送コードSERPENT-V2.2.0と最新のJENDL-5を用いた。その結果、STACY更新炉の炉心配置パターン全てにおいてJENDL-5による中性子増倍率は、他のライブラリを使用した結果と比較して大きく評価された。また、JENDL-5の
H散乱反応及び
U核分裂反応断面積の感度係数は他のライブラリとは異なっていた。これらのライブラリとの比較から、JENDL-5の更新されたS(
, 
)は、STACY更新炉の臨界特性の評価結果に影響を与える可能性があることがわかった。
柴 茂樹*; 岩橋 大希*; 大川 剛*; 郡司 智; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
原子力規制委員会は2014年より日本原子力研究開発機構と共同して実際の燃料デブリを模擬した模擬燃料デブリの臨界性を判断するための実験に取り組んでいる。日本原子力研究開発機構は模擬燃料デブリの特性を解明することを目的とした燃料デブリを模擬した臨界実験を実施するためSTACY(STAtic experiment Critical facilitY)を改造した。そこでは3種類のSTACY更新炉の炉心構成が提案されている。STACY更新炉での臨界実験では、提案した炉心構成が溶融炉心-コンクリート相互作用デブリを代表するものかどうかを判断することが重要である。本研究では、擬似燃料デブリと減速材の体積比(V
/V
)を考慮した擬似燃料デブリ・モデルを構築し、SCALE6.2の感度及び不確かさ解析手法の実装のためのツール-指標及びパラメータ(Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation-Indices and Parameters: TSUNAMI-IP)を用いて、修正STACY炉心形状と疑似燃料デブリ・モデルの間の不確かさに基づく類似性値(C
)の算出を行った。その結果、我々が提案したSTACY更新炉の炉心に装荷される構造材棒は、V/V値を通じて疑似燃料デブリ模型と高い類似性を持つことが示された。C値への主な寄与は、極めて高いコンクリート成分を含む疑似燃料デブリモデルを除き、
U 
, U 
, 
Fe (n,
)であった。
大川 剛; Greenspan, E.*
Nuclear Technology, 160(3), p.257 - 278, 2007/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)米国DOEが推進するGENERATION-4に選定されている鉛ビスマス冷却金属燃料のENHS(原子力バッテリー)は、現在までの設計では、正の冷却材ボイド反応度を持っている。そのため、安全性をさらに向上させるために、負のボイド反応度を持つことが可能かどうかについて、パラメータサーベイを実施した。
大川 敏克; 会田 剛; 村上 隆典; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘
JNC TN9410 2004-006, 36 Pages, 2004/03
高速実験炉「常陽」では、プラントの安定かつ安全な運転と将来のFBRプラントの運転信頼性の向上に寄与することを目的として、プラント全体の運転管理業務を支援する運転管理支援システム(JOYOPlant Operation Management Expert Tool:以下JOYPET) を開発している。旧システムは昭和63年より設計・製作を開始し、平成3年から平成14年度まで運用されていたが、ハードウェアの代替機種及び交換部品の入手が困難になったことから、平成14年度に新システムの設計・製作を行い平成15年度より運用を開始した。新システムの旧システムとの違いは、ホスト計算機と端末計算機のみの運用・処理から、所内LAN(ローカルエリアネットワーク)を利用したweb方式とし、各担当者から原子炉の運転管理に必要な書類の一元管理を可能とし、各部署の担当者が直接作成・閲覧できるようにしたところである。本報告書では、本新システムの設計・製作を行い、システムの内容及びその運用実績について報告するものである。
大川 剛; 飯島 隆; 直井 洋介
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(2), p.183 - 195, 2004/02
被引用回数：10 パーセンタイル：55.72(Nuclear Science & Technology)「ふげん」の再循環系配管の微小漏えいを検出するために、マイクロフォン検出システムを設置し、しきい値検出手法、相互相関手法等を用いて、漏えい量及び位置を特定することを試み、それらの手法の有効性を確認した。
大川 剛; Greenspan, E.*
ANS 2004 Winter Meeting, 1(1), 31 Pages, 2004/00
米国DOEが推進するGENERATION-4に選定されている鉛ビスマス冷却金属燃料のENHS(原子力バッテリー)の代替炉心について検討した設計研究成果を発表する。本検討では、ステップ形状炉心をENHSの炉心に適用し、高速炉の安全性に深くかかわるボイド反応度を負にする検討を行った。更に、半径方向出力ピーキングが比較的大きいため、これを低減させる検討も同時に実施した。
大川 剛; セージー ホング*; Greenspan, E.*
ARWIF, 0 Pages, 2004/00
溶融塩冷却小型高速炉(ENHS)の高温適用性について、検討・評価した。想定した溶融冷却材は、NaF(57)-BeF2(43)、7LiF(66)-BeF2(34)、LiF(46.5)-NaF(11.5)-KF(42)、NaF(50)-ZrF4 (50)、LiF(42)-NaF(29)-ZrF4(29)、LiF(43)-RbF(57)である。検討の結果、LiF-NaF-KFは、P/Dが広く、核的・熱的にも優れた特性をもつことが分かった。また、以前検討された鉛ビスマス冷却小型高速炉(ENHS)が持っていた燃料交換なしに20年以上運転可能という特性は、溶融塩冷却小型高速炉(ENHS)においても確保できることが分かった。
Ser Gi Hong*; 大川 剛; Greenspan, E.*
Proceedings of 1st COE-INES International Symposium (INES-1), 68 Pages, 2004/00
米国カリフォルニア大学バークレー校原子力工学科において、設計研究が実施されているEncapsulated Nuclear Heat Source(ENHS)は、米国DOEが推進している次世代原子炉に選定されている。現在までのENHSでは、冷却材に鉛ビスマスを用いてきたが、原子炉出口温度は550
付近に押さえられている。一方、Molten-Saltを用いると、より高い原子炉出口温度(750以上)が確保できることから、効率よく電気と水素を製造できる。そこで、Molten-Saltを用いたENHSの実現可能性について、検討を実施した。
前田 誠一郎; 高下 浩文; 大川 剛; 樋口 真史*; 安部 智之
JNC TN8400 2003-019, 185 Pages, 2003/08
JNC-TN8400-2003-019.pdf:11.78MB
技術開発が最も進み、燃料サイクルにおいてプルサーマルと共通した技術基盤を有する燃料オプションであるMOX燃料を前提とし、早期に実現可能なFBR実用化段階炉心・燃料候補として"太径中空燃料を用いた内部増殖炉心"の検討を進めている。本概念では、太径燃料を用いて燃料体積率を高めることにより、炉心燃料部でのプルトニウム増殖(内部増殖)を可能にし、ブランケット装荷量を最小限まで低減することで、燃料サイクルに循環する物量を大幅に低減し、経済性を向上させている。本検討では、実用化戦略調査研究におけるプラント設計等との取り合い条件を可能なかぎり満足させた3500MWth級の大型炉心に対して設計検討を行い、内部増殖炉心概念の特徴を把握した。被覆管材にODS鋼の使用を想定し、最大高速中性子照射量として約5
10
n/cm
を条件として、ブランケットをも含む全炉心での取出平均燃焼度が約130GWd/t(炉心部のみ;約150GWd/t)と大幅な高燃焼度化が達成できることが示された。また、内部増殖炉心では燃焼に伴う反応度変化が小さく、容易に長期運転が可能であると共に空間的、時間的に出力分布が安定していることから冷却特性上も有利であることが確認された。ここで、中性子経済を向上するために比較的高い炉心高さを指向したことに対応して、Naプレナム等のNaボイド反応度低減方策について検討を行った。さらに、導入シナリオの多様性を考慮して、燃焼度を低下させて、増殖性能を追求した炉心像の可能性についても検討した。なお、高燃料体積率、低比出力等の従来概念を超える特徴を有する本炉心概念に対して、炉心崩壊事故のような過酷な条件下での挙動についての知見が十分ではなく、今後、事象進展を把握した上で設計に反映する必要があるものと考えられる。
飯島 隆; 大川 剛; 片野 好章
地球環境と新型原子力プラントに関する国際会議(GENES4/ANP2003), 0 Pages, 2003/00
ウラン資源を有効に活用するため、新型転換炉ふげん発電所ではプルトニウムの利用を積極的に実施してきている。「ふげん」では、運転当初から24年間に亘り、安定してMOX燃料を利用してきている。また、1988年には「ふげん」で使用したMOX燃料から抽出したプルトニウムからMOX燃料を製造し、再度、「ふげん」に装荷するという核燃料サイクルを実証した。更に、MOX燃料炉心のデータを蓄積し、その特性を把握してきた。今回の報告では、発電に占めるプルトニウムの核分裂の割合、MOX燃料開発、MOX燃料の核分裂プルトニウムの比率等、プルトニウム燃料利用実績の全般を報告する。
大川 剛; 大谷 司; 飯島 隆
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00
「ふげん」では、運転開始当初より自主的に炉心管理を実施してきている。燃料交換計画の策定には、熟練した炉心管理者でも1
2ヶ月かかる。そこで、最新の計算手法であるGenetic AlgorithmsとSimulated Annealingを用いた燃料取替自動策定システムを構築し、現在、その性能を確認し、実機への適用が可能となっている。ここでは、本システムの計算手法、長期燃料計画策定能力、実機適用性等について発表する。
大川 剛; 世森 直行
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-10), 0 Pages, 2002/00
「ふげん」では劣化したLPMをこれまで新規に製作し、取替のみで運用してきたが、放射性廃棄物発生量の低減及び経済性の観点から、第16回定期検査においてLPMの交換にあわせ、交換時期に達していないLPMのシャッフリングを実施し、LPMの寿命延長を図った。ここでは、シャッフリング計画作成手法、LPMの感度劣化予測手法、評価手法及び実関について発表する。
大川 剛; 古林 俊幸; 飯島 隆
日本原子力学会誌, ,
「ふげん」でのMOX燃料利用実績を中心として、「ふげん」プロジェクトの意義及び変遷、プラント概要、炉心特性等を、原子力学会の若手研究者に広く知らせることを目的とする。
大川内 靖; 北野 彰洋; 鈴木 隆之; 沖元 豊; 宇佐美 晋; 弟子丸 剛英
no journal, ,
高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、安全上の核的制限値を確認するための測定,検査及び研究開発目的のための炉物理特性の把握やプラント系統設備の機能及び性能の確認を目的とした零出力炉物理試験を行った。ここでは原子力学会を通じて提案された試験項目も含め、その全体概要について述べる。
大川内 靖; 北野 彰洋; 鈴木 隆之; 沖元 豊; 宇佐美 晋; 弟子丸 剛英
no journal, ,
高速増殖原型炉もんじゅ性能試験において、安全上の核的制限値を確認するための測定,検査及び研究開発目的のための炉物理特性の把握やプラント系統設備の機能及び性能の確認を目的とした零出力炉物理試験を行った。ここでは原子力学会を通じて提案された試験項目も含め、その全体概要について述べる。
軽部 浩二; 会田 剛; 大川 敏克
no journal, ,
施設定期検査中の高速実験炉「常陽」は、東北太平洋沖地震により受電所が被災し、外部電源喪失が発生した。直ちに非常用ディーゼル発電機(以下D/G)が2台自動起動し、非常系電源が給電された。受電所が仮復旧するまでの8日間はD/Gによる給電を継続し、この間D/Gの燃料と冷却水確保の緊急措置を行い、過去に例のない長期的な負荷連続運転を経験した。本件は「常陽」のプラント状態変化やD/G運転継続のための燃料,冷却水確保等の対応について報告する。地震発生後、1次系2次系の主要な機器は、正常に機能したことから、プラントを安定した状態に維持することができた。D/Gの燃料は、負荷抑制による燃料消費量の削減を図るとともに、商社,関連施設,地元業者の協力によりD/Gの長期運転を賄える燃料を確保することができた。また冷却水については自衛消防隊の協力により、防火水槽等の貯留水を利用することで必要な量を確保することができた。これら一連のプラント対応経験から、巨大地震発生と長期停電時に対する今後の課題を抽出することができた。
中嶋 洋輔*; 市村 和也*; 武田 寿人*; 岩元 美樹*; 細田 甚成*; 清水 啓太*; 大木 健輔*; 坂本 瑞樹*; 大野 哲靖*; 門 信一郎*; et al.
no journal, ,
GAMMA10/PDXでは、非接触プラズマの生成と特性評価を目的として、ダイバータ模擬実験モジュール内部に設置したV字ターゲットへのプラズマ照射実験を行っている。ダイバータ模擬実験モジュール内に水素または希ガス(アルゴンやキセノン)を入射することで、V字ターゲット前面での非接触プラズマの形成に成功した。このとき、V字ターゲットへの熱粒子負荷の減少を観測した。また、V字ターゲットのコーナー部で測定した電子温度が数十eVから3eVに低下した。この電子温度の低下は分子活性化再結合が原因である可能性が高い。また、非接触プラズマの形成には、モジュール内へ水素ガスとキセノンガスの両方を入射することが効果的であった。
會澤 健二; 井関 淳; 大川 敏克; 会田 剛; 鎌田 英久
no journal, ,
高速実験炉「常陽」のプラントを安全・安定に運転していくには、設備・機器の異常を早期に検知して対応することが重要である。「常陽」のプラント異常を検知する装置として、1次主循環ポンプ現象記録装置、配管熱変位測定装置、可搬式簡易赤外線サーモグラフィなどがある。本件は、プラントの異常を早期検知する装置について報告する。1次主循環ポンプ現象記録装置においては、1次主循環ポンプの制御状態及び運転状態の挙動が詳細に把握でき、異常時の原因究明が容易にできるようになった。配管熱変位測定装置においては、測定データから配管支持装置に固着がなく、各部の熱変位が許容値内であることから、構造物(配管)が健全であることが確認できている。可搬式簡易赤外線サーモグラフィにおいては、火災現場やナトリウム漏洩時の室内に煙が充満した環境下における現場監視に有効であることが分かった。「常陽」は現在、長期停止状態にあるが、これらの装置により、原子炉運転時はもちろん、原子炉停止時もプラントの早期異常検知を可能としている。
