Core performance requirements and design conditions for next-generation sodium-cooled fast reactor in Japan

大木 繁夫; 丸山 修平; 近澤 佳隆; 大滝 明; 久保 重信; 日比 宏基*; 菅 太郎*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04

A conceptual design study on a next-generation sodium-cooled fast reactor was conducted in Japan. This paper describes a recent review and modification of core performance requirements and design conditions for the demonstration and the commercial phases. We have highlighted the fuel composition (i.e., heavy metal nuclide composition). The fuel composition for next-generation fast reactors has a wide range depending on a variety of spent fuels used in light water reactors and the methods of recycling them in a fast reactor fuel cycle. The design envelopes of fuel composition were determined by using a remarkable correlation between fuel composition and core characteristics. The consistency of those design envelopes was checked by comparing them with the results of representative fast reactor deployment scenario simulations. Moreover, reflecting the realistic situation that a fast reactor core accepts various fuel compositions in the design envelope simultaneously, the design procedure of multiple fuel-composition loading was introduced. This paper describes the fundamental consideration of its effects, and the accompanying paper describes its practical application to core design. The design conditions and procedures concerning fuel composition variety facilitate sophisticated core design for next-generation sodium-cooled fast reactors.

A Forthcoming reprocessing plant for processing fast and thermal reactor fuels

駒 義和; 矢野 公彦; 大滝 明; 佐藤 浩司

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

軽水炉を中心とした燃料サイクルから高速炉への移行初期において、軽水炉燃料を処理する高速炉燃料再処理プラントについてその概念を検討した。

FBR水素製造技術開発プロジェクト 企画書

小野 清; 大滝 明; 近澤 佳隆; 中桐 俊男; 佐藤 博之; 関根 隆; 大岡 誠

JNC TN9410 2004-013, 76 Pages, 2004/06

JNC-TN9410-2004-013.pdf:7.23MB

本企画書は、高速炉(FBR)の熱エネルギーを利用した水素製造プロジェクトにおける、水素製造技術の特徴、実用化に向けた開発計画・体制(案)についてとりまとめたものである。電力供給以外の新しいFBR利用形態の一つとして、水素製造が現在提案されている。これは、ナトリウム冷却型高速炉を念頭に、500度C程度の熱エネルギーあるいは変換後の電気エネルギーを利用し水素を製造するものである。水素は、利用時に二酸化炭素を発生しないためクリーンなエネルギーとして、将来有望な二次エネルギーとして位置付けられている。一方、今後社会はアジア地域を中心にエネルギー需要の増加が予想され、現在の化石燃料中心の一次・二次エネルギー供給は、環境への影響と安定した供給を考えると最善の方策とは言えない。「持続可能なエネルギー供給」および「地球環境に優しいエネルギー利用」の要件を満たす可能性を持つ「FBRによる水素製造技術」の開発は、重要なオプションの一つになると考えられる。 このような認識の下、将来の水素エネルギー社会の動向を予測しながら、今後サイクル機構が進める水素製造技術開発の方向性を明らかにし、ハイブリッド熱化学法、低温水蒸気改質法、及び高温水蒸気電解法の各製造技術を対象に、その課題、スケジュール、予算、開発体制について提案を行うものである。

FBRサイクル導入シナリオの検討(III)-水素利用社会を想定したハードパスとソフトパスの新たな協調概念-

大滝 明; 小野 清; 小沢 正基; 平尾 和則

JNC TN9400 2002-035, 43 Pages, 2002/06

JNC-TN9400-2002-035.pdf:1.79MB

本報告書は、FBRサイクル実用化戦略調査研究におけるFBRサイクル導入シナリオ構築の一環として実施した。水素利用社会におけるハードパスとソフトパスとの新たな協調概念の検討結果について報告するものである。本研究では、環境保全政策と水素利用を21世紀の潮流として捉え、将来の水素利用社会を想定した資源とエネルギーフロー概念、核燃料サイクルとソフトパス (分散電源、燃料電池自動車、化学プラント等) との協調概念をそれぞれ検討した。また、核燃料サイクルの貢献が期待される分野として、原子力によるCO2 フリーエネルギー(電力、水素等)に加え、水素利用の普及に伴って需要増加が予想される白金族系元素を使用済み燃料の再処理廃液から回収するシナリオを提案し、その需給ポテンシャルについて試算した。さらに、代表的な回収元素の放射能特性の評価、利用促進課題の摘出を行った。今後は、環境に配慮した資源とエネルギーの供給システムを提案するために、回収元素についてはFBRサイクルを含めた供給ポテンシャルや経済性を評価する。また、エネルギー供給については、電力と水素の需給を通じて、火力や原子力のような大規模設備とコージェネレーション等の分散型設備が協調的に機能するシステム概念を具体化し、それに必要なインフラストラクチャー概念の検討を行う予定である。

FBRサイクル導入シナリオの検討(II)-エネルギー需給形態の多様化と原子力の共生に関する考察-

大滝 明; 小野 清; 平尾 和則

JNC TN9400 2002-033, 97 Pages, 2002/03

JNC-TN9400-2002-033.pdf:4.18MB

本報告書は、高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究における FBRサイクル導入シナリオの構築の一環として、将来の原子力利用の在り方を探るために実施した調査・検討結果について報告するものである。調査・検討は、エネルギー産業ならびに電気事業が直面している今日の課題をはじめ、近年、国内で注目されている分散型電源の導入状況、分散型電源と大規模集中型電源との共生策、エネルギー需要他近郊への設置が着たいされる小型炉の開発状況について、幅広い視点から行った。とくに分散型電源は、電気事業者が供給している電力需要低下の一つの要因になっており、その導入規模は今後も拡大していくものと予想されるため、将来の電源計画および原子力計画にインパクトをもたらすと考えられる。また、燃料電池やマイクロガスタービン等の小規模な分散型電源では、温室効果ガスを放出しない水素利用が見込まれることから、原子力の夜間余剰電力で製造した水素を二次エネルギー媒体とする大規模集中型電源と分散型電源の共生策(負荷平準化ビジネスモデル)の概念を提案した。今後はこの負荷平準化ビジネスモデルに適った電源構成の具体化をはじめ、 FBR導入規模、負荷率およびCO2削減量等について定量な分析・評価を行う予定である。

総合評価技術検討書 -実用化調査戦略研究(フェーズI)報告書-

篠田 佳彦; 大滝 明; 小藤 博英; 小野 清; 平尾 和則

JNC TN9400 2001-061, 335 Pages, 2001/03

JNC-TN9400-2001-061.pdf:17.62MB

本報告書は、FBRサイクル実用化戦略調査研究フェ一ズ1(平成11年13年3月)におけるFBRサイクルシステム候補概念特性評価手法の開発について報告するものである。評価項目は、開発目標に技術的実現性を加えた6項目とした。即ち、従来多くの特性評価において解析対象となっている経済性、資源有効利用性、安全性に加え、今回新たに環境負荷低減性(フェーズ1では放射性物質に着目)、核拡散抵抗性、技術的実現性を追加し、各候補概念の「(多面的)目標達成度評価」を試みた。また、フェーズ2以降の活用を目指し、政策評価手法として多く用いられる「投資対効果評価法」のFBR研究開発への適用について検討した。更に、長期的時系列物質収支解析を行うと共に、FBRが21世紀社会に如何に利用されていくかといった観点から、最近、燃料電池用に着目されている「水素製造にFBRを利用するシナリオ」を提案した。なお、評価に用いた各種資料・データをデータベースとして整理、検索可能とした。

世界における原子力エネルギー最大供給可能量の検討

小野 清; 大滝 明; 平尾 和則; 久保田 貞衣*; 辺田 正則*

JNC TN9400 2001-028, 51 Pages, 2000/12

JNC-TN9400-2001-028.pdf:1.96MB

本研究では、世界全体を対象に、将来のエネルギー供給において原子力にどこまで期待できるのかを探るため、天然ウラン資源を可能な限り利用するという観点から原子力の最大導入可能量を試算した。試算にあたり、立地問題、財政問題等の社会的な条件は、今回の試算では無視し、純粋にサイクル諸量上の観点から原子力の可能性を捉えることに専念した。原子力の導入シナリオとして以下の3つを想定した。1)軽水炉ワンススルー体系2)軽水炉とプルサーマル体系3)軽水炉とFBR体系試算の結果、以下の成果が得られた。軽水炉ワンススルー体系あるいは軽水炉とプルサーマル体系では、IIASA/WECのエネルギー供給見通し(基準Bケース)が達成できないばかりでなく、原子力発電設備容量は21世紀中葉頃から徐々に減少し、22世紀初頭には天然ウラン資源を消費し尽くしフェーズアウトしてしまう。一方、FBRによるプルトニウム利用を積極的に進めた場合、原子力発電設備容量はFBRの導入開始時期や増殖性能により異なるものの、原子力が来世紀以降も持続可能な重要なエネルギー・オプションの一つとなる。

プラント動特性解析コードSuper-COPDの開発(III)-入出力用インターフェースプログラム説明書-

岩崎 隆*; 大滝 明

PNC TN9460 96-005, 66 Pages, 1996/05

PNC-TN9460-96-005.pdf:1.21MB

SUPER‐COPD(SC)によるもんじゅ原子炉の動特性解析の効率化を図るため、入出力データ変換処理プログラムおよびポストデータ処理プログラムを開発した。前者は入力フォーマットに合わせて実測データを解析の境界条件となるように変換するプリプロセッサであり、実測データの一次遅れ補正機能と単位および入出力形式の変換機能を有するプログラムである。一方、後者は実測データ及びSCによる計算結果を、汎用の図表処理ソフトから利用可能とするため、SC入力形式に変換して出力するポスト処理機能を有している。この開発により、プラント動特性解析結果や実測データの統計処理及び図表処理が容易になった。

プラント動特性解析コードSuper-COPDの開発,2; もんじゅ試運転データによる自然循環解析機能の検証

大滝 明

PNC TN9410 96-054, 170 Pages, 1995/12

PNC-TN9410-96-054.pdf:5.89MB

自然循環による崩壊熱除去の評価に対するプラント動特性解析コードSuper-COPDの適用性を検討するため、1次/2次熱輸送系単独の場合及びそれらを組み合わせた場合を対象としたもんじゅ自然循環模擬試験の解析を実施した。1次系の解析では炉心部のモデル化及び系統の圧力損失特性を、2次系の解析ではオーバーフロー系の汲み上げの有無をパラメータにそれらの影響を検討した。1次系及び2次系の自然循環解析では、炉心部流路のモデル化とともに、自然循環力を算出する流路の軸方向高さに関する入力データが重要である。また、過渡変化の開始から自然循環状態への移行過程において、熱輸送系の自然循環流量が定格値の12%と比較的少ない場合は、自然循環力の評価に対して配管部の温度成層化の影響がみられることから、成層化に対するモデル化の必要性が指摘された。自然循環移行過渡時に2次系蒸発器側流路に生じる流れ方向の順流/逆流の変化は、オーバーフロー系の考慮により再現できた。1次系2次系とを組み合わせた総合解析結果と実測データは、10%範囲内で一致しており、自然循環除熱特性評価に対するSuper-COPDコードの適用性及び系統全体解析モデルの妥当性が確認できた。

プラント動特性解析コードSuper-COPDの開発; もんじゅ総合機能試験データによる検証

大滝 明; 宮川 明; 仲井 悟

PNC TN9410 95-060, 204 Pages, 1995/02

PNC-TN9410-95-060.pdf:7.96MB

モジュール型汎用プラント動特性解析コードSuper-COPD開発の一環として、計算モデルの妥当性確認、試験施設による検証結果の妥当性確認を主目的として、「もんじゅ」総合機能試験でデータによる検証を行った。実施内容は次のとおり。(1)実機システムデータの整備実機最確値ベースのデータを各種試験データに基づいて整備した。(2)検証環境の整備総合機能試験データの入出力等のインターフェースプログラムを作成した。(3)総合機能試験データの検討総合機能試験データから検証データの選定、また検証対象として中間熱交換器および蒸気発生器、補助冷却設備を選定した。(4)検証およびモデル修正検証対象の各機器ならびにモジュールに必要な特性評価、検証計算、検証に基づくモデルの修正および最適パラメータの設定を行った。検証の結果得られた結論は以下のとおりである。(1)中間熱交換器メッシュ分割数、プレナム熱容量等の推奨値を設定するとともに、性能試験で確認すべき項目を明らかにした。(2)蒸気発生器放熱値の範囲の設定、プレナム熱容量を含むプレナムモデルの妥当性確認、熱計算への流量の影響度を確認するとともに、蒸気発生器有効流路断面積の変化効果を明らかにした。(3)補助冷却設備空気冷却器伝熱特性、流動特性の評価とモデル化、熱容量の推奨値の設定、インターロック、制御系モデル、送風機およびベーン等の動的機器モデルの妥当性を確認した。本検証により、試験施設縮小モデルによる検証結果およびモジュール化した各計算モデルの妥当性を確認した。