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奈良 義彦*
PNC TN7420 89-002, 20 Pages, 1988/11
本調査は、我が国における地質環境の特性を把握することを目的とし、地質環境の評価に必要な基本的条件の1つである地質工学に関するデータを収得するために行った文献調査である。公表・未公表2種類の文献をもとに主として岩盤の物性値に関するデータの収集・分析を行った。62年度に対象としたのは、第1図に示す、東北日本の7地区で、それぞれ北から順番にA-G地区と命名した。
奈良 義彦
PNC TN9530 88-004, 93 Pages, 1988/03
1987年1月20
23日の4日間、東京の動燃で開催された第5回日独仏FBR協力レビュー会議に報告した内容をまとめたものである。高速実験炉「常陽」の全般的な情況を述べたあと、最近の研究開発テーマとして、自然循環試験、タグガス試験、地震実験、計測線付燃料照射試験、アルファベット計画、運転・保守支援システムなどの概要を紹介した。本報告書では、その会議に使用したビューグラフとその各ページに対応した口頭説明原稿を整理して報告する。なお、炉心管理技術と燃料の開発についての補足として、1986年2月5日に東京の経団連ホールで行なわれた第2回高速増殖炉研究開発成果報告会に報告した内容を合せて記載する。
奈良 義彦; 後藤 義則*; 毛呂 達; 山口 友久*
日本原子力学会誌, 29(1), p.48 - 57, 1987/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)None
奈良 義彦*; 八谷 雄喜*
PNC TN908 85-04, 14 Pages, 1985/08
高速増殖炉の開発には長期間と多大の資金を必要とする。開発は臨界実験装置,実験炉,原型炉,実証炉のステップを経て実用炉の完成となるが,各ステップにおいて投入された資金と得られた成果の関係は必ずしも定量的に評価できるものではない。特に各年度毎に,予算と成果を対比させようとすると,成果の金額換算は一層困難なものとなる。しかし投入資金と成果の明確化はもしできれば有意義である。本報告書は上記のテーマに対しての一つの試算である。この試算において,原型炉,実証炉を経て成果が表われる間接的なものには,実験炉の寄与の分担割合という概念を導入した。一般技術水準の上昇,メーカーや他産業からの寄与についても同じ概念で考慮したことになる。また,実用炉は他の原理例へば核融合などによる発電方式が実用化するまで幾基も建設され,実験炉常陽の成果の利用も継続的に累積していくわけであるが,本試算では実用炉1基分への寄与のみを計算することとし,3040年間稼働するという控え目の前提をおいている。結果は,年間の予算が燃料費も含め約60億円であるのに対して,成果の金額換算は約10倍の750億となった。運転・保守の経験や技術に関しては,自主開発の意義だとか新技術に対する間接波及効果など金額算出困難なものが多く,本試算では一部のみ計上した。また,研究開発成果に対する常陽の分担割合の数値については今後各方面の方々との議論を期待したい。なお,今後開発成果をカウンタブルなものと,本質的にアンカウンタブルなものとに分けて整理していく予定である。
奈良 義彦*; 土屋 毎雄*
PNC TN942 85-02, 31 Pages, 1985/03
高速増殖炉技術開発に関する長期展望の検討の一環として建設費低減の段階的アプローチについて検討を試みた。実用炉に続いて2段階の実用移行炉を設定し,各段階において適用すべき技術項目を検討した。検討の主な内容は以上の通りである。(1)実用化ヘの3つの段階の想定 (2)原子炉建屋の概念 (3)耐震概念とプラント温度条件 (4)3つの段階のプラント概念 この構想案は,その後開発調整室を中心に作成されたFBR本部高速増殖炉中長期計画全体構想の検討資料のひとつとして利用された。
飯田 正明*; 小杉 敏夫*; 神戸 満*; 永井 寛*; 田中 信夫*; 土屋 毎雄*; 奈良 義彦*
PNC TN941 84-169, 172 Pages, 1984/12
従来からの懸案事項である2次系削除FBRプラント概念を明確にし,その成立のための条件とコスト低減の効果を把握することを目的に設計研究を実施した。本概念の主要な検討課題は「蒸気発生器内で発生するNa―水反応の炉心への影響」について明らかにすることであり,この問題に直接関係する炉心,蒸気発生器,格納容器,Na-水反応生成物処理装置等に焦点を絞り設計検討を実施した。その結果以下を把握することができた。(1)2次系削除プラント概念とその問題点、(2)Na-水反応生成物のうち特に水素ガスの炉心へ及ぼす影響,限界水リーク率、(3)その影響の抑制方式、(4)2次系削除プラントのためのNa-水反応セーフティマップの概念と水リーク検出系への要求事項、(5)財産保護の観点からの2重管SGの必要性、(6)2次系削除した時の物量及び建設費の削減効果。なお、本作業を通じて設計研究の実際を経験することかできたことを付記しておく。
川島 協*; 清水 一民*; 奈良 義彦*
PNC TN241 84-12, 176 Pages, 1984/12
本報告書は,58年度に実施した,電気出力100万-Wのループ型高速増殖実証炉設計研究(1)プラントシステム2)炉心・燃料3)原子炉構造4)1次冷却系5)2次冷却系6)燃料取扱系に関する設計研究)の成果を見直して,主要成果とその評価及び今後の課題についてまとめたものである。本設計研究は,主配管にベローズ継手を採用すると同時に各所に工夫を入れて物量削減(格納容器物量を同出力LWRの2倍以下,目安値として格納容器直径54m以下を目標に設定)を目指し行なわれ,設計検討の結果格納容器直径50mを得た。
奈良 義彦*
PNC TN242 84-03, 41 Pages, 1984/03
開発のテンポに多少のちがいはあるが、各国ともFBR実用化に向けた開発を着実に進めている。これらの国々のFBR実証炉及至実用炉開発計画の共通した特徴は、建設費低減を標榜していることであり、それぞれの国の実験炉、原型炉及び関連研究開発の経験を生かした設計改良・体制づくりを進めている。この建設費低減の努力の技術面を、各国がどのような方向に向けようとしているかは、その国の新しい設計研究や開発研究の内容を吟味することによって知ることができる。本調査は、この23年間に行なわれている設計研究のうち、特に米国ウェスチングハウス社、ロックウェル・インターナショナル社及びゼネラル・エレクトリック社の3つの設計研究例について、その中から読みとれる比較的高度な技術の方向をぬき出しまとめたものである。その他の米国LSPB、英国CDFR及び仏国Super phenix-IIについても、比較しながら見ることができるように整理記載したが、これらは既存の調査報告から抜粋したものである。なお、本作業は動力炉幹部会への報告のために行ったものである。(追記:本報告書の主要な表と図は1984.3.21の同幹部会資料「資3/21-F-1」にまとめられている。)
奈良 義彦*
PNC TN241 84-01, 49 Pages, 1984/01
最近2年間に開かれた国際会議の場で行なった高速増殖実証炉の現況についての口頭説明の内容を記録したものである。内容は設計研究の進捗情況と結果が主なものである。
野本 昭二*; 福田 達*; 谷山 洋*; 奈良 義彦*; 朝倉 文雄*
PNC TN941 82-217, 48 Pages, 1982/10
1981年6月7日から10日までの4日間、米国フロリダ州マイアミで米国原子力学会(ANS)の年会が開催され、そこに招待論文として発表した内容をまとめたものである。この招待論文の案内では、各国の高速炉の運転経験をループ型対タンク型を運転者の立場からみるという注文がついていた。そこで筆者らは、「常陽」の臨界以降の運転経験の中からその議論に関係するトピクスをぬき出すとともに、運転経験の成果を要約して紹介した。本報告書では、その年会の予稿集に掲載された当論文と口頭発表に使用したスライドの写し及びその説明をまとめて報告する。なお、上記口頭発表を一部修正したものを、同年8月28日米国ACRSメンバーとの打合せに発表したので、それも合せて記載してある。
村松 寿晴; 田村 誠治*; 大谷 秀二*; 綱島 幹泰*; 庄野 彰*; 奈良 義彦*
PNC TN941 82-176, 90 Pages, 1982/08
高速原型炉「もんじゅ」炉内計装用として開発された渦電流式温度流速計が昭和56年3月に「常陽」炉心中心孔プラグ内に設置された。本報告書は,75MW定格第4第6サイクル中に得られた上記検出器の持性について記したものである。得られた特性を以下に列記する。原子炉起動停止に伴なう熱サイクル印加に対し,各検出器の不平衡残留電圧最大変化は,第4サイクル時の値を基準にすると約-40%であった。中心検出器流速信号の1次系統流量に対する直線性は,フルスケール(2520m
3/hr)に対し各ケースとも+-5%以内であった。中心検出器流速信号の温度依存性は,内蔵熱電対温度を基準とするとフルスケール600
に対し各ケースとも+-4%以内であった。中心検出器温度信号の内蔵熱電対に対する直線性は,フルスケール(600)に対し各ケースとも+-1%以内であった。各検出器コイルの導通抵抗は,中性子束照射積算量約4.061019n/cm2に対し,有意な変化は認められなかった。
石川 真*; 山下 芳興*; 佐々木 誠; 奈良 義彦*
PNC TN941 81-239, 62 Pages, 1981/12
1979年夏,高速実験炉「常陽」75MW出力上昇試験時に発生した出力係数の特異現象について,この原因メカニズムの推定結果を報告する。前報以後,燃材部の照射後試験結果からの新たな情報及び検討,燃料照射挙動を入れた出力係数解析,集合体の倒れを含む湾曲解析等の結果が得られ,現時点で,以下の原因メカニズムを因果系列的に推定した。〔ステップ1〕―50MW運転期間―50MW定格第2cycle終了時までに,燃料の燃焼度は約1万MWIXTに達したが,それまでの照射により発生したFPガスは,ほとんど燃料ペレット内に保持されていた。また,燃料スタック長は,本出力まで炉出力に応じて可逆的に伸縮していた。〔ステップ2〕―50
75MWへの最初の出力上昇時のFPガス放出―50MWから初めて出力上昇を開始した際に,約50MW数MW付近から急激にFPガスの放出が開始され始めた。〔ステップ3〕―FPガス放出による燃料温度の上昇・ペレットクラックの生成―FPガスの放出により,ギャップ・コンダクタンスが極端に悪くなり,燃料ペレット温度の不連続上昇及びペレット・クラックの生成が起こった。これらに応じて,燃料スタック長の伸びも不連続に大きくなった。〔ステップ4〕―出力係数の特異挙動―燃料温度の上昇及び燃料スタック長の不連続増大は,燃料ペレット軸方向の膨張反応度効果を増大させ,結果として,出力係数の特異挙動の原因となった。〔ステップ5〕―出力係数の変化・約40￠の反応度喪失―最初の出力上昇で75MWに達してから,何らかの理由で燃料スタック長が,出力変化に対して正当な縮みを示さなくなった。このため,75MW経験後の出力係数の絶対値は,特異現象以前よりも小さくなり,また出力レベル依存性も変化した。更に,原子炉停止時にも,スタック長は特異現象以前に比べて,数mm伸びたままとなった。この結果として,250等温状態で約40￠の反応度が体系から喪失した可能性が大きい。以上の推定メカニズムを要約すると,出力係数特異現象は,「常陽」MK-1炉心の運転履歴に起因するFPガスの不連続放出と,燃料スタック長の非可逆膨張が主原因であった可能性が大きいと考えられる。
石川 真*; 山下 芳興; 奈良 義彦; 山本 寿*
PNC TN941 81-102, 117 Pages, 1981/05
高速実験炉「常陽」において,1979年夏の75MW出力上昇試験時に発生した出力係数の特異現象について,その現象の詳細・原因の考察・周辺情況等を報告する。この特異現象は,50MW出力から初めて75MWまで出力上昇する際の再現性のない大きな出力係数,及びこれに伴う体系からの反応度の喪失(等温状態で約―40￠)という形で発生した。また,この特異現象に伴って,以前には見られなかった出力係数の経時変化・反応度の回復現象等が付随的に現われている。現在までの所,これらの現象を全て包括的に説明できる原因は,必ずしも明確にはなっていないが,解析・プラント実験・燃料の照射後試験など様々な面からの検討を重ねてきた結果,現象の原因を,可能性の大きい2つの項目(1炉心燃料のスタック長増大,集合体の外側への傾き)に絞れる段階まで達した。また,海外高速炉の出力係数に関する情報を収集する作業も並行して行なってきて,「常陽」の場合と全く同じではないが類似の現象,即ち,出力係数の急激な変化・反応度の喪失現象・反応度の回復現象・反応度のゆらぎ等の幾つかが,ほとんど全ての海外炉でも観測されており,このような現象は高速炉にとってはむしろポピュラーなものである事がわかった。現在なお,「常陽」においては出力係数の特異現象に関して,解析及びデータの蓄積・分析が続けられているが,本現象の解明は,パワープラントでなければ経験のできない高速炉物理の一分野として重要な意義を持つものと考える。
鈴木 利明*; 奈良 義彦*
PNC TN941 80-147, 28 Pages, 1980/08
クロメル・アルメル型熱電対における熱起電力のドリフトは熱電対素線の酸化による材質変化によるものと考えられており,その酸化の程度は熱電対を使用している雰囲気温度の違いにより異ってくる。熱電対を用いて温度測定を行う場合,熱電対はそれ自身に温度勾配がつくことは避けられず,温度の違いにより酸化の程度が異ることから素線材質の不均一なものに変ってしく。常陽の冷却系で使用されたクロメル・アルメル型熱電対の熱起電力がドリフトしていることは既に報告したが,前述の現象の裏付けを得るために冷却系で使用した熱電対の詳細な試験を実施し,次の結果を得た。1)原子炉出口部で使用した熱電対の熱起電力ドリフト量は原子炉入口部に比べて大きい。2)1本の熱電対において高温に曝されている先端部の熱起電力ドリフト量は低温である端子側のドリフト量にくらべて大きい。
土屋 毎雄; 奈良 義彦
原子力工業, 30(11), ,
世界各国の実証炉設計の現状として、フランスのSuper Phenix-II,西ドイツのSNR-II,イギリスのCDFR,アメリカのComoによるLSPB,WH社によるLow Cost Plant,GE社によるModular Reactor Plant,RI社によるSodium Advanced Fast Reactor, S&W社によるHybrid Reactorについて紹介する。これら の設計に採用されている技術概念を通して①コスト低減化要求とセキュリテイ②プラント規模の動向③安全性に対する考え方④プラント稼動率向上への対応⑤革新的技術の要求と開発研究⑥炉形式についての動向⑦燃料サイクルの考え方についての考察を述べる。
瀬戸口 啓一; 奈良 義彦; 砂押 博*
PNC/ENEA Information Exchange Meeting on Maintenance and ISI for FBRS, ,
ISI,メンテンスの分野におけるイタリアとの情報交換として「常陽」における高速炉保守経験を主に「もんじゅ」ISIのR&Dも含めた内容を発表する(1)General Review of JOYO (役割,設計概念,テーマと成果)(2 Maintenance Philosophy of JOYO(予防保全の考え方,計算機の援用) ( 3) Periodical Inspection including (定期検査の実際,ISIの実際)(4)Radiation Management and Control(被爆実績と評価,線量率傾向)(5)Plant Modifications (配管支持装置交換,冷却材温度制御系改造コールドトラップ交換)(6)Maintenance of Large Scale Components(1次主ホンプ分解点検,回転プラグ分解点検,CRD上部案内管交換)(7)Development of Reliability Data Base System(信頼データべースFREEDOMの概要)(8)Current Status of R&D for MONJU ISI(「もんじゅ」ISIに関するR&Dの概要)
