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加藤 篤志; 山本 智彦; 安藤 将人; 近澤 佳隆; 村上 久友*; 大山 一弘*; 金子 文彰*; 日暮 浩一*; Chanteclair, F.*; Chenaud, M.-S.*; et al.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 8, p.11_1 - 11_10, 2022/06
本稿はナトリウム冷却炉のプラントシステムに採用する技術について、仏国のアストリッド炉等を基にして日仏の技術仕様共通化を検討し、共通プラントの構築に係る検討の成果をまとめている。特に地震条件の違いに対応した原子炉構造設計では、日本側で採用している高周波設計を日仏で共有し、適応を試みている。その他、蒸気発生器、崩壊熱除去システム、燃料取り扱いシステム、および格納容器の仕様共通化の検討を紹介する。
佐賀山 豊; 安藤 将人
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(3), p.162 - 167, 2018/03
第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)では、安全・信頼性,経済性,持続可能性,核拡散抵抗性などに優れた次世代の原子炉システム(第4世代原子炉)として、ナトリウム冷却高速炉,鉛冷却高速炉,ガス冷却高速炉,溶融塩炉,超臨界圧水冷却炉,超高温ガス炉の6つの革新的原子炉システムが選定され国際的な研究開発が進められている。一部のシステムについては既に実証段階にあり、GIFの目標である2030年代以降の実用化が視野に入りつつある。
上出 英樹; 安藤 将人*; 伊藤 隆哉*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
原子力機構, 日本原子力発電, 三菱FBRシステムズは、将来の持続可能な基幹電源の候補として、ナトリウム冷却高速増殖炉の実用化概念であるJSFRの設計研究を実施してきている。2011年以降は、東京電力福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえたGIFにおけるナトリウム冷却高速炉の安全設計クライテリア及び安全設計ガイドライン構築の活動に貢献するために、地震・津波等の厳しい外的事象に対する安全対策を取り入れるとともに、より実現性の高いものとするため、より細部の成立性や保守補修性に配慮して、設計概念の具体化を進めた。本報では、75万kWeのJSFR実証施設を対象として、2011年以降の設計進捗を取り入れた設計概念を概括する。
近澤 佳隆; 岡野 靖; 此村 守; 佐藤 浩司; 澤 直樹*; 住田 裕之*; 中西 繁之*; 安藤 将人*
Nuclear Technology, 159(3), p.267 - 278, 2007/09
被引用回数：1 パーセンタイル：11.32(Nuclear Science & Technology)小型炉は小型特有の合理化対策,設計規格化,習熟効果により投資及びR&Dリスクを削減しつつ大型炉に匹敵する経済性を達成する可能性がある。ここでは多数基設置時において大型炉と同等の経済性を達成する可能性のある300MWeナトリウム冷却小型炉の概念設計を実施した。燃料型式はPu-U-Zr3元合金の金属燃料、炉心型式は金属燃料において炉心出口温度550
Cを達成可能なZr密度含有率2領域単一Pu富化度炉心を採用した。冷却系は電磁ポンプを直列2基設置することにより、1ループ化し、1次系電磁ポンプは中間熱交換器内部に組み込む方式とした。燃料貯蔵設備は原子炉建屋容積低減を考慮して原子炉容器内貯蔵(IVS)として、使用済燃料の4年間貯蔵を想定した貯蔵容量を確保した。また、1主冷却系1ループ化については最も厳しいと考えられる配管破断を想定した過渡解析により成立性を評価した。発電プラント初号基とそれに対応した小規模の燃料製造・再処理設備の組合せによる実証設備における建設費評価を行い、小規模かつ商用運転に転用可能な設備において燃料サイクル全体の工学規模における実証が可能であることを示した。
相澤 康介; 近澤 佳隆; 臼井 伸一; 此村 守; 安藤 将人*
JAEA-Research 2007-042, 105 Pages, 2007/06
JAEA-Research-2007-042.pdf:3.64MB
実用化戦略調査研究の一環として、小型炉の多様な特徴を活かしたナトリウム冷却炉の概念設計を実施している。本報告書では、基幹電源に匹敵する経済性を追及するために、スケールメリットの観点から発電出力を300MWeまで増大させ、プラント寿命中の燃料交換回数の削減及び炉心のコンパクト化のため金属燃料を採用し、また物量の大幅な削減を狙い主冷却系を1ループとした経済性追求型ナトリウム冷却小型炉の検討を行った。主冷却系を1ループ化したことによる課題を整理し、最も厳しくなる事故事象と評価された1次系配管大規模破損に対して過渡解析を実施した結果、原子炉スクラムなしでも炉心健全性が確保できる可能性を示した。崩壊熱除去系の過渡解析を実施した結果、崩壊熱除去系の成立が厳しくなると想定した全ケースにおいて、原子炉スクラム後の炉心健全性が確保できる可能性を示した。
近澤 佳隆; 岡野 靖; 此村 守; 佐藤 浩司; 安藤 将人*; 中西 繁之*; 澤 直樹*; 島川 佳郎*
Proceedings of 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/06
小型炉は小型特有の合理化対策,設計規格化,習熟効果により投資及びR&Dリスクを削減しつつ大型炉に匹敵する経済性を達成する可能性がある。ここでは多数基設置時において大型炉と同等の経済性を達成する可能性のある300MWeナトリウム冷却小型炉の概念設計を実施した。燃料型式はPu-U-Zr
元合金の金属燃料,炉心型式は金属燃料において炉心出口温度550Cを達成可能なZr密度含有率2領域単一Pu富化度炉心を採用した。冷却系は電磁ポンプを直列2基設置することにより、1ループ化し、1次系電磁ポンプは中間熱交換器内部に組み込む方式とした。燃料貯蔵設備は原子炉建屋容積低減を考慮して原子炉容器内貯蔵(IVS)として、使用済燃料の4年間貯蔵を想定した貯蔵容量を確保した。NSSS物量は1186ton,建屋容積は65100m
と評価され同等の出力である原型炉の207000mより大幅に小さくなった。高速増殖炉サイクル実証については、本概念と3.3tHM/y再処理・燃料製造設備を想定し、比較的少ない投資により高速炉サイクル商用化を実証できる可能性のあることを示した。
阪本 善彦; 小竹 庄司; 西川 覚; 江沼 康弘; 安藤 将人; 佐賀山 豊
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05
将来の多様なニーズに対応可能な有望な高速炉サイクルシステムを提案するために、実用化戦略調査研究を進めている。様々な炉システム概念に関する設計研究を実施し、開発目標に対する適合度を評価した。また、各炉システム概念に対する重要な開発課題を抽出し、その開発計画をロードマップとしてとりまとめた。結果として、各炉の特徴や性能の違いを検討し、重要な開発課題を明確にした。現在、さらなる検討を進めており、フェーズII末での評価結果を踏まえて、有望概念を提案する予定である。
小竹 庄司; 阪本 善彦; 江沼 康弘; 安藤 将人; 西川 覚; 佐賀山 豊
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05), 0 Pages, 2005/05
将来の多様なニーズに対応可能な有望な高速炉サイクルシステムを提案するために、実用化戦略調査研究を進めている。様々な炉システム概念に関する設計研究を実施し、開発目標に対する適合度を評価した。また、各炉システム概念に対する重要な開発課題を抽出し、その開発計画をロードマップとしてとりまとめた。結果として、各炉の特徴や性能の違いを検討し、重要な開発課題と開発期間を明確にした。現在、さらなる検討を進めており、フェーズII末での評価結果を踏まえて、有望概念を提案する予定である。
大野 勝巳; 安藤 将人; 小竹 庄司; 長沖 吉弘; 難波 隆司; 加藤 篤志; 中井 良大; 根岸 仁
日本原子力学会誌, 46(10), 685 Pages, 2004/10
高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究への取り組み、フェーズⅡ研究の中間成果および今後の計画などを報告する。具体的には、開発目標の設定、FBR炉システムに関する研究成果、燃料サイクルシステムに関する研究成果、炉と燃料サイクルを組み合わせた概念の検討結果、今後の研究の進め方などについて概説する。
阪本 善彦; 阪本 善彦; 江沼 康弘; 安藤 将人; 西川 覚; 小竹 庄司; 家田 芳明
第14回 環太平洋原子力会議(2004年3月21日
25日), 0 Pages, 2003/00
FBRサイクル実用化戦略調査研究の一環として、ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉、水冷却炉の各候補概念について、開発目標に照らした技術評価を行った。また、各候補概念について、実用化のために必要となる研究開発課題をまとめ、その概要をロードマップとして示した。
小雲 信哉*; 辻田 芳宏*; 安藤 将人; 堀 徹*; 早船 浩樹
no journal, ,
密着型2重伝熱管を採用し、かつプラント定検時の内外管検査(ISI)によって2重管の健全性を確認することで、直管型2重管SGにおいてNa・水反応防止対策を検討した。
近澤 佳隆; 相澤 康介; 此村 守; 島川 佳郎*; 澤 直樹*; 安藤 将人*
no journal, ,
金属燃料による高速増殖炉サイクル実証及び実用化を考慮した小型炉の概念設計を行った。300MWe小型炉と、3.3tHM/y再処理・燃料製造設備(合計投資額2500億円)により9円/kWhを達成し資金を回収しつつ、高速炉サイクル商用化を実証する可能性があることを示した。
相澤 康介; 安藤 将人; 小竹 庄司; 林 秀行; 早船 浩樹; 藤井 正; 佐藤 一憲; 皆藤 威二
no journal, ,
日本の高速増殖炉技術を継承,発展させたナトリウム冷却ループ型高速炉の設計研究が進められている。本プラントの特長は、原子炉構造のコンパクト化,ポンプ組込型中間熱交換器,ループ数削減,配管短縮等の革新技術を採用することにより、優れた経済性を有している。また、常陽,もんじゅ及び実証炉計画での技術の継承・発展できることより、確度の高い技術的実現性が見通せている。さらに、ナトリウムの特性を活かした高温・低圧システムであり、自然循環での崩壊熱除去が可能であることから、優れた安全性を有している。本発表では、本プラントの概要及び革新技術に関する要素技術開発の成果の概要を説明する。
萩原 裕之*; 渡辺 収*; 大山 一弘*; 安藤 将人*; 大島 宏之; 山野 秀将
no journal, ,
タンク型炉を対象とした熱流動評価を実施し、タンク型炉の導入を想定した場合に重要となる原子炉容器内の熱流動課題を摘出した。今後、検討すべき重要な熱流動課題として、トリップ時の内容器内外面の温度変化、定格運転時の炉壁冷却部の自然対流及びホットプール自由液面からのカバーガス巻き込み等が挙げられる。
暦本 雅史; 安藤 将人; 近澤 佳隆; 加藤 篤志; 浜野 知治; 塩濱 保貴; 宮川 高行*; 鵜澤 将行*; 原 裕之*; 山内 和*; et al.
no journal, ,
(1)緒言: FBR次期炉における有望な概念としてナトリウム冷却炉が検討されている。この場合、現在廃止措置が進められている「もんじゅ」において、燃料交換及び燃料処理時のナトリウム中等の燃料取扱い等の運転経験にかかる実績を取得することにより有効な知見が得られることが期待できる。これら「もんじゅ」の運転経験を分析・調査することにより、FBR次期炉設計へ反映すべき項目の整理を行う。(2)燃料取扱設備に係る運転データ等の知見整理及びFBR次期炉へ反映する項目の抽出: 2.1燃料交換時間、燃料処理時間燃料交換及び燃料処理において、各運転操作に係る所要時間の実績を整理し、分析を行った結果、「もんじゅ」の設計値を大きく上回るプロセスはなく、設計時間どおりに動作していることを確認した。ここで、1体あたりの処理時間に大きな割合を占めた燃料洗浄設備の燃料洗浄工程や脱湿工程については、更なる分析を踏まえ、運用方法の見直し等による更なる短縮化を検討していく必要がある。また、気圧の変化によるガス置換時間の増加も確認され、FBR次期炉では、想定すべき低気圧を考慮した設計検討を行う必要がある。2.2燃料出入機本体に係る、グリッパ爪開閉トルク上昇の不具合、ドアバルブの全閉不良の不具合これらは、付着ナトリウムの湿分等による化合物化に伴う堆積が原因であった。FBR次期炉においてはナトリウムが堆積しにくい構造や燃料洗浄設備における湿分除去対策などについて設計検討を行う必要がある。また、メカニカルシールの摩擦抵抗の増加及び経年劣化も確認され、FBR次期炉ではメカニカルシールの摩擦抵抗低減策などについて設計検討を行う必要がある。(3)結論: 「もんじゅ」の廃止措置において得られた知見を用いて整理,分析を行い、燃料洗浄設備,燃料出入機本体の設計検討への反映項目を抽出した。FBR次期炉においても「もんじゅ」に準じた燃料取扱設備機器を使用することが想定され、これらの成果によりFBR次期炉の燃料取扱設備へ反映することで燃料交換時間短縮や不具合解消が期待できる有用な成果を得ることができた。本報告は、経済産業省からの受託事業である「令和2年度 高速炉に係る共通基盤のための技術開発事業」の一環として実施した成果である。
暦本 雅史; 浜野 知治; 塩濱 保貴; 安藤 将人*; 宮川 高行*; 原 裕之*; 山内 和*; 江田 優平*; 古賀 和浩*; 田邉 賢一*
no journal, ,
高速増殖原型炉「もんじゅ」の廃止措置の中で得られた知見をFBR次期炉の設計検討に反映するため、運転データ等の知見整理、分析を行い、FBR次期炉の燃料取扱設備への反映項目の抽出を行った。
加藤 篤志; 市川 健太*; 中田 崇平*; 近澤 佳隆; 安藤 将人
no journal, ,
タンク型ナトリウム冷却高速炉の概念検討において、自然循環除熱の活用や除熱方式の多様性確保等を考慮した崩壊熱除去系概念を構築し、原子炉トリップ後の基本的なプラント運用方針を策定した。
時崎 美奈子*; 谷 明洋*; 安藤 将人*; 小野田 雄一
no journal, ,
タンク型ナトリウム冷却高速炉(600MW[e]級出力)を対象に、運転時の異常な過渡変化(AOO)及び設計基準事故(DBA)の範疇を対象とした崩壊熱除去特性評価を行い、安全性の判断基準に照らして炉心燃料及び原子炉冷却材バウンダリの健全性を確保できる見通しを得た。また、崩壊熱除去機能に係るロバスト性確認の観点から、浸漬型DRACS単独運転時の崩壊熱除去特性評価を行い、自然循環による炉心冷却の成立見通しを得た。
