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川島 克之; 小川 隆; 大木 繁夫; 大久保 努; 水野 朋保
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00
FaCTプロジェクトでは、将来的なFBR実用時期を見据え、核不拡散性をより高めた高速炉サイクルの追求を設計目標の一つとしている。高速炉のブランケットにはPu-239の組成割合が比較的高いPuが生成される。炉心設計においては、ブランケットあるいはブランケット生成Puの取扱いを工夫することにより、内在的な核拡散要因を低減できる可能性がある。本検討では、1500MWe MOX燃料炉心において、径方向ブランケット削除炉心,低富化度MOX燃料付炉心、及びMA添加ブランケット炉心のそれぞれの核特性及び核不拡散性向上への影響について検討した。
永沼 正行; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 小竹 庄司*
Nuclear Technology, 170(1), p.170 - 180, 2010/04
被引用回数：11 パーセンタイル：59.05(Nuclear Science & Technology)FaCTプロジェクトでは、Na冷却MOX燃料炉心が主概念として選定された。本論文では、TRU組成のJSFR炉心・燃料設計への影響に着目した検討を実施した。LWRからFBRの移行時期においては、LWR使用済燃料からリサイクルされた高MA含有率の燃料がJSFR炉心に供給される可能性がある。高MA含有燃料は、炉心反応度特性,燃料物性(融点・熱伝導度),ガス生成量等を通じて炉心・燃料設計に影響を与える。そこで、これらの影響を定量的に把握するため、FBR平衡時期の組成(FBR多重リサイクル組成: MA含有率1wt%程度),移行時期の組成(LWRリサイクル組成: 代表的なMA含有率として3wt%を暫定)の2種類の組成を用いたJSFR MOX燃料炉心の設計検討を行った。結果として、FBR多重リサイクル組成からLWRリサイクル組成に変更することで、冷却材ボイド反応度は10%増加,線出力制限値は1
2%低下,ガスプレナム長は5%増加するが、TRU組成の炉心・燃料設計への影響は比較的小さいことが示された。
岡野 靖; 小林 登*; 小川 隆; 大木 繁夫; 永沼 正行; 大久保 努; 水野 朋保; 尾形 孝成*; 植田 伸幸*; 西村 聡*
JAEA-Research 2009-025, 105 Pages, 2009/10
JAEA-Research-2009-025.pdf:10.45MB
ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比較して、重金属密度が高く、そのため中性子スペクトルが硬く、中性子経済が良好であるという特性を持っている。これらの特性を活かした金属燃料炉心の設計を目指し、金属燃料仕様を幅広く検討し、ナトリウムボイド反応度や炉心圧損などの設計条件を柔軟に持たせて、高増殖,コンパクト,低インベントリ,低ボイド反応度などの種々の炉心概念を検討することを目的として、電力中央研究所と日本原子力研究開発機構との共同研究「金属燃料高速炉の炉心燃料設計に関する研究(3)」を平成19年度平成20年度にかけて実施することとなった。本報では本共同研究の成果として、(1)金属燃料仕様の設計範囲に関する検討,(2)高増殖炉心の設計検討,(3)高速増殖炉サイクル実用化研究で設計された金属燃料炉心の安全性に関する検討について実施した結果を示す。
小林 登; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 尾形 孝成*
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 3(1), p.126 - 135, 2009/00
MOX燃料と比較して、増殖比が高く炉心がコンパクトにできるなどの金属燃料炉心の長所を活かして、ブランケット燃料を装荷しない高増殖炉心の設計を行った。検討条件は8
以下のナトリウムボイド反応度,炉心高さ150cm,被覆管最高温度650
C、及びバンドル部圧損0.4MPa以下とした。燃料Zr含有率を6wt%としたとき、最終的な炉心の増殖比は1.34となった。Zr含有率を3wt%に低減することで、増殖比は1.40まで向上した。
大木 繁夫; 小川 隆; 小林 登; 永沼 正行; 川島 克之; 丸山 修平; 水野 朋保; 田中 俊彦*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 10 Pages, 2008/09
日本の高速増殖炉サイクル実用化研究開発プロジェクト(FaCTプロジェクト)においてナトリウム冷却高速炉の炉心の概念設計検討が実施されている。代表MOX燃料炉心及び金属燃料炉心は、安全性及び信頼性,持続可能性,経済性,核不拡散性において優れた性能を有している。本論文では、それら炉心の特徴を炉物理的観点から概観し、さらに最近の設計検討の進展について述べる。最近の設計検討においては、軽水炉から高速増殖炉への移行期における燃料組成変化に着目するとともに、高増殖や核不拡散性の強化といった、より高い目標を満足する炉心の柔軟性を示している。
永沼 正行; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 久保 重信*
Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.526 - 535, 2008/06
FaCTプロジェクトでは、Na冷却MOX燃料炉心が主概念として選定された。本論文では、TRU組成のJSFR炉心・燃料設計への影響に着目した検討を実施した。LWRからFBRの移行時期においては、LWR使用済燃料からリサイクルされた高MA含有率の燃料がJSFR炉心に供給される可能性がある。高MA含有燃料は、炉心反応度特性,燃料物性(融点・熱伝導度),ガス生成量などを通じて炉心・燃料設計に影響を与える。そこで、これらの影響を定量的に把握するため、FBR平衡時期の組成(FBR多重リサイクル組成:MA含有率1wt%程度),移行時期の組成(LWRリサイクル組成:代表的なMA含有率として3wt%を暫定)の2種類の組成を用いたJSFR MOX燃料炉心の設計検討を行った。結果として、FBR多重リサイクル組成からLWRリサイクル組成に変更することで、冷却材ボイド反応度は10%増加、線出力制限値は1-2%低下、ガスプレナム長は5%増加するが、TRU組成の炉心・燃料設計への影響は比較的小さいことが示された。
小林 登; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 尾形 孝成*
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05
ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比較して、重金属密度が高く、そのため中性子スペクトルが硬く、中性子経済が良好であるという特性を持っている。本研究では、これらの特性を活かした金属燃料炉心の設計を目指し、金属燃料仕様を幅広く検討し、ナトリウムボイド反応度や炉心圧損などの設計条件を柔軟に持たせて、高増殖,コンパクト,低インベントリ,低ボイド反応度,高MA変換率などの種々の炉心概念を検討することが目的である。これらの炉心概念のうち、本報では高増殖炉心について設計検討を行った。設計条件として、ボイド反応度が8以下、炉心高さが150cm以下、被覆管最高温度は650 C以下で、バンドル部圧損を0.4MPa以下とした。その結果、ブランケットなしで増殖比が1.34と得られることがわかった。
小川 隆; 小林 登; 大木 繁夫; 永沼 正行; 久保 重信*; 水野 朋保
JAEA-Research 2007-084, 63 Pages, 2008/01
JAEA-Research-2007-084.pdf:4.3MB
高速増殖炉サイクル実用化研究開発の主概念であるナトリウム冷却炉大型MOX燃料高内部転換型炉心についての2006年度の炉心・燃料設計に関する検討結果を報告する。(1)MA含有燃料を用いた炉心の検討では、高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究フェーズIIにおいて構築した大型MOX燃料高内部転換型炉心をもとに、MA含有率の高いALWR使用済燃料のTRUを用いた炉心を構築した。本検討では、燃料重金属のMA含有率を3wt%と暫定、従来概略評価にとどめていた熱特性及び燃料健全性の詳細評価を行い、設計成立の見通しを得た。(2)ブランケットへのPu添加による核不拡散性向上炉心の検討では、高速増殖炉の内的(intrinsic)な核不拡散性を向上させる一方策として、ブランケット燃料に炉心燃料用のPu(あるいはTRU)をあらかじめ添加することにより、ブランケットにおけるPuを常に原子炉級以下(
Pu同位体組成比で
18%)に保つ核不拡散性向上炉心概念を構築した。ブランケットへのTRU添加率を最大でも5wt%とすれば、軸方向ブランケット,径方向ブランケットともに、平均Pu組成を原子炉級に保つことができることを見いだした。
大木 繁夫; 杉野 和輝; 小川 隆; 相田 達也*; 林 秀行
JAEA-Research 2006-077, 86 Pages, 2006/11
JAEA-Research-2006-077.pdf:6.34MB
ナトリウム冷却MOX燃料炉心と同等の原子炉出入口温(550
C/395C)を達成可能な「ナトリウム冷却金属燃料高出口温度型炉心」の炉心・燃料設計検討を行い、実用化戦略調査研究フェーズIIの大型(1,500MWe)及び中型(750MWe)代表炉心を構築した。本炉心は、単一Pu富化度を用い、局所内部転換比を炉心燃料のすべての領域で約1.0として出力分布の時間的変動を抑制し、冷却材流量配分を最適化して原子炉出口温度を高めたものである。工学的安全係数の合理化により、大型炉心は流量領域数5、中型炉心は流量領域数8で、被覆管内面最高温度を金属燃料の制限である650C以下とすることが可能な見通しが得られた。燃料健全性,遮へい体設計も成立する見通しである。さらなる高出口温度化を目指し、制御棒挿入深度の詳細なモデル化や余剰反応度不確かさを合理化した時の被覆管内面最高温度の低減化を検討した。開発段階であるODS鋼の代替材としてPNC-FMS鋼を被覆管材に用いた炉心を検討し、原子炉出口温度が550Cより数度低下するものの成立性を見通せることを明らかにした。制御棒長寿命化の検討では、
B濃縮度の低減,B
Cペレットの細径化により、炉心燃料と同じ3サイクル寿命が可能な見通しを示した。
稲葉 良知; 文沢 元雄; 菱田 誠; 小川 益郎; 有富 正憲*; 神前 康次*; 桑原 信一*; 野村 眞一*; 小坂 伸一*; 小林 繁鋪*; et al.
JAERI-Tech 96-019, 122 Pages, 1996/05
本来核エネルギーの持つ大きな可能性を、長期的な世界のエネルギー需給において現実に利用可能なものとしていくために、核熱利用の様々な可能性を具体的な利用システムとして構築していく必要がある。本検討では、資源としては豊富に存在するが、取り扱う物量や環境影響という点で最も大きな問題を抱えている石炭と、物量という点で最もコンパクトな原子力を組み合わせたシステムの可能性について重点的な考察を行った。まず石炭の改質技術の最近の開発状況について、石炭ガス化技術開発の立場から検討した。また高温核熱と石炭改質を組み合わせたシステムを比較・検討し、このようなシステムを総合的に評価するモデルの開発を行った。さらに、核熱利用と化学原料製造の関係や開発途上国等での核熱利用の開発状況を調査した。そしてこれらにより、核熱利用システムの有用性を示した。
溝口 忠憲*; 岡崎 隆司*; 藤沢 登; 阿部 哲也; 平山 俊雄; 一木 繁久*; 川村 孝*; 小出 芳彦; 水内 亨*; 毛利 明博*; et al.
JAERI-M 88-045, 126 Pages, 1988/03
本報告書はIAEA主催INTORワークショップ、フェーズIIA、パート3における日本報告書の第3章に相当するものである。
Sb西村 和明; 小川 繁; 土屋 俊男
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(8), p.546 - 552, 1979/00
被引用回数：2天然のSbをJRR-3で283.5時間照射し、1回および2回の(n,
)反応により、Sb(T
=60.3日)および
Sb(T=2.77年)が作られた。3.5年の冷却期間の後、照射されたSbの線スペクトルを50ccの同軸型Ge(Li)検出器で測定して、両者の放射能比を求めた。この比がSb(T==60.3日)の熱中性子捕獲断面積に関係することから、Sbの原子炉中性子捕獲断面積を求め、17.4
2.8,17.42.5barnsとなった。両者の放射能比は、測定された線スペクトル中の2つの光電子ピーク:E
=428keV(Sb)とE=1.691MeV(Sb)、の生成量から解析された。試料を照射した熱中性子束は、
Coの1.333MeVの光電子ピークの生成量から推算され、(4.920.38)
10n/cm・secであった。CoはSb試料中に含まれていた不純物のCoが放射化されたものである。
葛西 峯夫; 小川 繁
日本原子力学会誌, 14(10), p.549 - 558, 1972/00
原子炉シミュレータは,原子炉の特性解析や運転訓練に有用であるが,これを設置するには巨費を要する。しかし,教育訓練用として,原子炉の基本的特性を理解させることを目的とするならば,小型,低廉な装置でもかなり効果をあげることができる。
佐藤 嘉彦; 佐藤 宗一; 稲野 昌利; 木村 新太*; 三宅 淳巳*; 小川 輝繁*
no journal, ,
硝酸とヒドラジンの混合時及び混合後の溶液における発熱挙動を反応熱量計及び示差走査熱量計にて測定し、混合時における発熱量と硝酸量との関係、混合後の溶液における反応機構にかかわる検討を行った。
小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保
no journal, ,
「高速増殖炉サイクルの実用化戦絡調査研究」におけるナトリウム冷却酸化物燃料炉心の設計検討は、多重リサイクルTRU組成を基本として、MA含有率の高い軽水炉使用済燃料から回収したTRUを用いた場合の炉心特性への影響についても評価を行ってきた。本発表は、FBR実用炉に対する設計要求としてMA含有燃料の受け入れが明確化したことに対応して、軽水炉使用済燃料のTRU組成をもとに設定した設計検討用のTRU組成を条件(燃料MA含有率3wt%)として行った大型酸化物燃料炉心の設計検討について報告するものである。MA含有燃料を用いた炉心の仕様は、多重リサイクルTRU組成を条件として構築した「高速増殖炉サイクルの実用化戦絡調査研究」フェーズII代表炉心の上部軸ブラ厚さと下部ガスプレナム長さを変更したのみであり、炉心特性はすべての設計条件を満足しており増殖比1.1、全炉心取出平均燃焼度93GWd/t、運転サイクル長さ26.3か月、ボイド反応度5.7、ドップラ係数-4.5E-3%Tdk/dTである。
小川 隆; 小林 登; 永沼 正行; 大木 繁夫; 水野 朋保
no journal, ,
「高速増殖炉サイクル実用化研究開発」(FaCT)では、ナトリウム冷却金属燃料高出口温度型炉心が副概念として選定された。高出口温度型は、炉心をPu富化度1領域,重金属密度2領域の構成とし、時間的及び空間的な出力変動を抑制することにより原子炉出口温度の高温化を図る概念であり、「高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究」(FS)で構築した炉心は、原子炉出口温度がナトリウム冷却酸化物燃料炉心と同じ550Cであり、20か月以上の長期運転サイクルが可能となっている。しかしながら、金属燃料を用いた高出口温度型炉心では酸化物燃料炉心に比較して、冷却材温度係数が大きくドップラ係数の絶対値が小さく、ULOF事象におけるSASSの有効性確保が課題となっている。本発表は、安全性向上を主眼に冷却材温度係数(ナトリウムボイド反応度)の低減を図ったナトリウム冷却大型金属燃料高出口温度型炉心の検討について報告するものである。構築した炉心は、燃料ピンの太径化による冷却材体積比と炉心高さの低減によりナトリウムボイド反応度がFSフェーズII代表炉心に比較して約20%低減されており、運転サイクル長さ,取出平均燃焼度等の性能は同等となっている。
小林 登; 小川 隆; 永沼 正行; 大釜 和也; 大木 繁夫; 水野 朋保
no journal, ,
金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比較して、ボイド反応度が大きくドップラ係数の絶対値が小さい傾向がある。これらの反応度特性を改善することを目的として、炭化ケイ素SiCを減速材として炉内に装荷し中性子スペクトルを軟化した炉心を新たに考案して、その核熱設計を実施し、金属燃料炉心の反応度特性及び炉心性能が向上した金属燃料炉心が成立する見通しを得た。
大木 繁夫; 小川 隆; 小林 登; 永沼 正行; 水野 朋保; 久保 重信*
no journal, ,
高速増殖炉サイクルの実用化研究開発(FaCT)においては、持続的かつ恒久的にエネルギーを確保するための「資源有効利用性」と地球生態環境との一層の調和を図るための「環境負荷低減」が目標として挙げられており、TRUの燃焼が炉心・燃料設計に対する設計要求の1つとなっている。このことから、FaCTの炉心・燃料設計検討では高速増殖炉でリサイクルした平衡TRU組成(高速炉多重リサイクルTRU組成)を設計標準として用いるとともに、軽水炉使用済燃料から回収したMAを含むTRUの炉心・燃料設計への影響評価を行ってきた。本報では、前報で設定した軽水炉使用済燃料回収TRUを用いたナトリウム冷却大型酸化物燃料炉心(高内部転換型炉心)の基本仕様に基づき、炉心核熱設計及び燃料健全性評価を行い、設計成立性の見通しを評価した結果を示す。
小林 登; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 尾形 孝成*
no journal, ,
液体ナトリウム冷却金属燃料炉心の良好な中性子経済,硬い中性子スペクトル,高い重金属密度などの特性を活かした魅力ある炉心を検討している。その候補概念の一つである高増殖炉心について、燃料組成及び熱流力的な成立性も考慮して設計した。Pu富化度2領域炉心でワイヤ径を0.90mm、集合体数を765体とすることでブランケットなしで増殖比が1.34と得られることがわかった。
大木 繁夫; 小川 隆; 小林 登; 永沼 正行; 水野 朋保
no journal, ,
高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)の一環として、軽水炉から高速増殖炉への移行期に用いる可能性のある増殖比1.2程度の高増殖炉心を検討した。増殖比1.031.1の高内部転換型炉心と同一のプラントで使用可能な基本炉心仕様を明らかにした。
