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論文

原子炉出口温度高温化に適合するナトリウム冷却金属燃料炉心の検討

山館 恵; 杉野 和輝*; 水野 朋保*

サイクル機構技報, (18), p.29 - 38, 2003/03

Na冷却炉において、炉心内のPu富化度を1種類とし、燃料ピン径の変更により径方向出力分布を平坦化する金属燃料炉心概念を検討した。燃焼による出力分布の変動が小さくなるという熱設計上の利点が得られ,冷却材出入口温度を酸化物燃料炉心と同程度にする高温プラントの成立が見込まれる。

論文

ADVANCED MATAL FUELCORE DESIGN STUDY OF SODIUM COOLED REACTORS IN CURRENT FRASIBILITY STUDY ON COMMERCIALIZED FAST REACTOR CYCLE SYSTEMS IN JAPAN

水野 朋保; 山館 恵

Proceedings of 2003 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '03), P. 3330, 2003/00

Na冷却金属燃料炉心について、Pu富化度1種類、ピン径3領域の炉心を構築しその核熱性能を解析評価した。この炉心構成により径方向出力ピーキングが低減し、また、本概念のピン間ギャップが大きくグリッドスペーサであることを利用してバンドル内の流路断面積分布と流量分布を制御することにより、金属燃料でも出口温度550度の達成の可能性があることを示し、金属燃料の実用化概念候補として魅力を示した。

報告書

ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討; 酸化物燃料炉心

山館 恵; 山口 浩之; 永沼 正行; 水野 朋保; 高木 直行

JNC TN9400 2002-065, 131 Pages, 2002/12

JNC-TN9400-2002-065.pdf:8.23MB

FBRサイクル実用化戦略調査研究フェーズIIの初年度である2001年度におけるナトリウム冷却酸化物燃料炉心の炉心・燃料設計についての検討成果を報告する。(1)大型炉(出力1,500MWe)・ABLE型燃料集合体を用いた均質炉心では、燃料サイクルコスト低減の観点からプランケットも含めた実効取出平均燃焼度の向上を目指して検討した。燃料仕様の見直し、径方向ブランケットの削減(2層$$rightarrow$$1層)等により実効取出平均燃焼度は63GWd/tから77GWd/tまで向上できた。・内部ダクト付き集合体を用いた炉心概念では、内部ダクト膨れ量の評価に基づき内部ダクトの肉厚を設定して検討した。その結果から、ABLE型集合体概念に比べた核特性の低下度合いは燃焼反応度で0.6%$$Delta$$k/kk'程度であることがわかった。・径方向非均質炉心では、実効平均燃焼度の向上と同時に熱特性の改善を目指して内部ブランケットをシャフリングする概念を取り入れた。これにより、増殖比が高いという核特性の優位性が若干薄れる結果となったが、実効平均燃焼度が56GWd/tから80GWd/tまで向上するとともに熱特性を改善できる炉心の成立見通しが得られた。(2)中型炉(出力500MWe)・魅力ある炉心概念検討の一環として太径ピンを用いた高内部転換型の炉心概念を検討した。その結果、炉容器径の制約条件を10%程度緩和できれば、径方向ブランケットなしで実効平均燃焼度100GWd/t以上で増殖比1.05程度の長期運転サイクル炉心を構築できる可能性があることがわかった。

報告書

中型炉概念創出WG活動報告書

島川 佳郎; 大島 宏之; 岡野 靖; 久保 重信; 神山 健司; 水野 朋保; 山館 恵

JNC TN9400 2001-107, 147 Pages, 2001/11

JNC-TN9400-2001-107.pdf:5.26MB

実用化戦略調査研究では、フェーズIにおける検討の結果、ナトリウム冷却炉の有望概念として電気出力1500MWeの大型炉(ツインプラント)及び500MWeの中型モジュール炉(6モジュールプラント)が選定された。経済性評価の結果20万円/kWeという建設コスト目標をクリアできる見通しが得られている。しかしながら中型モジュール炉の建設コストは大型炉に比べ割高であることから、さらなる合理化の必要性が指摘され、フェーズIIにおいて検討されることとなった。それに向けてJNCとして中型モジュール炉の合理化アイデアを創出・検討する場として中型炉概念創出WGが組織された。本WGでは、数多くの新たなる合理化アイデアの抽出、分類、整理及び検討を行うだけでなく、実用化時代の高速炉の設計のために今後特に議論が求められる重要検討項目についても集中的な検討を行っている。本報告書は本WGの活動の成果をまとめたものである。

報告書

ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討 -再臨界回避型酸化物燃料炉心の検討-

山館 恵; 佐々木 誠; 黒澤 典史*; 坂下 嘉章*; 永沼 正行

JNC TN9400 2001-113, 219 Pages, 2001/09

JNC-TN9400-2001-113.pdf:10.46MB

中長期事業計画を受けて、平成11年7月から本格的に開始されたFBRサイクル実用化戦略調査研究フェーズIでは、平成12年度までの2年間に亘り多様な FBRサイクルシステムの技術選択肢について検討を実施した。本報告書は、これらの技術選択肢の内、ナトリウム冷却酸化物燃料炉心の炉心・燃料設計についての検討成果を報告するものである。主な成果を以下に示す。(1)Na冷却大型及び中型酸化物燃料炉心における再臨界回避と増殖性確保が両立可能な概念として、軸ブランケット一部削除型径方向非均質炉心が有力候補のひとつであるが、熱設計成立性を見通すためには、詳細検討が必要である。(2)Na冷却大型酸化物燃料炉心において内部ダクト付き集合体を用いた場合、均質炉概念では増殖性の確保が困難であるが、径方向非均質炉心概念との組合せで解決できる可能性がある。(3)遮蔽特性検討の結果、大型炉心、中型炉心のいずれの場合でも、ZrH遮蔽体を用いることにより、径方向遮蔽体の層数は径方向ブランケットあり炉心では2層、径方向ブランケットなし炉心では3層で成立する見通しである。

報告書

炉心核設計における燃料サイクルとの整合性検討(研究報告)

山館 恵; 佐々木 誠; 黒澤 典史*; 坂下 嘉章*; 永沼 正行

JNC TN9400 2001-112, 174 Pages, 2001/09

JNC-TN9400-2001-112.pdf:8.09MB

FBRシステム実用化戦略調査研究フェーズIにおいて、実用化炉心・燃料候補となっている複数の炉心概念を対象に、炉心核設計と燃料サイクルとの整合性検討として、先進リサイクルで想定される燃料組成変動時の核特性への影響、燃料仕様変更による核特性への影響等を検討した。主な成果を以下に示す。 (1)先進リサイクルで想定される種々のTRU組成及び随伴FPの混入を考慮した燃料組成を用いた炉心核特性への影響は比較的小さく、設計対応が可能な範囲である。 (2)酸化物燃料を対象とした燃料仕様変更の核特性への影響を検討した結果、スミア密度を80%まで低くすると、増殖比低下の影響が最も大きく、径方向非均質炉でも増殖比1.2%を下回る可能性がある。(3)核拡散抵抗性に関連して、取出し時に高品位プルトニウムが生成されている径ブランケット燃料集合体への接近性について検討した。その結果、径方向ブランケット燃料集合体は取出し後5年経過後でも、これを線源とした空間線量当量率が大きいため通常の再処理プラントと同様の厳重な遮蔽と遠隔操作での取り扱いが必要であることがわかった。

報告書

共同研究報告書 金属燃料高速炉の炉心燃料設計に関する研究(平成12年度)

太田 宏一*; 尾形 孝成*; 横尾 健*; 池上 哲雄; 林 秀行; 水野 朋保; 山館 恵

JNC TY9400 2001-015, 40 Pages, 2001/03

JNC-TY9400-2001-015.pdf:1.62MB

核燃料サイクル開発機構と電気事業者が共同で実施している「FBRサイクル実用化戦略調査研究」では、将来のFBR実用化に向けて、最も適当なFBRシステムを明確化するために、従来からの酸化物燃料の他、金属などの新型燃料サイクルについても比較検討を行うことになっている。その一環として、本研究では実用炉クラスを想定した金属燃料FBRの炉心核熱流力設計および燃料健全性評価を行い、達成可能な性能を明らかにするとともに、他の燃料形態との比較評価を行うことを目的としている。(1)炉心特性評価スケールメリットやサイクルコスト低減による経済性の向上を図った大型高燃焼度金属燃料炉心(1,500MWe級、150GWd/t)の核熱流力設計を行い、その炉心特性について以下の点を明らかにした。・通常の均質炉心によって、酸化物燃料炉心では難しい30年を下回る複合システム倍増時間が達成できる。またナトリウムボイド反応度は8-10$程度(炉心損傷事故時における即発臨界防止の目安制限値以下)に収まり、酸化物燃料炉心と同等の安全性が確保できる。・径方向非均質炉心の場合にはボイド反応度を5$程度に低減できることから、炉心損傷事故に対して十分な余裕が確保される。ただしプルトニウム富化度が増大するため、倍増時間は長期化する。(2)燃料健全性評価大型均質炉心において最大燃焼度が200GWd/tに達し、照射条件が最も厳しいと考えられる燃料要素の健全性評価を行い、以下の点を確認した。・燃料挙動解析の結果、様々な不確かさを保守側に仮定した場合にも燃焼末期までクリープ破損を防止することが可能であり、通常運転時の健全性が確保される。・過渡時には金属燃料特有の「液相形成に伴う被覆管内面浸食」が起こり得る。しかし、本解析の結果、設計基準事象において推測される数百秒以内の被覆管過熱状態の継続時間では液相浸食が被覆管健全性に与える影響は小さいことが分かった。即ち、過渡時の健全性確保の観点からは液相浸食対策は必要ないと言える。

報告書

炉心・燃料(燃料形態)の技術検討書 -平成12年度報告-

池上 哲雄; 林 秀行; 佐々木 誠; 水野 朋保; 山館 恵; 高木 直行; 黒澤 典史

JNC TY9400 2001-011, 493 Pages, 2001/03

JNC-TY9400-2001-011.pdf:20.55MB

中長期事業計画を受けて、平成11年7月から本格的に開始されたFBR実用化戦略調査研究フェーズIでは、平成12年度までの2年間に亘り多様なFBRプラントの技術選択肢について検討を実施した。調査研究フェーズIを推進するに当たり、5つの観点(1)安全性、2)経済性、3)資源有効利用、4)環境負荷低減、5)核不拡散)から開発目標を設定している。これら5つの観点を視野に置き、各種冷却材、燃料形態及び炉心出力規模の組み合わせについて幅広く調査・解析・検討を加え、炉心・燃料特性を把握・比較評価した。これらの結果に基づき、フェーズIIの研究・開発計画を明らかにし、実用化炉心・燃料候補を選定するためのデータベースを構築した。本報告書は、フェーズI最終報告としてまとめたものである。主な成果を以下に示す。(1)各冷却材毎に燃料形態の比較評価を行い、有望な燃料形態として、Na冷却炉心では酸化物と金属燃料、重金属冷却炉心では、金属と窒化物燃料、炭酸ガス冷却では酸化物と窒化物燃料、Heガス冷却炉心では窒化物燃料を抽出した。(2)Na冷却大型酸化物燃料炉心における再臨界回避と炉心核的性能の両立可能な概念として、軸ブランケット一部削除型径方向非均質炉心が有力候補のひとつである。(3)Pb-Bi自然循環冷却中型炉心の場合、酸化物燃料では実用化目標のうち、燃焼度と増殖比の両者を同時に達成することは難しい。(4)炭酸ガス冷却炉心の場合、Na冷却炉心とほぼ同等の炉心核的性能が得られる。(5)ガスタービンによる直接発電を可能とする原子炉出口温度850$$^{circ}C$$を目標にしたHe冷却密封ピン型燃料炉心については、窒化物燃料にて実用化目標達成の可能性がある。(6)同じく原子炉出口温度850$$^{circ}C$$でスクラム失敗を伴う事故時にも燃料溶融を回避することを目標にしたHe冷却被覆粒子型燃料炉心については、窒化物燃料にて燃焼度10万MWd/t、増殖比1.1達成の可能性がある。(7)FBRサイクルのみならずプルサーマル等の軽水炉サイクルを含めた燃料サイクルとして想定される種々のTRU組成及び低除染燃料の高速炉炉心核的性能への影響は小さい。

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