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今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.
JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01
JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB
世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月
平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。
三島 嘉一郎*; 齊藤 正樹*; 永田 敬*
日本原子力学会誌ATOMO
, 52(9), p.536 - 552, 2010/09
本連載の第1回は「加速する高速炉開発:2020年に商用炉の運転開始」と題して主要国で活発化している開発計画を中心に紹介した。今回は、各国が開発に力を注いでいるナトリウム冷却高速炉とその関連する核燃料サイクルについて、2009年12月にIAEA主催で開催された高速炉システム国際会議(FR09)の発表内容を中心に、その前後の情勢も含めて紹介する。ロシアは、これまでのナトリウム冷却炉の豊富な経験、今後に向けては多目的ナトリウム実験炉の建設、安全性向上や高速炉サイクルのプラットフォーム計画など、充実した技術基盤をアピールしている。インドは、燃料形態の変遷、原子炉と併設で建設している核燃料サイクル施設、高増殖を確保するための金属燃料への工夫など、独自技術での開発を目指している。中国は、今年7月に初臨界を達成した高速実験炉で経験を積むとともに、ロシアなどとの技術協力を進めつつある。高速炉システムの設置計画は明確に定まっていないが、開発実績があり影響力の大きい米国の動向も注目すべきところである。一方、韓国,フランス、及び我が国は、将来展望において多くの共通点を持っている。
永田 敬; 水田 俊治; 名倉 文則
エネルギーレビュー, 29(5), p.11 - 14, 2009/05
高速増殖炉(FBR)は、高速の中性子を利用し、天然ウラン中に99.3%含まれる核分裂しないウラン238を核分裂するプルトニウム239に効率よく変換することでウラン資源の利用効率を飛躍的に高め、消費した以上の燃料を生み出すいわゆる増殖により、1000年規模のエネルギー源になりえると期待されている。エネルギー資源の乏しい我が国において、FBRの開発に取り組むことは、我が国のエネルギー安定供給に大きく貢献するものである。FBRのもう一つの優れた特長は、使用済燃料に含まれる半減期の長い放射性物質(マイナーアクチニド(MA))を効率的に核分裂させ燃料として利用できることである。MAをFBRサイクル内に閉じ込めることで、高レベル放射性廃棄物の発熱量を低減し発電量あたりの発生量を低減できるだけでなく、潜在的な有害度を低減させることが期待されている。このようなFBRサイクルの特長から、国は2006年3月に定めた第三期科学技術基本計画において、FBRサイクル技術を国家基幹技術の一つに指定し、今後我が国の総力をあげて推進することにしている。
永田 敬; 一宮 正和; 船坂 英之; 水田 俊治; 名倉 文則
日本原子力学会誌ATOMO, 51(4), p.234 - 238, 2009/04
高速増殖炉(FBR)サイクルは、限りあるウラン資源を有効利用し地球環境保全にも適合し、持続的な社会を支える枢要技術である。この技術の基盤となる次世代原子炉とサイクル研究開発について、これまでの経緯,開発の現状及び今後の展望について紹介する。
石川 眞; 永田 敬; 近藤 悟
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
本報告は、日本の高速炉サイクル技術開発プロジェクト(FaCT)における均質アクチニドリサイクルのシナリオを要約したものである。最初に、日本における核エネルギー政策を簡単にレビューする。続いて、すべてのマイナーアクチニド(MA)核種をリサイクルする日本の基本計画を述べる。この目的は、ウラン資源の効率的な利用,環境負荷低減,核不拡散能力の増加にある。次に、MAを装荷した高速炉に関する炉物理研究の成果をまとめる。さらに、将来の高速炉平衡サイクル社会において、すべてのMAをリサイクルすることが、実現可能であることを示すために、FaCTプロジェクトの中で行ってきた設計研究の結果をまとめる。最後に、MAリサイクルを実現するための日本及び国際協力による研究開発計画を紹介する。
永田 敬
保全学, 5(3), p.87 - 90, 2006/10
高速増殖炉開発に携わってきた者として、その重要性が改めて社会的に認知され、研究開発の促進が図られようとする現状は大いに歓迎するところであるが、その一方、社会は大きく変化しており、その変化に対応して研究開発の進め方をこれまでとさまざまな点で変えていく必要がある。その1つが立地地域とのかかわりである。原子力事業に携わる者として、地域社会とコミュニケーションを密にとりつつ、こうした活動を重視しながら、研究開発を進めていきたいと考えている。
原 広; 永田 敬; 青山 卓史; 鈴木 惣十; 永田 敬
Proceedings of 14th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-14), 0 Pages, 2004/00
21世紀のFBR実用化のための照射試験炉として「常陽」を新生させる高度化計画(MK-III計画)により、MK-II炉心に比べて高速中性子束を1.3倍に増加させ、これに伴って1.4倍に増加した原子炉熱出力に対応するよう炉心・冷却系を改造した。また、燃料取扱設備・機器の遠隔自動化と集中制御化に伴う燃料交換手順の合理化や定期検査期間の短縮等による稼働率の向上とともに、多種多様な照射ニーズに応えられるよう照射技術及び照射条件評価法の高精度化を図った。今後、「常陽」MK-III炉心をFBRサイクルの実用化に不可欠な燃料・材料照射及び要素技術の実証の場として活用し、2015年頃まで主として、FBRサイクルの経済性向上、環境負荷低減、安全性向上等の技術に関する研究開発を進めていく。これらの成果は、FBRサイクルの実用化技術開発はもとより、もんじゅ炉心・燃料の高性能化にも反映していく。
森 薫満; 榊原 安英; 西田 優顕; 近藤 敦哉; 永田 敬
ProVISION, Fall(39), p.30 - 37, 2003/00
技術情報Gr.では、平成10年度よりライセンスフリーでオープンソースのLinuxOSに着目し、当該OSを用いた敦賀本部における各種業務支援システムの構築に取組んでおり、現在、約30種のシステム構築・運用実績を有している。本件は、日本アイ・ビー・エム株式会社の機関誌において、日本初の機能を実現化した双方アクティブ分散クラスタ型文書共有サーバを事例として、構築に係る設計概念等ノウハウおよびAutnomic Computing(自己管理機能)を目指した遠隔によるシステム管理技法について発表するものである。
永田 敬; 永田 敬
Russian Forum for Science and Technology FAST NEUT, 0 Pages, 2003/00
資源の有効利用の観点から、日本のエネルギー政策は究極的な最終目標として、核燃料サイクルの確立を目指している。その中で我が国は、この目標を達成すべく、キーテクノロジーとして高速炉技術の開発を進めてきた。本報告では、実験炉「常陽」、原型炉「もんじゅ」の現状、現在実施している実用化戦略調査研究等について述べる。
月森 和之; 岡田 純二; 岩田 耕司; 永田 敬
Nuclear Engineering and Design, 157(1-2), p.65 - 79, 1995/07
被引用回数：16 パーセンタイル：80.82(Nuclear Science & Technology)高速炉の容器や配管は基本的に薄肉構造であるため地震時の座屈の防止に対する配慮が重要な問題となる。特にFBR大型炉炉容器については、せん断曲げ座屈強度を適切に評価する必要がある。そこで、本研究では、薄肉円筒殻試験体を用いたせん断曲げ座屈試験及びFINASを用いたシミュレ ーション解析を実施しせん断曲げ座屈挙動の特徴を調べるとともに、座屈強度評価に対するFEM解析の適用性を検討した。さらに、円筒殻のせん断 及び曲げ座屈強度に及ぼす塑性の影響をGerardの方法に従い理論的に導くことにより塑性座屈簡易評価式を開発し、試験結果及びFEM解析結果を用いて検証した。以下に、本研究で得られた主な成果を示す。(1)試験体の初期形状及び材料特性を適切にモデル化することにより、FEM結果は試験結果と良く一致した。(2)座屈強度に及ぼす塑性及び初期形状不整の影響
高橋 啓三; 永田 敬; 内藤 明礼
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), p.1871 - 1984, 1995/00
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中大路 道彦; 一宮 正和; 向坊 隆一; 前田 清彦; 永田 敬
PNC TN9410 94-173, 34 Pages, 1994/05
大洗工学センター技術開発部プラント工学室では、平成2年度から4年度にかけヘッドアクセス式ループ型プラントの設計研究を実施した。当初、プラントの出力を60万kWeとし、プラント概念を構築するとともに、プラントの簡素化・合理化のために新規概念を考案した。それらは、出入口配管接続ノズルを持たない単純な形状の原子炉容器、中間熱交換機に片持ち支持される逆L字型ホットレグ配管による短縮された一次系主配管、熱遮蔽板と液位制御を組み合わせた簡素な炉壁保護構造、管内に一次側冷却材を流しコンパクト化を計った中間熱交換器などである。60万kWeプラントの設計研究で上記新概念の成立見通しおよびプラント合理化の可能性を得た。引き続き新概念の大型化への外挿性を130万kWe級プラントを対象として検討した結果、充分な可能性がある事が分かった。本報告書は、フランスとの技術協力協定に基づきCEAに開示するために、上記4年間のヘッドアクセス型プラントに関する設計研究の概要を纏めたものである。
山下 卓哉; 永田 敬
PNC TN9410 94-062, 36 Pages, 1994/01
各国で開発が進められているクリープ疲労損傷評価法の評価精度を比較するために、動燃で実施された高速炉構造用SUS316鋼(SUS316FR鋼)溶接継手試験体のクリープ疲労試験結果がベンチマーク問題として設定された。本報、弾性解析結果に基づいて実施したSUS316FR鋼溶接継手試験体のクリープ疲労損傷評価結果についてまとめたものである。クリープ疲労損傷評価の対象部位として平滑部が設定されたが、溶接部についても動燃で提案している簡易評価手法を適用し評価を行った。計算されたクリープ疲労損傷値は、平滑部が1.06、溶接部が1.87である。評価結果と試験で得られたき裂の発生状況と比較すると、動燃が提案しているクリープ疲労損傷評価法の精度は、従来のSUS304鋼に対する評価精度と同等か幾分保守性になっており、SUS316FP鋼に対しても十分適用できるものと思われる。
田中 信之; 若井 隆純; 石崎 公人; 菊池 政之; 渡士 克己; 永田 敬
PNC TN9410 93-220, 112 Pages, 1993/09
本報は、内面にナトリウムによる繰返し熱過渡を受ける9Cr系鋼製周溶接付き円筒型供試体の熱疲労き裂発生試験を対象とした実測温度データによる熱応力解析とクリープ疲労損傷計算の結果を示した報告書である。本報で評価対象とする供試体は、板厚20MM、15MM、および1-の3種の板厚の円筒母材部からなり、それぞれの円筒部には2本づつの周方向の溶接継手が含まれている。現在、このような供試体内部に 550
と 300のナトリウムをそれぞれ5分づつ交互に流入させる条件で、熱過渡サイクル数9000回を目標に繰返し熱過渡試験を実施中である。本報ではまず有限要素法による弾性熱応力解析を汎用非線形構造解析コードFINASを用いて行い、この結果に基づいて設計基準の有する安全係数を取り除いた正味ベースのクリープ疲労損傷計算を、オーステナイト系ステンレス鋼である(SUS304)に対して開発した寿命予測法(TTSDS)を用いて実施した。伝熱・応力解析および損傷計算の材料定数には暫定的に材料室が定めた定数を採用した。この結果、現在計画している試験熱過渡サイクル 000回において、板厚20MM、15MM、および10MMの一般円筒母材部でのクリープ疲労損傷値はそれぞれ、約 1.1、 0.5、0.15となり、厚肉部ではある程度のき裂進展が、中間板厚部では初生段階のき裂の存在が、薄肉部ではき裂発生に至っていないことがそれぞれ予測された。一方、溶接継手部のき裂発生寿命予測については現時点では充分なデータが得られていないのが現状であるが、従来のオーステナイト系ステンレス鋼の溶接継手の場合と同程度のひずみ集中係数が適用できるとすると、厚肉部および中間板厚部の溶接継手ではある程度のき裂進展が、薄肉部の溶接継手では初生段階のき裂の存在がそれぞれ予測された。
田中 信之; 若井 隆純; 石崎 公人; 菊池 政之; 渡士 克己; 永田 敬
PNC TN9410 93-209, 115 Pages, 1993/09
本報は、内面にナトリウムによる繰返し熱過渡を受ける高速炉構造用SUS316鋼製周溶接付き円筒型供試体の熱クリープ疲労き裂発生試験を対象とした熱応力解析とクリープ疲労損傷計算の結果を示した報告書である。本報で評価対象とした供試体は、内径53.5mm、板厚20mm、長さ350mmの円筒形状モデルであり、円筒中央部には周方向の溶接継手が含まれている。このような供試体内部に550と300のナトリウムをそれぞれ5時間と1時間づつ交互に流入させる条件で、熱過渡サイクル数1600回までの繰返し熱過渡試験を実施し、溶接部および一般母材部にき裂の発生を確認している。本報ではまず有限要素法による弾性熱応力解析を汎用非線形構造解析コードFINASを用いて行い、この結果に基づいて設計基準の有する安全係数を取り除いた正味ベースのクリープ疲労損傷計算を、同種のオーステナイト系ステンレス鋼であるSUS304に対して開発した寿命予測法(TTSDS)を用いて実施した。伝熱・応力解析および損傷計算の材料定数には暫定的に材料開発室が定めた定数を採用した。この結果、試験熱過渡サイクル1600回において、板厚20mmの一般円筒母材部でのクリープ疲労損傷値は約1.2となり、これまでのSUS304の実績からある程度のき裂進展が生じうることが推定される。一方溶接継手部のき裂発生寿命予測については現時点では充分なデータが得られていないのが現状であるが、従来のSUS304鋼の溶接継手の場合と同程度のひずみ集中係数が適用できるとすると、厚肉部の溶接継手でも同程度以上のき裂進展が推定される。これらの推定は実際に供試体に観察されたき裂の存在と矛盾しておらず、SUS304鋼で開発した手法の材料特性データをSUS316鋼のものに置き換えることにより、妥当な評価が行える見通しが得られたと考える。
笠原 直人; 根岸 仁; 永田 敬; 岩田 耕司
PNC TN9410 93-222, 220 Pages, 1993/03
高速炉機器の構造不連続部におけるクリープ疲労強度はしばしば構造設計の限定要因となる。これは高温運転条件による材料の塑性・クリープ挙動が、構造不連続部に対してひずみ集中や応力緩和速度の低下をもたらし、その結果クリープ疲労損傷を増大させるからである。こうした非弾性挙動を考慮するために"もんじゅ"用の構造設計基準では、ひずみ集中と応力緩和の両者を統一的に扱える弾性追従モデルを用いている。しかしすべての構造に対し単一の弾性追従モデルを適用するのは難しいことが知られており、"もんじゅ"の基準では、保守的に設計係数を定め、さらに米国の基準等で使用されているNeuber則を併用した。一方、高速炉の実用化には安全性と経済性の両立が求められるため、より精緻な評価法が求められている。このため本研究では構造物の局所的挙動から総体的挙動までを弾性追従モデルで統一的に精度良く記述できる一般化弾性追従モデルを開発した。弾性追従モデルを一般化する上で最も工夫した点は、基本的な弾性追従モデルを複数用いた組合わせ弾性追従モデルの考案であり、このモデルにより応力再配分の生じる構造に対しても弾性追従概念が適用できるようになった。弾性追従の基本モデルとしては材料の非線形特性を表すために、n乗則モデルを採用した。さらに、一般化弾性追従モデルと別途開発を行っている弾性追従パラメータを用いて、構造不連続部ならびに溶接継手に対するクリープ疲労設計評価法を提案した。提案した評価法は、大洗で実施した構造物熱過渡強度試験データと詳細非弾性解析結果により検証を行った。また提案手法により設計試評価を行ったところ、"もんじゅ"の方法より設計許容応力が大幅に高められるという結果が得られた。
岩田 耕司; 今津 彰*; 和田 雄作*; 永田 敬
Nuclear Engineering and Design, 138(3), p.269 - 282, 1992/12
被引用回数：1 パーセンタイル：17.26(Nuclear Science & Technology)もんじゅ用の高温構造設計方針が作成されて以来,最近までに動燃事業団において得られた高温構造設計法開発の主要な成果をレビューした。内容は新構造材料(高速炉構造用改良SUS316,改良9Cr-1Mo),特定構造(ベローズ,管板)設計評価法,構造解析法,構造強度評価法の最近の成果を論じている。
町田 秀夫; 若井 隆純; 青砥 紀身; 永田 敬
PNC TN9410 93-051, 44 Pages, 1992/11
本資料は、もんじゅ計画課の依頼を受けて大口径ナトリウム配管の不安定破壊挙動に関する技術的知見を取りまとめたものである。検討項目とその概要は以下のとおりである。(1)オーステナイト系ステンレス鋼(SUS304)の不安定破壊挙動SUS304の不安定破壊は、正味応力概念により評価できる。(2)不安定破壊に及ぼす照射効果もんじゅ1次主冷却系コールドレグ配管の高速中性子照射量は、10の17乗n/cm2乗程度以下であり、不安定破壊に対する材料強度はこの領域では低下しない。(3)不安定破壊に及ぼす経年劣化の効果経年劣化により不安定破壊条件が大幅に変化することはない。(4)溶接部の不安定破壊強度溶接部の不安定破壊強度は、母材と同程度の大きさになる。(5)不安定破壊評価荷重もんじゅでは、配管の熱膨張応力が変位制御型の応力であることを確認した上で、不安定破壊評価荷重から除外している。また、地震による応力は、不安定破壊評価荷重から除いているが、これを保守的に内圧による応力と重ね合わせても、不安定破壊限界に対して十分に余裕が有る。(6)き裂進展解析プログラムFRAMSAP5の妥当性FRAMSAP5の解析機能は、き裂進展試験結果を用いて検証されている。(7)貫通時の欠陥長さ貫通き裂の長さは、膜応力成分を全く含まない純曲げ応力負荷条件で最大となり、また、その大きさは板厚の12倍程度となる。
村松 壽晴; 一宮 正和; 山口 彰; 中大路 道彦; 永田 敬; 菅原 悟
PNC TN9410 92-352, 62 Pages, 1992/11
大洗工学センター技術開発部プラント工学室では,電気事業者によるFBR実証炉の設計研究を適切に支援するため,大型FBR設計研究の一環として,電気出力60万kW級のプラントを対象に設計研究作業を実施してきている。この内,上部プレナム内に発生する熱流動挙動は,プラント設計自体に直接影響を及ぼすと考えられることから,平成2年度より単相多次元熱流動解析コードAQUAを用いた評価解析を継続して実施してきている。平成4年度上期の作業では,液面近傍流速低減化方策の一つとしてBaffle Ring設備及びPorous UIS設備を取り上げ,その有効性を明かした。具体的には,原子炉容器壁へのBaffle Ring設備とPorous型UIS設備を検討の対象とし,以下の結果を得た。〔Baffle Ring設備〕(1)原子炉容器壁に設置するBaffle Ring幅は,20cmの場合よりも40cmとした場合の方が液面近傍流速低減化に有効である。(2)上記設備の採用により,液面近傍最大流速を約40cm/sまで低減させることができる。〔Porous UIS設備〕(1)UISスカート部とUIS胴上部との流配は,50%-50%とした場合が最も効果的に液面最大流速を低減化することができる。(2)上記設備の採用により,液面近傍最大流速を約52cm/sまで低減させることができる。更に,上記解析結果を踏まえ,ガス巻き込み防止のための原子炉構造として,Bafflering設備(40cm幅
2段)とPorous UIS設備(流配条件50%-50%)との組み合わせを提案し,解析を行った。この結果,液面近傍最大流速値として,約0.33m/sが得られた。
永田 敬; 林 秀行; 森山 正敏; 中大路 道彦; 若林 利男; 前田 清彦; 山下 芳興
動燃技報, (82), p.19 - 37, 1992/06
プラント工学室が中心となって平成2年度から実施してきた60万kWe級プラント係る設計研究の成果について、プラント概念の概要を紹介する。本プラントの特長は、ループ型炉の本質的な長所を活かした1次系配管の短編技術、系統の簡素化・信頼性向上、床下メンテナンスフリー化等のコンセプトを統合した「原子炉容器ヘッドアクセス方式」にあり、遮蔽プラグや燃料取扱系の抜本的簡素化、Pu需給バランスに柔軟に対応出来る炉心概念等、原型炉までの経験を活かしつつ技術的ブレークスルーにも挑戦したプラント概念になっている。
