Comparative study on advanced fuel handling systems for JSFR

近澤 佳隆; 鵜澤 将行*; 臼井 伸一*; 戸澤 克弘*; 小竹 庄司

Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.10142_1 - 10142_9, 2010/06

A comparative study on the JSFR fuel handling system has been conducted. Construction cost, safety and operation were compared between the reference system with EVST and the evolutional system without EVST. The result shows that the advanced systems cannot provide clear advantages even they adapt innovative technologies.

Na冷却小型炉のシステム設計研究; 経済性追求型炉の検討(共同研究)

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。

Development of a slim manipulator type fuel handling machine for a commercialized fast reactor

近澤 佳隆; 臼井 伸一; 此村 守; 定廣 大輔*; 戸澤 克弘*; 堀 徹*; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司*

Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 7 Pages, 2006/07

ナトリウム冷却大型炉の燃料交換機としてアームスイング式マニプレータ型燃料交換機の概念設計を実施した。耐震解析評価の結果から、軸受内部隙間に起因したガタが切込付UISと燃料交換機の干渉に及ぼす影響が大きく、軸受内部隙間をなくすことにより干渉回避を確実にすることができることが明らかになった。このため燃料交換機軸受として予圧負荷により軸受内部隙間をなくすことが可能なアンギュラ玉軸受を採用することとした。燃料交換機軸受はナトリウムベーパを含む200Cアルゴンガス中において使用されるため、通常用いられる液体潤滑材を使用することができない。このため燃料交換機軸受に適用可能な固体潤滑仕様をパラメータとして1/10スケール軸受を用いた気中試験を実施し、内外輪MoSコーティングステンレス,セラミックボールの組合せを選定した。また、実機運転環境を模擬したナトリウムベーパを含むアルゴンガス中において実規模軸受の耐久試験を実施した。実機軸受面圧1580MPaに対して不確かさを考慮して1745MPaを負荷し、燃料交換5回相当の期間において軸受の運転に問題がないことを確認した。

Na冷却炉設計研究; 平成16年度成果概要(共同研究)

菱田 正彦; 村上 勤*; 木曽原 直之; 藤井 正; 内田 昌人*; 早船 浩樹; 近澤 佳隆; 臼井 伸一; 池田 博嗣; 宇野 修; et al.

JAEA-Research 2006-006, 125 Pages, 2006/03

JAEA-Research-2006-006.pdf:11.55MB

実用化戦略調査研究フェーズIにおいて、経済性目標を初めとする設計要求を満足する可能性のある有望なNa冷却炉概念として、アドバンスト・ループ型炉が抽出された。フェーズIIでは、合理化検討とプラント概念の構築を行ってきている。本報告書は、フェーズIIの4年目である平成16年度に実施したNa冷却炉設計研究の成果をまとめたものである。本研究では、平成15年度の中間評価結果でレファレンス概念に選定された改良内部ダクト型燃料集合体及び直管型密着2重管蒸気発生器(SG)を反映して、炉心設計及び大型炉プラント概念設計を行った。本SGについては、安全ロジックを含めた検討を実施し、構造概念を構築した。また、保守・補修方針に適合したプラント概念設計を行った。さらに、要素技術開発成果の反映による成立性評価の高度化,各種バックアップ概念の構築を行ったほか、BOP及びNSSSについて、原子力級部材の適用除外,自主基準化,規制緩和などによる設計合理化,システム化規格の検討状況を踏まえ、さらなる合理化方策も検討した。今後は、フェーズIIのまとめとしてプラント概念の仕上げを行うとともに設計方針類の整備を行う。また、要素研究成果を反映し、残された技術課題の検討を行う。

切込付き炉心上部機構に適合した新型燃料交換機の開発; 平成16年度の研究成果のまとめ

近澤 佳隆; 臼井 伸一; 早船 浩樹; 此村 守

JNC TN9400 2005-046, 160 Pages, 2005/08

JNC-TN9400-2005-046.pdf:24.19MB

高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究ではナトリウム冷却大型炉およびナトリウム冷却中型炉の検討が行われており、いずれの概念においても原子炉容器をコンパクトする観点から切込付き炉上部機構と単回転プラグを組み合わせた燃料交換が採用されている。本研究では切込付き炉上部機構に適合した新型燃料交換機の開発を行った。本年度は燃料交換機の軸受部成立性評価のため1/10スケール軸受試験と実規模軸受試験のための試験装置の製作を行った。切込付き炉上部機構に適合したスリム型マニプレータ式燃料交換機の軸受として、耐震時の燃料交換機アーム変位を低減する観点から、ガタなしのアンギュラ玉軸受を選定した。1/10スケール軸受試験の結果、軸受潤滑仕様として内外輪MoS表面処理ステンレス、セラミックボールの玉軸受を採用した。また、選択した仕様においては1800MPa1880MPaに使用限界があるこが示唆された。実機における軸受寿命評価のための平均荷重は設計荷重で41kN、不確かさを考慮した想定荷重で53kNと評価され、対応する面圧はそれぞれ1580MPa、1745MPaであり、今回1/10スケール軸受試験で使用を確認した1800MPaの範囲内であることが示された。来年度の実規模軸受試験の試験条件としては、不確かさを考慮した条件で軸受の耐久性を実証することが望まれるため、面圧1745MPa、荷重53kN相当の条件で試験を行う計画とする。

Na冷却小型炉のシステム設計研究; 平成16年度の研究成果のまとめ

近澤 佳隆; 木曽原 直之; 臼井 伸一; 此村 守; 田中 俊彦

JNC TY9400 2005-004, 189 Pages, 2005/06

JNC-TY9400-2005-004.pdf:9.33MB

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生かした金属燃料ナトリウム冷却炉概念の検討を行った。平成16年度は小型炉の魅力を整理し高価な燃料輸送費のため発電単価が高い僻地用小型電源として電気出力5万kWe、運転サイクル30年の長寿命炉心採用型概念と、電気出力30万kWeにおいて投資リスクと開発費用低減及び規格化大量生産による基幹電源に匹敵する経済性を追求した概念を検討した。長寿命炉心採用型はループ型において運転サイクル30年である特徴を利用したノズル方式の原子炉容器と冷却系1ループ化を採用することにより、大幅にNSSS物量削減が可能であり、僻地電源として魅力ある概念と成り得ることが示された。経済性追及型炉は1ループ化を採用して冷却系合理化を行うとともに、小型炉が集合体数が少ないことを利用しIVSで使用済燃料の搬出待ち貯蔵容量を確保することで炉外燃料取扱設備及び建屋配置を大幅に低減可能であり、小規模の燃料製造・再処理設備と組合せることで低い投資リスクで金属燃料において高速炉サイクルを実証する可能性があることが示唆された。

Solvent extraction of technetium(VII) by cyclic amides

鈴木 伸一; 田村 和成; 館盛 勝一; 臼井 義春*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 239(2), p.377 - 380, 1999/00

https://doi.org/10.1007/BF02349515

環状アミド化合物は、モノアミドと同様に核燃料サイクル工程において用いられているリン酸トリブチルの代替抽出剤として注目されている。本研究では、8種類の環状アミド化合物を合成し、長寿命核種で工程内でその抽出挙動が注目されているTc(VII)の抽出特性について調べた。用いた環状アミド化合物は、基本骨格に5員環、6員環、7員環を用いており、Tc(VII)の抽出に及ぼす環状アミドの環サイズの効果及び7員環化合物にアルキル基を導入した化合物によるDの立体的な効果について検討した。さらに、Tc(VII)の抽出は、溶液中の硝酸イオンとの協奏関係にあるため、これらの環状アミド化合物による硝酸の抽出についても検討を行った。0.1Mの5,6,7員環化合物によるDの硝酸濃度依存性は、高酸濃度領域においてはTBPと同様に硝酸濃度の増加とともに減少している。1.0Mの5,6,7員環化合物によるDの硝酸濃度依存性は硝酸濃度の増加とともに増加しており、Dの大きさは5,6,7員環の順に減少しており、7員環が一番立体的な障害を及ぼしやすいことがわかった。

高温ヘリウムインパイルガスループ(OGL-1)の建設と性能試験

松永 朔郎; 田中 利幸; 馬場 治; 高橋 秀武; 中村 圀夫; 逆井 実*; 小畑 清和*; 亀ケ谷 勝彦*; 山田 邦貴*; 臼井 伸一*

日本原子力学会誌, 21(3), p.245 - 267, 1979/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.21.245

高温ヘリウムインパイルガスループ(OGL-1)は材料試験炉に建設され、所期の性能が確認された。ループは多目的高温ガス実験炉開発のための試験装置で、1000Cのヘリウムガス流動条件下でその燃料およびグラファイトの照射試験が実施される。高温条件下での運転実績のあるシステム、機器、構造が少ないことから、ループの設計、製作にあたり多数の開発要素を含んでいた。そのためループは単なる照射施設というより、実験炉のパイロットプラントといってよい。7年間にわたる開発試験の結果、ループは1977年3月に建設を終了した。そして1000Cの連続運転に成功したものである。本報告では、OGL-1の概要、開発試験、安全設計、構造設計、性能試験について述べる。

ナトリウム冷却実用炉の燃料取扱設備の概念設計,2; 炉内燃料取扱設備の検討

近澤 佳隆; 此村 守; 臼井 伸一; 戸澤 克弘*; 堀 徹*; 戸田 幹雄*; 池田 博嗣*

no journal, , 

ナトリウム冷却実用炉に適合した炉内燃料取扱設備構成を検討した。燃料交換機は原子炉容器径縮小のため切込付炉心上部機構に適合した可変アーム式スリム型マニプレータ燃料交換機、炉内中継方式は燃料交換時間短縮のため2集合体ポット固定ラック式を採用した。燃料交換時間評価では2集合体ポット採用により燃料交換時間の大幅短縮の可能性があることを示した。機器速度は燃料交換時間短縮化のため高速化を想定してるが、特に、ナトリウムで動作する燃料交換機グリッパ等については、今後、試験等により高速動作時の耐久性を確認する必要がある。

ナトリウム冷却実用炉の燃料取扱設備の概念設計,4; 使用済燃料水浸漬システムの検討

戸澤 克弘*; 堀 徹*; 戸田 幹雄*; 近澤 佳隆; 臼井 伸一; 池田 博嗣*

no journal, , 

ナトリウム冷却実用炉の燃料取扱設備において、燃料表面のナトリウム除去のために廃棄物量を低減した簡素な乾式洗浄設備を検討し、ナトリウム-水反応時を防止するため水蒸気による不活性化と組合せた水浸漬システムを構築した。