検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 25 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Progress in conceptual design of a pool-type sodium-cooled fast reactor in Japan

加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 宮川 高行*; 内田 昌人*; 鈴野 哲司*; 遠藤 淳二*; 久保 幸士*; 村上 久友*; 鵜澤 将行*; et al.

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 11 Pages, 2022/04

プール型ナトリウム冷却高速炉の概念設計研究を行っている。本検討では、日本の地震対策、原子炉容器の熱流動、崩壊熱除去システムの設計などの主な課題の報告を行う。日本に650MWeのタンク型ナトリウム炉が設置される場合、厳しい地震に対する設計が必要で、原子炉構造を強化している。また、新たに3次元免震システムの開発も進めている。

論文

JSFR design progress related to development of safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactors, 4; Balance of plant

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 鍋島 邦彦; 大高 雅彦; 鵜澤 将行*; 猪狩 理紗子*; 岩崎 幹典*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

JSFR実証施設のBOP設備として燃料取扱設備、電源設備、空調・補機冷却系、建屋配置等を対象として、SDCを満足するため設計方針と評価についてまとめた。燃料貯蔵設備については原子炉冷却系と同様の考え方による除熱系の多重・多様化の強化、電源設備については従来の非常用電源の強化に加え代替非常用電源の追加、空調・補機冷却系:安全系機器の依存関係の明確化、多様化の観点から崩壊熱除去を海水冷却で行った場合の影響評価、建屋配置については外部事象評価の概要(地震,津波,風,雪)、分散配置方針、漏えい対策等を中心に安全設計クライテリア及びそのガイドラインの設定の背景となった評価結果を報告する。

論文

Evaluation of external event effects on JSFR fuel handling system

加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鵜澤 将行*; 金子 文彰*; 井手 章博*

Nuclear Technology, 189(1), p.30 - 44, 2015/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:9.79(Nuclear Science & Technology)

福島事故を受けて、2010年設計のJSFRの燃料交換システムの対地震、津波評価を実施した。地震評価では、各機器の地震時の機器耐性余裕、及び、水プールのスロッシング評価を、福島地震動相当条件下にて実施した。津波評価では、非常用電源喪失時において安定した冷却状態へ導くシナリオ評価を行った。この結果、2010年設計のJSFRは環境への放射性物質拡散を防止する十分な性能を有することを示すとともに、炉外燃料貯蔵槽の冷却システムの改善設計について紹介する。

論文

JSFR key technology evaluation on fuel handling system

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 小幡 宏幸*; 鵜澤 将行*; 古賀 和浩*; 千代 亮*

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(4), p.437 - 447, 2014/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:8.95(Nuclear Science & Technology)

JSFRでは簡素化燃料取扱設備を提案している。革新技術であるパンタグラフ燃料交換機, 2集合体ポット,乾式洗浄, MA含有新燃料の輸送キャスク等の採否判断の評価についてまとめた。パンタグラフ燃料交換機については実物大のモックアップを製作し気中試験を行った。2集合体ポットについては冷却性促進のためのフィン構造及びコーティングにかかわる製作性の確認及び模擬ポットによる伝熱性能の確認試験が行われた。乾式洗浄については模擬燃料集合体による洗浄性能の確認試験を実施した。新燃料輸送キャスクについてはヘリウムガスキャスクの設計及びMA含有燃料の冷却性の評価ツールの整備が行われた。これらの検討によりJSFRの簡素化燃料取扱設備は実証炉に採用可能であることが確認された。

論文

Progress of design study on fuel handling system in JSFR against design extension conditions

大高 雅彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鵜澤 将行*; 井手 章博*; 金子 文彰*; 原 裕之*

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.607 - 615, 2014/04

東京電力福島原子力発電所事故を受けたJSFR燃料取扱設備の冷却機能強化のための設計研究として、設計拡張状態(DEC)における冷却機能維持のため、設計基準事故対処設備に対して独立性や多重性を有する代替冷却設備を検討するとともに、その有効性を評価した。

論文

Evaluation and improvement on external-hazard proof of JSFR fuel handling system

加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鵜澤 将行*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.475 - 482, 2012/06

福島事故を受けて、地震及び津波に対するJSFRの燃料交換設備の耐性評価を実施した。耐震評価では、福島地震を包絡する条件で機器の健全性を評価し、津波評価では、安定した冷却状態に導くシナリオを評価するとともに、全電源喪失時の実力評価を実施した。評価の結果、これら外部事象が襲った際も、外部への放射性物質の放出を防ぐ実力がJSFRにはもともと備わっていたことが明らかにされた。

論文

Comparison of sodium-cooled reactor fuel-handling systems with and without an ex-vessel storage tank

近澤 佳隆; 鵜澤 将行*; 臼井 伸一*; 戸澤 克弘*; 小竹 庄司

Nuclear Technology, 177(3), p.293 - 302, 2012/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.07(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却実用炉のための燃料取扱設備の比較評価を実施した。簡素化EVST方式と水プール直接貯蔵方式の比較評価を実施した。水プール直接貯蔵方式はEVSTを削除可能なものの新燃料,破損燃料のための専用貯蔵設備を要しシステム全体としては経済性はEVST方式と同等程度であることがわかった。このため従来技術の延長で水プール直接貯蔵方式と同等の経済性を達成可能なEVST方式を採用した。

論文

In-service inspection and repair program for commercialized sodium-cooled fast reactor

西山 昇; 小竹 庄司*; 鵜澤 将行*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 9 Pages, 2012/00

商用段階のナトリウム炉であるJSFRは経済性を指向してコンパクトな設計としている。商用炉は建設費を抑えて経済性を確保するとともに、運転・保守性に優れたプラントでなければならない。このためあらかじめJSFRに要求される保守・補修内容を想定し、これらの保守・補修が実施できるよう設備設計に反映するとともに、必要な検査装置を開発している。このような取り組みにより概念設計段階から、JSFRの保守・補修性の向上を目指している。

論文

Conceptual design study for the demonstration reactor of JSFR, 6; Fuel handling system design

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 小幡 宏幸*; 西山 昇; 鵜澤 将行*; 戸澤 克弘*; 千代 亮*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/10

JSFR実証炉の予備概念設計を提案した。FaCTフェーズIにおける安全性,パンタグラフ型燃料交換機,2集合体ポット,乾式洗浄,MA含有新燃料輸送キャスクについての採否判断結果を紹介した。

論文

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.

論文

Development of the JSFR fuel handling system and mockup experiments of fuel handling machine in abnormal conditions

加藤 篤志; 平田 慎吾; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 小幡 宏幸*; 小竹 庄司*; 鵜澤 将行*

Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.692 - 699, 2010/06

JSFRに採用する燃料交換機の異常時の対応性を把握するため、実規模モックアップを用いた試験を実施した。

論文

Effect of cation on HTO/H$$_{2}$$O separation and dehydration characteristics of Y-type zeolite adsorbent

岩井 保則; 鵜澤 将行*; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 54(2), p.462 - 465, 2008/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:29.54(Nuclear Science & Technology)

将来の核融合プラントでは100kg/h超の高濃度トリチウム水の発生が見込まれている。高濃度トリチウム水処理システムの第一ステージへの適用が見込まれる気相吸着処理システムについて検討を行った。システムに使用する吸着剤には水分吸着容量の大きさとトリチウム水との非反応性からゼオライトを候補とした。吸着塔のサイズをコンパクトにするためには高い同位体分離性能に加え、迅速な水分脱離性能を持つゼオライトが必要となる。本研究ではY型ゼオライトの同位体分離性能と水分脱離性能に与えるカチオン種の影響を明らかとした。静的法で求めた同位体分離係数は1.1-1.2の範囲となった。水分脱離では可動水分容量は操作温度により決まり、室温ではNa$$>$$Ca$$>$$Kの順となった。これらゼオライトからの水分脱離は細孔内拡散に支配され、パージガスの流速には依存しなかった。また脱水操作の初期段階では操作温度の影響は小さいが、圧力スイングは脱水に効果的であることを示した。

論文

Studies on the behavior of tritium in components and structure materials of tritium confinement and detritiation systems of ITER

小林 和容; 磯部 兼嗣; 岩井 保則; 林 巧; 洲 亘; 中村 博文; 河村 繕範; 山田 正行; 鈴木 卓美; 三浦 秀徳*; et al.

Nuclear Fusion, 47(12), p.1645 - 1651, 2007/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:11.4(Physics, Fluids & Plasmas)

トリチウム閉じ込め・除去は、核融合炉の安全性の要となる重要な課題である。本研究では、上記閉じ込め・除去システムの機器及び構造材料におけるトリチウムの挙動に関する基礎実験研究を行い、(1)トリチウムのコンクリート壁中の浸透挙動,(2)異常時の触媒性能における放出の恐れのあるSF$$_{6}$$ガスのトリチウム除去設備に対する触媒被毒効果の影響,(3)除去設備の再生水を処理するシステムの主要機器である電解セルの対放射線耐久性を明らかにした。

論文

Development of ceramic electrolysis method for processing high-level tritiated water

磯部 兼嗣; 鵜澤 将行*; 山西 敏彦; 栗田 晃一*

STI/PUB/1284 (CD-ROM), 7 Pages, 2007/04

核融合炉で発生する高濃度トリチウム水からのトリチウムの回収は、インベントリー管理や燃料循環の観点から重要な課題である。ITERでは高分子電解膜を用いた水処理法が採用されるものの、この処理法では放射線劣化のため高濃度トリチウム水の処理には対応できない。このような高濃度トリチウム水処理に適用可能な方法として、放射線劣化のないセラミック固体電解質を用いた水処理法がある。そこで、セラミック固体電解質を用いた水処理法に必要とされる水分解効率の高い電極の開発を行っている。今回、新たには酸化セリウム(セリア)を用いた2種類の電極を作製し、その水分解効率を評価したところ、最大で従来電極の3倍の効率を達成した。

論文

Studies on behavior of tritium in components and structure materials of tritium confinement and detritiation systems of ITER

小林 和容; 磯部 兼嗣; 岩井 保則; 林 巧; 洲 亘; 中村 博文; 河村 繕範; 山田 正行; 鈴木 卓美; 三浦 秀徳*; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

トリチウム閉じ込め・除去は、核融合炉の安全性の要となる重要な課題である。本研究では、上記閉じ込め・除去システムの機器及び構造材料におけるトリチウムの挙動に関する基礎実験研究を行い、(1)トリチウムのコンクリート壁中の浸透挙動,(2)異常時の触媒性能における放出の恐れのあるSF$$_{6}$$ガスのトリチウム除去設備に対する触媒被毒効果の影響,(3)除去設備の再生水を処理するシステムの主要機器である電解セルの対放射線耐久性を明らかにした。

論文

Interlinked test results for fusion fuel processing and blanket tritium recovery systems using cryogenic molecular sieve bed

山西 敏彦; 林 巧; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 鵜澤 将行*; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 48(1), p.63 - 66, 2005/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:40.53(Nuclear Science & Technology)

増殖ブランケットにおけるヘリウム(He)スイープガス中のトリチウム(T)回収を目的として液体窒素冷却低温吸着塔を開発した。吸着塔は、Heスイープガスから、Tを含む水素同位体を少量のHeとともに分離するものであり、そのガスを燃料処理系に送り処理することでT回収が最終的に成立する。本論文は、吸着塔と燃料処理系の連結実証試験を行い、連結時のシステムの成立性及び応答特性を報告するものである。ブランケットスイープ模擬ガス(ITERテストブランケットと同規模流量及び組成)を低温吸着塔に供給して軽水素(H)及びTを吸着し、減圧・昇温により塔を再生してそのガスを不純物除去装置(パラジウム膜拡散器)に送り、H及びTのみを最終的に回収した。吸着塔再生は、初期は減圧操作のみであり、吸着塔内の残留Heのみがパラジウム膜拡散器に送られる。その後の昇温により、H及びTが急速に脱着してパラジウム拡散器に送られる。この組成の大幅な変化に対し、システムは問題なく稼働し、吸着塔に送られた水素同位体ガス(H及びT)と再生操作で最終的に回収された水素同位体ガス量は、測定誤差範囲内で一致(99%以上の水素同位体回収を実証)し、システムの定量的成立性が実証された。

報告書

地層処分性能評価用解析システムの統合化研究,6;概要

房枝 茂樹*; 鵜澤 将行*; 松本 弘之*; 笠井 雅夫*; 石原 義尚*; 土井 英雄*

PNC TJ1216 95-001, 47 Pages, 1995/02

PNC-TJ1216-95-001.pdf:1.04MB

本研究では、ニアフィールドの複合現象を柔軟に解析できる連成解析用計算支援システム(CAPASA)の拡張と高度化を目的として、下記を実施した。(1)現象解析コードを連成解析システム上で連成させるための手順を、これまでの研究で得られた知見を基に、システム分析から連成実現にいたるステップ毎の手順としてまとめた。(2)今後の連成解析領域の拡張に関する作業効率と解析業務の効率向上にために、PLAN構築モジュールとPLAN実行モジュールの高機能化をプロトタイピングにより検討した。この結果、PLANにおけるデータフローならびに制御フローの表現について見直し、PLAN表現能力を拡張した高度化使用を定める事ができた。(3)複数の現象解析コードを連成した大型の解析を効率的に行うために、分散処理手法の導入について検討した。分散処理環境においては、PLANオブジェクト単位での並列処理により、解析の効率化が期待できるが、そのためにはオブジェクトの実行を制御するためのコントローラの実現が課題と成る。(4)ORIGEN2とHYDORGEOCHEMを対象とし、解析結果の登録、入出力、データのバージョン管理等の機能を拡張し、基本システムにおけるデータ管理機能の向上を図った。

口頭

JSFR実用炉の概念設計,11; 簡素化燃料取扱いシステム

宇都 成昭; 近澤 佳隆; 加藤 篤志; 鵜澤 将行*; 小幡 宏幸*

no journal, , 

高出力及び多集合体数,高燃焼度に伴う使用済み燃料発熱量の増加,MA含有に伴う新燃料の発熱量及び線源強度の増加など実用化段階で想定される環境条件に適合し、建設費及び廃棄物低減,稼働率向上を実現し得る燃料取扱いシステムの概念について、これまでの採否評価結果を報告する。

口頭

高速増殖炉サイクル実用化研究開発における燃料取扱設備の検討,6; JSFR燃料取扱システムの安全性検討

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 鵜澤 将行*; 戸澤 克弘*; 千代 亮*; 小幡 宏幸*; 西山 昇

no journal, , 

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)ではJSFRのための簡素化燃料取扱設備の検討を行っている。本研究ではJSFR燃料取扱設備における起因事象の抽出及び主要な事象における評価を実施した。

口頭

ナトリウム冷却炉の地震津波評価,5; 燃料取扱設備

加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鵜澤 将行*

no journal, , 

ナトリウム冷却炉は、使用済燃料の減衰待ち貯蔵設備として、炉外燃料貯蔵槽(EVST)及び、使用済燃料プール(水プール)を有し、炉容器内と同程度以上の核物質を保管している。本発表は、地震・津波等の外部事象により全電源が喪失した場合について、これら設備の冷却特性にかかわる評価を報告する。

25 件中 1件目~20件目を表示