Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
幕内 悦予; 相澤 康介; 今井 良行; 上地 優; 赤坂 尚昭; Yan, X.; 佐久間 渉*; 谷平 正典*
Nuclear Technology, 11 Pages, 2026/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)This paper presents the development and application of a RELAP5-3D model to assist in the design optimization of a 5MWt integrated electrically-heated test facility, making it capable to simulate the transient behaviours of advanced reactor systems based on high-temperature gas-cooled reactor and sodium-cooled fast reactors, and various production modes, such as power generation, hydrogen cogeneration, and heat storage. Built upon the existing capability of the RELAP5-3D code, the model incorporates the advanced component models and specific fluid properties required to compute thermal and fluid behaviours of the advanced reactors and their balance of plants. Through several iterations of design added by the insights gained through the RELAP5-3D simulation, the final facility design has successfully captured the realistic transient behaviours of full-scale reactor system designs rated at hundreds of megawatts in thermal power. The paper presents the development of the RELAP5-3D model for the facility, including modelling of unique components and fluids present in the facility and discusses how the model was successfully applied to analysing and closing the performance gaps of the small-scale test facility from key known transient behaviours of the full-scale plants, for which the facility design aims to simulate. The paper concludes by outlining the plan for further expansion of the mode l and for verification of the model through construction and testing of the facility.
大和田 光宏; 中西 良樹; 室川 聡大; 冨樫 昂太; 斉藤 克則; 野中 一晴; 佐々木 悠; 大森 浩司; 茅根 誠; 安 未翔; et al.
JAEA-Technology 2024-013, 221 Pages, 2025/02
JAEA-Technology-2024-013.pdf:14.98MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)核燃料サイクル工学研究所旧ウラン濃縮施設は、遠心分離法によるウラン濃縮技術を確立させるための技術開発を本格的に行う目的で建設された施設であり、単機遠心分離機の開発、遠心機材料の開発及び遠心機によるウラン濃縮処理を主に実施したG棟及びG棟に付属するH棟、遠心分離機の小規模カスケード試験を行っていたJ棟、遠心分離機の寿命試験を行っていたL棟、その他ウラン貯蔵施設、廃棄物保管施設、廃水処理施設など複数の施設で構成されていた。これらの施設におけるウラン濃縮技術開発は、開発技術の日本原燃(株)のウラン濃縮工場及びウラン濃縮技術開発センターへの技術移転が完了し、JAEAにおける技術開発の当初の目的が達成されたため、平成13年に終了した。廃水処理室は、昭和51年に建設され、旧ウラン濃縮施設で発生した放射性廃水の処理を行ってきたが、平成20年度に廃水処理室以外の施設に廃水処理設備が整備された以降は、施設のバックアップ的な位置づけとして維持管理されてきた。さらに、昨今においては、他の施設における廃水処理の実績等からバックアップとしての必要性がなくなり、施設も建設後約48年が経過し、老朽化も進んでいたことから、施設中長期計画に基づき同施設を廃止措置することになった。本報告は、令和3年11月から令和5年8月に行った管理区域解除のための内装設備解体・撤去に係る作業を通して得られた廃止措置に係る実績と関連する知見をまとめたものである。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
山口 美佳; 日高 昭秀; 生田 優子; 村上 健太*; 富田 明*; 広瀬 大也*; 渡邉 正則*; 上田 欽一*; 生井澤 賢*; 小野瀬 貴利*; et al.
JAEA-Review 2017-002, 60 Pages, 2017/03
JAEA-Review-2017-002.pdf:9.41MB
IAEAは、将来原子力エネルギー計画を運営管理するリーダーとなる人材の育成を目的とした原子力エネルギーマネジメントスクールを2010年より世界各国で開催している。原子力機構は、日本原子力人材育成ネットワークの事務局として、同ネットワークに参加している東京大学、日本原子力産業協会及び原子力国際協力センターとともに、2012年よりIAEAと共催という運営形態で上記スクールを日本で継続的に開催している。2016年は、IAEAの専門家を講師とした講義とともに、日本開催の特徴を生かしつつ、日本人専門家の協力を得て、福島第一原子力発電所事故の教訓、日本の原子力分野における経験・技術の紹介などを含む独自性のある講義を提供した。施設見学では、多様な原子力関連施設の見学を福井県及び神戸市で実施した。本スクールの開催を通して、我が国の若手人材の国際化および新規原子力導入国等の人材育成へ貢献することができ、また、我が国とIAEAとの協力関係の促進に資することができた。加えて、関係機関が一体となって協力し合い開催することにより、国内の原子力人材育成ネットワークの協力関係を強化することができた。
勅使河原 誠; 相澤 秀之; 原田 正英; 木下 秀孝; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 神永 雅紀; 加藤 崇; 池田 裕二郎
JAERI-Tech 2005-029, 24 Pages, 2005/05
JAERI-Tech-2005-029.pdf:3.38MB
J-PARCの物質・生命科学実験施設に設置する核破砕中性子源の建設が進められている。その中心部に設置されるモデレータや反射体は、放射線損傷により定期的に保守を必要とする。設置される機器の保守に必要な遠隔操作機器の設計概念並びに保守シナリオの検討の現状をまとめた。使用済みモデレータや反射体は、減容した後、施設外に運び出し保管する。この計画に従って遠隔操作機器の設計を行った。保守作業は、配管の着脱等の一部人手による作業を除いて、すべて遠隔操作によって行う。配管の着脱作業については、ベリリウム(
Be)の蓄積のため、将来的に配管接続部に遠隔化を図れる構造とした。6台の遠隔操作機器が必要となり、モデレータや反射体以外に陽子ビーム窓やミュオンターゲットの保守にも対応する。保守のシナリオは、使用済み機器の交換作業及び保管作業からなる。前者は、運転停止中に行う。運転停止期間を可能な限り短くするため廃棄作業と分離した。これら保守に必要な日数を見積もったところ、交換作業は約15日程度必要となり、保管作業については、乾燥作業(約30日)後に、約26日程度となった。
木下 秀孝; 相澤 秀之; 川崎 進; 植田 和明; 高際 勝徳; 伊藤 学; 神永 雅紀; 加藤 崇
no journal, ,
J-PARCの核破砕中性子源施設が完成した。核破砕中性子源の主要構成機器である水銀ターゲット容器,反射体,減速材及び陽子ビーム窓等は陽子及び中性子の照射による材料損傷のため、それぞれ一定期間での交換作業が必要となる。ただし、各機器は陽子ビーム等を受けて高度に放射化するため、遠隔操作による交換作業が必須となる。遠隔操作設備として、中性子源の中核をなす水銀ターゲット容器等の交換に用いる天井走行型のパワーマニピュレータシステム,ターゲット容器交換台車や他設備も含めた交換及びメンテナンスを行うための遠隔操作設備及び放射能冷却を目的とした一時保管のための各種架台や減容のための切断装置を含む保管設備を設置している。これらの設計及び試験結果について紹介する。
相澤 康介; 今井 良行; 上地 優; 赤坂 尚昭; Yan, X.; 佐久間 渉*; 谷平 正典*; 岡本 圭太*; 森本 泰臣*
no journal, ,
水素製造や蓄熱可能な様々な発電用システムの開発が進められている。これらのシステムの事業化を実現するためには、当該システムの異常状態を模擬し、安全性を評価するための試験装置や解析ツールの開発が必要となる。また、再エネ電源からの電力供給状況に合わせ、当該システムの発電量、水素製造量、蓄熱量について、安全性を確認しながら需給バランスや経済性の観点で最適化計算を実行する高速通信装置(IoT)の開発も必要となる。上記を背景として、再エネ調和型新型炉用事故模擬試験装置の設計、新型炉システム安全解析ツールの開発、高速通信装置(IoT)の開発を実施している。本発表では、開発計画及び開発の現状を報告する。
上地 優; 相澤 康介; Yan, X.; 蔵本 亮一*; 溝上 頼賢*; 谷平 正典*
no journal, ,
新型炉では、再生可能エネルギーと原子力の共存のため、発電を始め水素製造や熱貯蔵といった多様な核熱利用により負荷追従能力を有するシステムの開発が進められている。これらのシステムの事業化を実現するため、熱貯蔵及び熱利用を含む原子炉システムにおける事故時等、異常状態の安全評価技術開発が必要である。本発表では、当該安全評価技術開発において、負荷変動運転中における熱貯蔵設備や熱利用設備の異常発生を模擬したプラント過渡挙動データの取得を可能とする事故模擬試験装置の設計について報告する。
佐久間 渉*; 谷平 正典*; 相澤 康介; 幕内 悦予; Yan, X.
no journal, ,
近年、再エネの導入拡大を見据え、水素製造や蓄熱など様々な出力調整機能を有する原子炉システムの開発が進められている。これらシステムの事業化のため、熱貯蔵及び熱利用を含む再エネ調和型新型炉システムにおける異常状態の安全性評価に資する技術開発を実施しており、その一環として、再エネ調和型新型炉用事故模擬試験装置の設計を進めている。本発表では、試験装置のコンパクト化及び実機模擬性向上のため、1次系に混合ガスを適用した装置設計に基づき、RELAP5コードをベースとした再エネ調和型新型炉用安全解析ツールを高度化し、過渡解析を実施した結果を報告する。
羽賀 勝洋; 粉川 広行; 涌井 隆; 岡元 義尚; 二川 正敏; 相澤 秀之*; 木下 秀孝; 星野 吉廣; 神永 雅紀; 加藤 崇
no journal, ,
J-PARCプロジェクトの核破砕中性子源として世界最高レベルである1MWビーム出力に対応可能な水銀ターゲットシステムが完成した。ここでは核破砕中性子源の核となるターゲット容器,水銀循環設備及びターゲット台車について、システムの概要,特徴及びこれらの製作・組立途上で生じた幾つかのトピックスについて紹介する。すなわち、ターゲット容器については、熱流動,構造などの設計課題とその対処方法。製作過程においてはビーム窓部に容器の寿命に悪影響を及ぼす残留応力が生じたことが懸念されたため、これを評価し、問題ないレベルであることを確認したことを報告する。また、水銀循環設備については三次元CADと遠隔シミュレーション,模擬試験体を用いた遠隔操作試験による遠隔対応機器の開発過程と、実機の遠隔操作試験状況を紹介する。
佐久間 渉*; 谷平 正典*; 相澤 康介; 今井 良行; 幕内 悦予; Yan, X.
no journal, ,
水素製造や蓄熱可能な様々な発電用システムの開発が進められている。これらのシステムの事業化を実現するためには、当該システムの異常状態を模擬し、安全性を評価するための試験装置や解析ツールの開発が必要となる。また、再エネ電源からの電力供給状況に合わせ、当該システムの発電量、水素製造量、蓄熱量について、安全性を確認しながら需給バランスや経済性の観点で最適化計算を実行する高速通信装置(IoT)の開発も必要となる。上記を背景として、再エネ調和型新型炉用事故模擬試験装置の設計、新型炉システム安全解析ツールの開発、高速通信装置(IoT)の開発を実施している。本発表では、RELAP5コードをベースとした再エネ調和型新型炉用安全解析ツールの開発状況及び模擬試験装置の設計を対象とした当該ツールによる過渡解析結果を報告する。
相澤 康介; 今井 良行; 上地 優; 赤坂 尚昭; Yan, X.; 蔵本 亮一*; 溝上 頼賢*; 谷平 正典*
no journal, ,
近年、再エネの導入拡大を見据え、水素製造や蓄熱など様々な出力調整機能を有する原子炉システムの開発が進められている。これらシステムの事業化のため、熱貯蔵及び熱利用を含む再エネ調和型新型炉システムにおける異常状態の安全性評価に資する技術開発を実施しており、その一環として、再エネ調和型新型炉用事故模擬試験装置の設計を進めている。本発表では、試験装置のコンパクト化及び実機模擬性向上のため、1次系に混合ガスを適用した条件での装置設計、並びに高温ガス炉とNa冷却炉のシナジーを最大限考慮した様々な試験計画を実現可能とする、溶融塩設備・Na設備を含む系統構成の検討結果を報告する。
