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上出 英樹; 川崎 信史; 早船 浩樹; 久保 重信; 近澤 佳隆; 前田 誠一郎; 佐賀山 豊; 西原 哲夫; 角田 淳弥; 柴田 大受; et al.
次世代原子炉が拓く新しい市場; NSAコメンタリーシリーズ, No.28, p.14 - 36, 2023/10
高速炉、高温ガス炉を始めとする次世代原子炉の開発が進み、日本を含む世界の電力あるいは熱利用など産業利用の市場への貢献が目前となっている。ここでは、世界の動向を含め日本の開発状況についてまとめ、特に第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)の活動ならびに日本の高速炉、高温ガス炉、世界のSMRについて開発の現状を解説した。
高野 和也; 大木 繁夫; 堂田 哲広; 近澤 佳隆; 前田 誠一郎
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/04
MOX燃料炉心の固有安全性を向上させるため、一般的に400W/cm程度の線出力密度を100W/cm及び50W/cmに低減させた、小型ナトリウム冷却高速炉を設計した。当該炉に対し、原子炉停止系機能喪失(ATWS)事象として、炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失(ULOF)事象を想定した過渡解析を行い、冷却材最高温度及び被覆管累積損傷和(CDF)の観点から固有安全性を評価した。その結果、固有安全性が成立する線出力密度の設計範囲を明らかにした。
久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 上出 英樹
Handbook of Generation IV Nuclear Reactors, Second Edition, p.173 - 194, 2023/03
第4世代原子炉の最近の開発進捗を網羅するよう取りまとめ、2016年発行の第1版から第2版として更新したもの。著者らは、本ハンドブックの第5章ナトリウム冷却高速炉ならびに第12章日本における第4世代ナトリム冷却高速炉概念の章を担当し、それぞれナトリウム炉の特徴と安全性を含む新しい技術展開、日本におけるナトリウム炉開発の成果と革新技術、東京電力福島第一原子力発電所事故を受けての安全性強化の取組を示した。
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。
加藤 篤志; 山本 智彦; 安藤 将人; 近澤 佳隆; 村上 久友*; 大山 一弘*; 金子 文彰*; 日暮 浩一*; Chanteclair, F.*; Chenaud, M.-S.*; et al.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 8, p.11_1 - 11_10, 2022/06
本稿はナトリウム冷却炉のプラントシステムに採用する技術について、仏国のアストリッド炉等を基にして日仏の技術仕様共通化を検討し、共通プラントの構築に係る検討の成果をまとめている。特に地震条件の違いに対応した原子炉構造設計では、日本側で採用している高周波設計を日仏で共有し、適応を試みている。その他、蒸気発生器、崩壊熱除去システム、燃料取り扱いシステム、および格納容器の仕様共通化の検討を紹介する。
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。
深谷 裕司; 植田 祥平; 山本 智彦; 近澤 佳隆; Yan, X.
Nuclear Technology, 208(2), p.335 - 346, 2022/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子力廃棄物に関して総量管理の観点から有害度が制限された場合、許容できる原子力発電所の発電容量が制限されることになる。総量管理を達成する代替案として分離・変換による有害度低減を提案する。具体的には、
Sr-
Csを核変換することにより、逆に発電容量を増加することができる。同時に、加速器駆動核変換システム(ADS)による処分シナリオで300年必要とされる冷却期間を50年に低減することが可能である。最後に、このシナリオでは、Li(d,xn)反応中性子源を用いた重陽子加速器による核変換により、エネルギーバランス及びコストの面でも成立することが分かった。
山本 智彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 原 裕之*
Nuclear Technology, 206(12), p.1875 - 1890, 2020/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の事故を受けて、2010年までに設計されたJSFR建屋に対する地震や津波等の外部事象に対しての評価と対策案について報告する。
久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00489_1 - 19-00489_16, 2020/06
日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。
相澤 康介; 近澤 佳隆; 荒 邦章; 由井 正弘*; 神納 健太郎*; 平松 貴志*
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 7 Pages, 2019/05
ナトリウム冷却炉において、不透明な液体金属中の可視化技術は重要な課題である。障害物を検知する水平型ナトリウム中可視化装置及び画像化を可能とするナトリウム中可視化装置が各機関で研究開発が進められてきた。既往の研究開発では、受信センサとして圧電素子を用いていた。本研究では、高解像度が期待できる光受信方式を採用したナトリウム中可視化装置の実用化を目指す。光受信方式は、薄膜の振動変位をレーザにより検知するものである。今回は、受信センサの性能向上に着目した開発を行う。受信センサの性能向上の課題は、受信センサ内部での音響伝播が課題である。この課題を解決するため、水中及びナトリウム中での試作試験を実施した。また、改良した受信センサを用いて水中及びナトリウム中を実施した。画像化試験結果より、受信波形と再生画像の関係を確認した。
近澤 佳隆; 高屋 茂; 田川 明広; 久保 重信
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 6 Pages, 2019/05
研究開発段階発電用原子炉施設(以下、「研開炉」という。)の特徴を考慮して、原子炉施設の安全性確保を最優先としつつ、炉型に適した保守管理技術体系を構築するために実施すべき保守管理に関する検討結果を行った。本報告では提案した研開炉の保守管理の考え方に基づき、ナトリウム冷却高速炉の特有な機器であるナトリウム弁の保全計画(点検計画)を検討した例を示す。
久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。
小野田 雄一; 近澤 佳隆; 中村 博紀*; Barbier, D.*; Dirat, J.-F.*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
仏実証炉ASTRIDは、その炉寿命として60年を目標としている。これを達成するための予備的設計評価を通じて、交換不可能な原子炉容器内機器への熱負荷に対する構造健全性に関する技術課題が明らかとなってきた。そのような機器の一つが、原子炉容器内の一次冷却材高温槽と低温槽とを区分している内容器である。この内容器の寿命を、フランスの構造規格であるRCCMrXに沿って評価する必要があるが、このためには構造健全性の観点から最も不利な条件となる熱流動過渡を同定する必要がある。この過渡の候補としてScram(通常の緊急炉停止)とLoss of grid(外部電源喪失)を選定し、原子炉容器内の3次元熱流動解析を実施して、最も不利な過渡条件の同定を試みた。その結果、Loss of gridの場合、流量の低下によって原子炉容器内冷却材の温度成層化が顕著となり、内容器板厚内の温度分布が通常運転時と逆転する結果となった。この結果は構造物に対する熱負荷の観点からはより厳しいものとなる。この論文では、熱流動過渡条件下における内容器の温度変化を詳細に解析した結果を示した。次の段階では、ここで得られたデータを用いて、内容器構造の寿命期間中における構造健全性を評価する。
相澤 康介; 近澤 佳隆; 諸橋 裕子
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(12), p.1393 - 1401, 2018/12
被引用回数：2 パーセンタイル：18.39(Nuclear Science & Technology)液体金属冷却炉において、炉心冷却材喪失事故等の初期検知及び炉内熱流動の把握のために、燃料集合体出口の温度及び流量計測が有用である。原子力機構は、開発した渦電流式流速計34体をもんじゅ炉心上部機構に設置した。本資料は、もんじゅに設置した渦電流式流速計のデータを示す。実測した結果、1次系流量と渦電流式流速計の信号強度は高い直線性を有していることが明らかになった。定格条件における変動量は0.2m/sであり、これはフルスケールの5%以下である。試験結果より、渦電流式流速計は相対流量を検知するのに有用な装置であることが示された。
相澤 康介; 佐々木 孔英; 近澤 佳隆; 福家 賢*; 神保 昇*
Nuclear Technology, 204(1), p.74 - 82, 2018/10
被引用回数：3 パーセンタイル：25.98(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉において、不透明なナトリウム中の検査技術開発が重要である。本稿では、原子炉容器内の障害物を検知するために開発されたナトリウム中可視化装置のもんじゅにおける実証試験の結果を示す。もんじゅでは、原子炉容器内部において超音波センサに正対する位置に反射板を設置している。もんじゅのナトリウム中可視化装置は、障害物の有無による信号強度の変化により、炉心出口上端と炉心上部機構下端の間の障害物を検知する。実証試験では、様々な条件下での基準となる反射信号を蓄積し、SN比が目標値以上確保できることを確認した。また、障害物の有無により、反射信号が明確に異なることを実験的に明らかにし、本ナトリウム中可視化装置は障害物検知に有用であることを示した。
内田 昌人*; 宮川 高行*; 堂崎 浩二*; 近澤 佳隆; 久保 重信; 早船 浩樹; 鈴野 哲司*; 深沢 剛司*; 神島 吉郎*; 藤田 聡*
Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.380 - 386, 2018/04
近年開発における第4世代炉であるSFRについては、プール型の開発が主流であることはよく知られている。一般に、プール型は主要な一次系機器を原子炉容器に内包するよう炉心周辺に配置することから、ループ型に比べて原子炉容器径が相対的に大きくなる。また、実用炉への展開の観点からは、大出力化がターゲットとなり、原子炉容器径は更に大きくなり、ナトリウム冷却材インベントリの増加により更に重量化する。本紙では、大型化の観点から原子炉容器の直径をパラメータとして、座屈を防止するための耐震設計と耐熱設計の見通しについて述べる。加えて、大型容器の座屈損傷に対する余裕を確保するため、対策として有効な免震装置について提案する。
早船 浩樹; 近澤 佳隆; 上出 英樹; 岩崎 幹典*; 庄司 崇*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06
第4世代原子炉システム国際フォーラム(GIF)の枠組みで検討されている安全設計クライテリア(SDC)を考慮した次世代ナトリウム冷却炉の設計系統についてまとめた。SDCおよび福島事故の教訓から除熱系喪失事象を回避するため除熱機能の強化を行った。耐震性の観点からは次世代ナトリウム冷却炉は既に免震システムを採用しているが、福島事故後の地震条件の変更を考慮して主要機器の耐震性の強化を行った。また、外部事象については建屋の強化等および安全系の分散配置により対策が行われた。これらの安全強化の検討はGIFで検討されている安全設計ガイドラインの策定に貢献している。
相澤 康介; 近澤 佳隆; 荒 邦章; 由井 正弘*; 植本 洋平*; 黒川 正秋*; 平松 貴志*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/06
ナトリウム冷却高速炉では、不透明なナトリウム中の検査が重要な課題の一つである。世界各国の機関において、長距離から障害物の有無を検出する目的とした水平USV(ナトリウム中可視化す装置)、短距離または中距離から可視化を目的とした画像化USVが開発されてきた。本研究では、約1mの距離から画像化を目的としたUSVを開発した。本研究では、受信センサとして、ダイアフラムの振動を光学的に検知するシステムを採用した。本研究では、主に受信センサ及び送信センサの感度向上を目指し、かつ改良した受信センサ及び送信センサを用いた水中画像化試験を実施した。試験の結果、改良センサを用いることで従来より高解像度の画像を得られることを明らかになった。
近澤 佳隆; 久保 重信; 島川 佳郎*; 金子 文彰*; 庄司 崇*; 中田 崇平*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
次世代ナトリウム冷却高速炉において第4世代原子炉に求められる安全要求を満たす除熱系喪失対策の検討を行った。設計基準の完全自然循環の崩壊熱除去系3系統に加え、独立した代替冷却設備の具体化を行った。
大木 繁夫; 丸山 修平; 近澤 佳隆; 大滝 明; 久保 重信; 日比 宏基*; 菅 太郎*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04
A conceptual design study on a next-generation sodium-cooled fast reactor was conducted in Japan. This paper describes a recent review and modification of core performance requirements and design conditions for the demonstration and the commercial phases. We have highlighted the fuel composition (i.e., heavy metal nuclide composition). The fuel composition for next-generation fast reactors has a wide range depending on a variety of spent fuels used in light water reactors and the methods of recycling them in a fast reactor fuel cycle. The design envelopes of fuel composition were determined by using a remarkable correlation between fuel composition and core characteristics. The consistency of those design envelopes was checked by comparing them with the results of representative fast reactor deployment scenario simulations. Moreover, reflecting the realistic situation that a fast reactor core accepts various fuel compositions in the design envelope simultaneously, the design procedure of multiple fuel-composition loading was introduced. This paper describes the fundamental consideration of its effects, and the accompanying paper describes its practical application to core design. The design conditions and procedures concerning fuel composition variety facilitate sophisticated core design for next-generation sodium-cooled fast reactors.
