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。

A Conceptual design study of pool-type sodium-cooled fast reactor with enhanced anti-seismic capability

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。

Electronic phase separation in lightly doped LaSrCuO

松田 雅昌; 藤田 全基*; 山田 和芳*; Birgeneau, R. J.*; 遠藤 康夫*; 白根 元*

Physical Review B, 65(13), p.134515_1 - 134515_6, 2002/04

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.65.134515

LaSrCuO低ホール濃度領域(0.02x0.055)における磁性を調べるために詳細な中性子散乱実験が行われてきた。その結果、この絶縁スピングラス領域において非整合磁気ピークの現れる位置が超伝導相(水平ストライプ構造)で観測される位置と比べて(,)を中心に45度回転しており、斜めストライプ構造を反映していることが明らかになった。次のステップとして、われわれは、さらに低ホール濃度領域(0x0.02)における磁気相関を調べるために中性子散乱実験を行った。このホール濃度領域では、室温から温度を下げていくとまず反強磁性磁気秩序が起こる。さらに温度を下げていくと30K付近で磁気秩序領域の一部が斜めストライプ相関を持つクラスタースピングラス相に置き換わることが明らかになった。非整合度の値からスピングラス領域のホール濃度を見積もると0x0.02の領域でほぼ2%であった。また、散乱強度からスピングラス領域の大きさ(体積分率)を見積もるとxが0から0.02に増加する際に体積分率が0から1にほぼ比例して変化することがわかった。これらの結果を総合して考えると、LaSrCuO(0x0.02)では30K以下でホール濃度が~0%の領域と~2%の領域に相分離し、ホール濃度の増加とともに2%の領域が増大すると考えられる。

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

使用済樹脂を対象とした廃棄体化基礎試験

大谷 洋史; 東浦 則和; 水井 宏之; 遠藤 伸之*; 片桐 源一*; 大塩 正*; 小川 秀夫*

no journal, , 

ふげんの使用済みイオン交換樹脂は、減圧酸素プラズマ法による減容安定化処理装置にて減容・安定化(無機化)処理を行い、残渣(以下「灰化樹脂」と言う。)をセメントにより混練固化し、廃棄体として処分場へ搬出する計画である。この廃棄体を製作するうえでは「均一・均質固化体の廃棄確認方法」(JNES-SSレポート)や「余裕深度処分廃棄体の製作にかかわる基本要件」(日本原子力学会標準)等の諸条件を満足する必要がある。今回、廃棄体製作技術開発のための調査として、水和阻害物質によるセメント混練固化体への影響に着目し、ふげんの使用済みイオン交換樹脂の水和阻害物質含有量を踏まえた模擬灰化樹脂を用いてセメント混練固化試験体を製作し、その特性を確認した。調査の結果、過去の知見を反映した灰化樹脂の配合割合(35wt%)の条件下においても、廃棄体の廃棄確認において重要な「一軸圧縮強度」は、その基準値を上回る等の結果が得られ、水和阻害物質によるセメント混練固化への影響は認められなかった。

使用済樹脂を対象とした廃棄体化基礎試験,1; 使用済樹脂の減圧酸素プラズマ法による減容安定化処理

水井 宏之; 大谷 洋史; 東浦 則和; 小野崎 公宏*; 片桐 源一*; 遠藤 伸之*; 小川 秀夫*; 金田 由久*

no journal, , 

水和阻害物質によるセメント混練固化体への影響に着目して、「ふげん」の使用済みイオン交換樹脂の水和阻害物質含有量を踏まえた模擬灰化樹脂を用いてセメント混練固化試験体を製作し、その特性を確認した。減圧酸素プラズマ法による減容安定化処理を行った模擬灰化樹脂は、減重率,六価クロム溶出性,無機化性で良好な結果であり、水和阻害物質を含む実廃樹脂への適応の見通しも確認された。

Reconstruction of the spatiotemporal distribution of radioactive materials discharged from the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant by atmospheric dispersion simulations

永井 晴康; 堅田 元喜; 太田 雅和; 伊奈 拓也; 掛札 豊和; 遠藤 章

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴い、環境中に放出された放射性物質による福島県等の住民の健康リスク評価を行うための基礎データとして、住民の被ばく線量の把握は重要である。このうち、ヨウ素等の短半減期核種による事故初期段階における内部被ばく線量については、現時点では実測に基づく評価が困難であり、大気拡散シミュレーションにより得られる時系列大気中放射性物質濃度マップと行動パターンを組合せた推計が現実的である。原子力機構では、原子力緊急時対応システムWSPEEDI-IIを適用して、事故により放出された放射性物質の環境中移行の詳細解析を進めている。ここでは、線量推計に必要となる、大気中放射性物質濃度の時空間分布データベースを、大気拡散シミュレーションにより構築することを目的として行った解析について報告する。

Main outcomes and future plan of the EAGLE project

久保 重信; 飛田 吉春; 佐藤 一憲; 小竹 庄司*; 遠藤 寛*; 小山 和也*; 小西 賢介; 神山 健司; 松場 賢一; 豊岡 淳一; et al.

no journal, , 

EAGLE-1及び2における日本とカザフスタンの良好な研究協力の成果として、ナトリウム冷却高速炉(SFR)の開発開始当初から半世紀以上にわたり主要安全課題となっている再臨界問題の解決が可能であることが示された。また、SFRの安全研究のための試験技術と施設が整備された。2014年から原子力機構はフランスとのASTRID協力に参加しており、シビアアクシデント対策の検討がその一つの重要課題となっている。EAGLE-1及び2の成果は、ASTRIDのシビアクシデント研究にも活用される。EAGLE-3は2015年初めから開始されており、そのテーマは、炉心損傷の後段過程における核的事故終息後の物質再配置と冷却に移っている。今後5年程度の間に一連の炉外及び炉内試験が実施される予定である。