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論文

Routing study of above core structure with mock-up experiment for ASTRID

高野 和也; 阪本 善彦; 諸星 恭一*; 岡崎 仁*; 儀間 大充*; 寺前 卓真*; 碇本 岩男*; Botte, F.*; Dirat, J.-F.*; Dechelette, F.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

仏実証炉ASTRIDにおいては、炉心の状態監視のため集合体出口温度や破損燃料検出のための計測設備が設置される。これらの計測用配管は炉心燃料集合体上部に設置され、炉上部機構(Above Core Structure: ACS)にて集約される。本検討では、ASTRID (1500MWth)におけるACSを対象に熱電対用配管と破損燃料検出用配管のレイアウトを3Dモデリングで検討するとともに、得られたレイアウト及び製作手順について検証するためにモックアップ試験を実施した。また、モックアップ試験を通じて製作性の観点から抽出された課題に対し、対応策を検討した。本検討は、ACSについて製作側から設計側へのフィードバックを提示するものであり、今後のACSの設計と製作性に係る知見拡大に貢献する。

論文

Thermal conductivities of Cs-$$M$$-O ($$M$$ = Mo or U) ternary compounds

徳島 ニ之*; 田中 康介; 黒崎 健*; 儀間 大充*; 牟田 浩明*; 宇埜 正美*; 山中 伸介*

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1215, p.151 - 156, 2010/10

ホットプレス及び放電プラズマ焼結(SPS)により製造したCs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$及びCs$$_{2}$$UO$$_{4}$$の熱伝導率を測定した。その結果、これらの熱伝導率はUO$$_{2}$$及びMOX燃料に比べ低い値となることがわかった。

口頭

ナトリウム冷却炉の地震津波評価,3; ダンパ手動開度調整による崩壊熱除去運転継続に関する検討

儀間 大充*; 山田 由美*; 兼為 美佳子*; 島川 佳郎*; 久保 重信

no journal, , 

長時間の全交流電源喪失(SBO)対応として、崩壊熱除去系ダンパ開度制御のための電源等が喪失することを想定し、そのような場合でも、ダンパを手動で開度調整することにより、長期の崩壊熱除去運転の継続が可能かどうかを、「時間余裕」と「運転方法」に着目して検討し、シミュレーションによりその有効性を確認した。その結果、炉心損傷やDHRS凍結に至ることなく、長期間に渡って崩壊熱除去運転継続が可能であることを確認した。

口頭

次世代高速炉の遮蔽設計における解析精度の評価,1; JENDL-4.0を用いたJASPER実験解析(バルク体系)

儀間 大充*; 多田 恵子*; 金澤 光弘*; 大木 繁夫

no journal, , 

FBR実証施設の遮蔽設計では、最新の評価済核データライブラリJENDL-4.0に基づく中性子・光子輸送計算用断面積ライブラリMATXSLIB-J40の採用を予定しており、中性子バルク透過に対する設計精度評価のためには、透過距離と計算値/実験値(C/E値)の相関性を新たに把握する必要がある。高速炉の遮蔽研究では、従来から日米共同高速炉遮蔽ベンチマーク実験(略称JASPER)により、炭化ホウ素(B$$_{4}$$C), ステンレス鋼(SS), ナトリウム(Na)等で構成される種々の形状の遮蔽体に関するバルク遮蔽特性,ストリーミング特性及びそれらに関する解析精度の評価に有用な情報を多数取得してきた。本件では、炉内構造物の高速中性子照射量の評価用E/C補正係数を対象に検討した結果について報告する。

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