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論文

Core performance requirements and design conditions for next-generation sodium-cooled fast reactor in Japan

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.

論文

Core design of the next-generation sodium-cooled fast reactor in Japan

菅 太郎*; 小倉 理志*; 日比 宏基*; 大木 繁夫; 前田 誠一郎; 丸山 修平; 大釜 和也

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

In Japan, a 1500MWe-scale sodium-cooled fastreactor (FR) has been designed as a commercial phaseFR for utilizing in an equilibrium FR operation era, and a 750MWe-scale FR has been as a demonstration phase FRfor realizing the commercial phase FR. Thedemonstration phase core adopts a core and a blanketfuel subassembly with the same specifications of thecommercial phase core, and is designed to satisfy designrequirements, especially to accept a broad range of fuelcompositions, which arises in a transition period from anLWR are to an FR era. By optimizing an arrangement offuel subassemblies and control rods, and employing a fluxadjuster, the demonstration phase core gets flat powerdistribution giving high core performances. And its coreand fuel specifications are materialized to satisfy thedesign requirements desired for the next-generation FR.

論文

Conceptual designing of reduced-moderation water reactor with heavy water coolant

日比 宏基*; 嶋田 昭一郎*; 大久保 努; 岩村 公道; 和田 茂行*

Nuclear Engineering and Design, 210(1-3), p.9 - 19, 2001/12

 被引用回数:20 パーセンタイル:18.5

1以上の転換比と負のボイド反応度係数を有するMOX燃料新型水冷却炉である低減速スペクトル炉の概念設計を行った。炉心はPWRの概念をもとにしており、重水を冷却材とし、燃料棒配列は三角稠密格子となっている。シード燃料集合体は、上下のブランケット領域に加え、中間ブランケットを有する軸方向非均質炉心で、ブランケット集合体をシード燃料集合体の間にチェッカーボード状に径方向に導入した径方向非均質炉心構成となっている。なお、径方向ブランケット領域は、シード燃料領域より短く設計されている。本研究では、この炉心により、1.06~1.11の高転換比と負のボイド反応度係数が達成できるとの結果が得られた。

論文

Conceptual designing of reduced-moderation water reactors, 2; Design for PWR-type reactors

日比 宏基*; 久語 輝彦; 栃原 洋*; 嶋田 昭一郎*; 大久保 努; 岩村 公道; 和田 茂行*

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.11 - 0, 2000/00

負のボイド反応度係数と1.0程度の転換比を達成するMOX燃料を用いる水冷却炉である低減速スペクトル炉の概念検討を行った。本報では、PWR型炉の2つの炉心について検討した。一方は、燃料集合体とブランケット集合体をチェッカーボード状に配置させた非均質炉心で、重水冷却により高転換比を目指した。他方は、軽水炉冷却炉心で、六角形の集合体の中央部に燃料(シード)を配置し、その周辺にブランケットを配置したシード・ブランケット型燃料集合体を採用した。本研究により、両炉心とも負のボイド反応度係数を達成でき、非均質炉心は1.1程度の転換比を、シード-ブランケット集合体炉心は1.0程度の転換比を達成できる見通しが得られた。

口頭

高速増殖実証炉に向けた炉心概念検討,3; 炉心周り遮へい設計

福地 郁生*; 多田 恵子*; 日比 宏基*; 大木 繁夫; 大久保 努

no journal, , 

2025年頃の実証炉の実現に向けて、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR: Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の出力75及び50万kWe炉心概念に関する設計検討を進めている。本報告では、おもに75万kWeプラントの炉心周り遮へい設計の概念検討状況について説明する。

口頭

次世代高速炉の炉心核設計手法,4; 今後の検討計画

森脇 裕之*; 日比 宏基*; 菅 太郎*; 大木 繁夫; 久語 輝彦; 大久保 努

no journal, , 

原子力機構と三菱重工業で共同策定した大型高速炉核設計手法の検証ロジック(案)に基づき、大型高速炉の効率的な開発に資する要検討項目を抽出した。産学連携及び有識者による第3者レビューを視野に、具体的な大型高速炉をイメージし、信頼性の高い検証の方法を構築するために必要なR&D計画(案)を策定し、マイルストーンを定めた。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計,1; 炉心設計に対する性能要求と設計条件

大木 繁夫; 近澤 佳隆; 久保 重信; 日比 宏基*; 菅 太郎*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計の結果について実証段階の炉心を中心に3件のシリーズ発表で報告する。本報では炉心設計に対する性能要求と設計条件を述べる。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計,2; 基準炉心の構築

坪井 亨*; 森脇 裕之*; 小倉 理志*; 日比 宏基*; 前田 誠一郎; 大釜 和也; 近澤 佳隆; 大木 繁夫

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の性能要求・設計条件を達成しつつ、炉心核熱特性に対する他設計からの制約条件を満足する実証段階の高速炉の基準炉心を構築した。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の原子炉周り遮蔽設計,2; 径方向中性子遮蔽合理化に向けた設計手法改良

日比 宏基*; 福地 郁生*; 増山 大輔*; 杉野 和輝; 大木 繁夫

no journal, , 

高速炉に高性能遮蔽材を用いる時に顕著となる、(a)遮蔽体からの中性子ストリーミング、(b)炉心槽での中性子束分布周方向不均一性、(c)B$$_{4}$$C遮蔽材での$$^{10}$$B燃焼効果による影響を評価し、設計対応を検討した。

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