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論文

Japan-France collaboration on the astrid program and sodium fast reactor

Rouault, J.*; Le Coz, P.*; Garnier, J.-C.*; Hamy, J.-M.*; 早船 浩樹; 飯塚 透*; 持田 晴夫*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.832 - 837, 2015/05

仏国は、2010年から2013年にかけて各国の機関とASTRIDプロジェクト支援協力を実施してきた。2014年、ASTRID及びナトリウム冷却高速炉に係る日本との協力関係がプロジェクトに組み込まれた。本協定機関であるCEA, AREVA, 原子力機構, 三菱FBRシステムズ及び三菱重工業は、設計及び研究開発協力に加えてジョイントチームを構成し、これは日本の貢献をフォローするとともに、共通課題に対する共同評価を実施することを特徴としており、両国の関心を共有していくこととしている。

論文

ASTRID, the SFR GENIV technology demonstrator project; Where are we, where do we stand for?

Rouault, J.*; Abonneau, E.*; Settimo, D.*; Hamy, J.-M.*; 早船 浩樹; Gefflot, R.*; Benard, R.-P.*; Mandement, O.*; Chauveau, T.*; Lambert, G.*; et al.

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.824 - 831, 2015/05

ASTRIDプロジェクトは2012年に予備概念設計を終えた。このフェイズでは、革新的なオプションの評価を実施することであった。現在、2015年まで実施する概念設計の第2フェイズにあり、概念設計全体の取り纏めと、安全オプションレポートの作成を2015年末に実施する。2014年には、日本及びVELAN社が新たなパートナーとして参画し、設計及び研究開発に係る協力関係を樹立した。ASTRIDプロジェクトの次の主なマイルストンは、堅実で一貫性のある概念設計ファイルを2015年末にリリースすることとなる。

論文

The Progress of R&Ds for JSFR innovative technologies

菊池 裕彦*; 持田 晴夫*; 井手 章博*; 飯塚 透*; 早船 浩樹

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/05

This paper shows R&Ds programs for innovative technology about main components of JSFR. JSFR is an advanced loop type Sodium-cooled Fast Reactor. Innovative technologies will be adopted in the JSFR for economic competitiveness, enhancing reliability, and safety. The concept of JSFR is to aim at reducing an amount of commodity, by reduction in the number of cooling loops, an adoption of high-chromium steel with low thermal expansion coefficient and high-temperature strength, and shortening a piping length by connection of outlet/inlet piping to an upper part of the reactor vessel, as well as the integration of a pump into IHX. Further, at secondary cooling system, higher reliable Steam Generator with double-walled straight tube using high chromium steel is adopted. In the FaCT project, a design for JSFR has been executed along design categories such as core design, reactor system, heat transport system, safety design, etc., with corresponding R&Ds.

論文

Construction of Sodium-cooled Medium-scale Modular Reactor in Consideration of In-service Inspection and Repair

菱田 正彦; 此村 守; 内田 昌人; 飯塚 透*; 神島 吉郎*

Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), P. 5112, 2005/05

JNCは、1990年に実用化戦略調査研究(FS)を開始している。ここでは、2015年までに実用化が見込める革新的技術を採用することとして、ナトリウム冷却大型炉(JSFR)及び大型炉を基に中型モジュール炉(M-JSFR)を構築し、それぞれ開発目標(建設単価20万円/kWe)を達成できることを確認している。この開発目標達成のため、JSFRでは、12Cr鋼採用による機器・配管のコンパクト化、2ループ化、安全系局限化、再臨界回避概念を採用している。M-JSFRでは、スケールデメリットを回避するため、モジュール化、2次系1ループ化を図っている。これらの概念は、Gen-Ⅳの有望な候補である。このM-JSFRに対し、Naの弱点克服を目指し、Na漏えい対策としてNa漏えい時の影響の局限化を目的として保守・補修性の向上を図った概念を検討した。そのため、軽水炉のISI方針に立脚しつつ、M-JSFRの特徴を反映して見直しを行うことにより、軽水炉と同等レベルのISI方針案を構築し、ISI対象部位を設定した。さらに、摘出された主要な部位についてISI方法を設定し、ISI性を向上させたプラント概念を検討した。また、プラント全体の補修方針を構築し、主要な部位について補修方法を設定した。そして、保守・補修性を向上させることによるプラントへの影響を評価した。その結果、保守・補修性向上策を考慮したプラント建設費は、主に原子炉容器径の拡大により約3%増加する。

報告書

高速炉燃料集合体ポーラス状局所閉塞事象の研究; 37本ピンバンドルナトリウム試験の事前サブチャンネル解析

飯塚 透; 大木 義久; 川島 滋代*; 西村 元彦; 磯崎 正; 上出 英樹

PNC-TN9410 98-022, 58 Pages, 1998/03

PNC-TN9410-98-022.pdf:1.72MB

高速炉の集合体内局所事故の安全評価において、微小粒子による厚みのあるポーラス状閉塞を想定した場合、閉塞領域内被覆管のホットスポットの発生位置及び温度を予測することが重要となる。このような課題を念頭に置き、ポーラス状閉塞の熱流動特性を総合的に評価するため、筆者らは、37本ピンバンドルに閉塞物を設置したナトリウム試験(以下、ナトリウム試験と略)を実施する予定である。ナトリウム試験に先立ち、水を作動流体として閉塞物単体の圧力損失測定試験を実施し、閉塞物の圧力損失評価式を求めた。また、ナトリウム試験の試験条件の設定に資することを目的として、ポーラス状閉塞をモデル化することが可能なサブチャンネル解析コードASFRE-IIIによる事前解析を実施した。その結果、今回のナトリウム試験の検討範囲(ヒータピン出力100$$sim$$400W/cm、流量200$$sim$$480l/min)では、最高温度と入口温度との差は出力/流量比にほぼ比例し、ナトリウム試験における目安制限温度650$$^{circ}$$Cを超える加熱条件は、出力/流量比が0.75(W/cm)/(l/min)以上の場合であるとの予測結果を得た。また、解析結果に基づき、試験条件からヒータピン最高温度が予想できるマップを作成した。

報告書

高速炉の冷却系に関する総合試験計画; 炉容器および1次冷却系モデルの検討

上出 英樹; 林 謙二; 軍司 稔; 林田 均; 西村 元彦; 飯塚 透; 木村 暢之; 田中 正暁; 仲井 悟; 望月 弘保; et al.

PNC-TN9410 96-279, 51 Pages, 1996/08

PNC-TN9410-96-279.pdf:2.92MB

動力炉・核燃料開発事業団では「原子炉冷却系総合試験」として,高速炉の実用化を目指し,実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし,原子炉容器から蒸気発生器までの1次,2次冷却系,水蒸気系,崩壊熱除去系を総合的に模擬した大型ナトリウム試験を計画している。実証炉の特徴であるトップエントリー配管システム,炉内冷却器を用い自然循環を積極的に活用した崩壊熱除去系,低温流体循環方式の炉容器壁保護系,一体貫流型蒸気発生器,再循環系を用いた崩壊熱除去運転などを含め配管短縮化,機器のコンパクト化,高信頼性崩壊熱除去システムなどについて熱流動上の課題,構造上の課題を設定し,それらを解決できる試験装置として特に原子炉容器ならびに1次冷却系の試験モデルの検討を行った。特に(1)実証炉の熱流動と構造上の課題に対する解決方策としての充足,(2)熱流動上の課題と構造上の課題のバランス,(3)総合試験として系統全体での複合現象,構成機器間の熱流動的および構造的相互作用の模擬を重視して,試験モデル候補概念の創出,予測解析を含む定量的な比較評価,モデルの選定を行った。さらに,選定モデル候補概念を元に,「原子炉冷却系総合試験」全体の試験装置概念を構築した。

口頭

直管2重管型蒸気発生器の設計研究,1; SG設計の基本方針と構造概念

木曽原 直之; 池田 博嗣; 佐藤 充*; 飯塚 透*

no journal, , 

FBRの実用化に対しては、安全性と経済性に優れたプラント概念の構築が社会的に要求されている。実用化FBRの蒸気発生器では、プラントの安全性を向上させることは勿論のこと、一般公衆が安心できるようにNa・水反応の発生を抑制し、社会的受容性を高めた設計が必要である。この観点に基づいて、2次系設置型の直管2重管型蒸気発生器(直管2重管SG)を選定し、Na水反応防止や構造・熱流動の成立性を考慮して具体的な構造を検討した。

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