Sodium-cooled Fast Reactors

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

https://shop.elsevier.com/books/sodium-cooled-fast-reactors/morishita/978-0-12-824076-2

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。

平成30年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤井 朋子; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 山田 椋平; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; et al.

JAEA-Review 2019-045, 120 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-045.pdf:2.54MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成30年4月1日から平成31年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

平成28年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤田 博喜; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 吉井 秀樹*; 檜山 佳典*; 大谷 和義*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.

JAEA-Review 2017-037, 119 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-037.pdf:2.58MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成28年4月1日から平成29年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

Development of the pump-integrated intermediate heat exchanger in advanced loop-type sodium-cooled fast reactor for demonstration

天野 克則; 江沼 康弘; 二神 敏; 井上 智之*; 渡邊 壮太*

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

http://doi.org/10.1115/ICONE24-60064

GIFにおいてSFRのSDC, SDGの検討が進められている。原子力機構と三菱FBRシステムズは革新的ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計を行っており、この中でポンプ組込型IHXの安全対策について評価してきた。更に、保守・補修についても検討されている。ポンプ組込型IHXはこれら要求を満足するために最適化されてきた。本稿では耐震性、Naリーク時のGVの信頼性、Na-水反応時のCSEJの信頼性確保のための最適化検討について述べる。また、この最適化により影響が出る熱過渡、ポンプとの共振、伝熱管摩耗それぞれの評価についても述べる。

Reactor antineutrino monitoring with a plastic scintillator array as a new safeguards method

小栗 秀悟*; 黒田 康浩*; 加藤 陽*; 中田 量子*; 井上 慶純*; 伊藤 主税; 蓑輪 眞*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 757, p.33 - 39, 2014/09

https://doi.org/10.1016/j.nima.2014.04.065

商用原子力発電所において遠隔で原子炉の運転状態を監視することにより保障措置活動へ適用することを目標として、多数のプラスチックシンチレータから構成されるアレイ型の原子炉反ニュートリノ検出器を開発した。関電大飯発電所2号機(熱出力3.4GW)の炉心から36m離れた原子炉建屋外の地上部に1本10kgのプラスチックシンチレータ36本から構成されるアレイ検出器を設置して、原子炉運転時及び停止時を含む2月間にわたり、原子炉から発生する反電子ニュートリノの測定を行った。その結果、検出効率3.2%で反電子ニュートリノを測定でき、原子炉運転時と停止時の計数率の違いは2211 events/dayであり、原子炉が運転中か停止中かを判断できることを示した。シンチレータを36本から100本へ増加することにより、測定精度を改善して5の信頼度で原子炉の運転/停止が判断できる見通しである。

Proposal of the screening method for prevention of the accumulation of the ratcheting strain derived from the movement of the temperature distribution

岡島 智史; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 井上 康弘*; 渡邊 壮太*

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07

The prevention of excessive deformation by thermal ratcheting is important in the design of high-temperature components of fast breeder reactors (FBR). This includes evaluation methods for a new type of thermal ratcheting caused by a traveling temperature distribution. Igari et al. proposed a mechanism-based evaluation method to evaluate thermal ratcheting caused by temperature distributions traveling long and short distances. In this paper, we simplify the existing method and propose a screening method to prevent thermal ratcheting strain in the design of practical components. The proposed method consists of two steps to prevent the continuous accumulation of ratcheting strain. To validate the proposed method, we performed a set of elasto-plastic finite element method (FEM) analyses, with the assumption of elastic perfectly plastic material.

Communication-overlap techniques for improved strong scaling of gyrokinetic Eulerian code beyond 100k cores on the K-computer

井戸村 泰宏; 仲田 資季; 山田 進; 町田 昌彦; 今村 俊幸*; 渡邉 智彦*; 沼波 政倫*; 井上 晃*; 堤 重信*; 三吉 郁夫*; et al.

International Journal of High Performance Computing Applications, 28(1), p.73 - 86, 2014/02

https://doi.org/10.1177/1094342013490973

A plasma turbulence research based on five dimensional (5D) gyrokinetic simulations is one of the most critical and demanding issues in fusion science. To pioneer new physics regimes both in problem sizes and in time scales, an improvement of strong scaling is essential. In this work, the strong scaling and the parallel efficiency of a gyrokinetic toroidal 5D Eularian code GT5D is dramatically improved by novel developing communication overlap techniques. On the K-computer, excellent strong scaling is achieved beyond 100 k cores with keeping the sustained performance of 10% ( 307 TFlops using 196,608 cores), and simulations for next generation large-scale fusion experiments are significantly accelerated.

Development of numerical techniques toward extreme scale fusion plasma turbulence simulations

井戸村 泰宏; 仲田 資季; 山田 進; 町田 昌彦; 今村 俊幸*; 渡邉 智彦*; 沼波 政倫*; 井上 晃*; 堤 重信*; 三吉 郁夫*; et al.

Proceedings of 31st JSST Annual Conference; International Conference on Simulation Technology (JSST 2012) (USB Flash Drive), p.234 - 242, 2012/09

http://www.jsst.jp/e/JSST2012/extended_abstract/pdf/98.pdf

A plasma turbulence research based on 5D gyrokinetic simulations is one of the most critical and demanding issues in fusion science. To pioneer new physics regimes both in problem sizes and in time scales, an improvement of strong scaling is essential. Overlap of computations and communications is a promising approach to improve strong scaling, but it often fails on practical applications with conventional MPI libraries. In this work, this classical issue is clarified, and resolved by developing communication overlap techniques with mpi_test and communication threads, which work even on conventional MPI libraries and network hardwares. These techniques dramatically improve the parallel efficiency of a gyrokinetic Eularian code GT5D on K and Helios, which adopt dedicated and commodity networks.

Comparison of creep-fatigue evaluation methods with notched specimens made of Mod.9Cr-1Mo steel

安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 唐戸 孝典*; 渡邊 壮太*; 井上 修*; 川崎 信史; 江沼 康弘*

Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 11 Pages, 2011/07

To compare and evaluate these estimation methods, a series of creep-fatigue test was carried out with notched specimens. All the specimens were made of Mod.9Cr-1Mo steel. Deformation controlled creep-fatigue tests and temperature controlled creep-fatigue tests were performed and creep-fatigue lives, crack initiation and propagation processes were observed by digital micro-scope and replica method. A series of elastic Finite Element Analysis were carried out and number of cycles to failure was predicted by several creep-fatigue damage evaluation methods. Then these results were compared with test results. Four types of evaluation methods which are stress reduction locus method, simple elastic-follow up method, the method using conventional Neuber's rule and the methods described in JSME FBR design code were applied. In addition that, experimental based estimation were also compared.

Time-resolved X-ray diffraction study on surface structure and morphology during molecular beam epitaxy growth

高橋 正光; 米田 安宏; 井上 博胤*; 山本 直昌*; 水木 純一郎

Journal of Crystal Growth, 251(1-4), p.51 - 55, 2003/04

https://doi.org/10.1016/S0022-0248(02)02375-8

MBE成長のさい、二次元成長する系では、一原子層ごとの成長に対応して、RHEED強度振動がおきることが知られている。同様の回折強度振動は、X線でも見られる。一般に、回折強度Iは、表面の原子配列で決まる構造因子Fと、表面粗さ因子mとの積I=Fmで表される。従来は、回折強度Iの測定から、主に表面粗さmに着目した議論がなされていた。これに対し本研究では、散漫散乱強度の測定から、Fとmを分離した解析が可能であることを示す。基板温度435でGaAs(001)成長を行なったとき、成長前の表面はc(44)構造であるが、成長中は表面のGa濃度が増えるため、21構造に変化する。したがって回折強度変化には、表面粗さ以外に、Fの変化に由来する成分も含まれる。本方法により、Fとmの寄与が分離して求められた。