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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
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。
大内 祐一朗; 北村 隆文; 柴田 寛; 嶽 徳夫*; 紙野 善和*; 川原 康博*
no journal, ,
原子力機構では、高速増殖原型炉「もんじゅ」及び高速実験炉「常陽」用取替燃料製造用原料のMOX粉末を、2014年頃に青森県六ヶ所村にある日本原燃六ヶ所再処理工場(RRP)より調達することを計画している。新規輸送容器の開発及び核物質防護区分Iに対応できる輸送システムの整備を実施している。新規輸送容器の設計は2002年より開始された。輸送容器の安全性及び安全解析手法の妥当性の確認を目的に、2007年から2009年にかけてフルスケールの原型容器を用いて、RRPでのハンドリング試験,収納物模擬発熱体を用いた伝熱試験,IAEA輸送規則TS-R-1で定められているBU型核分裂性輸送物の技術基準に従った安全性実証試験を実施した。船舶積載を目的に、設計した輸送物を収納するための輸送コンテナの設計を実施した。また、海上輸送時の安全性評価の一環として、MOX粉末の海上輸送時の環境影響評価についても実施した。