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論文

ASTRID nuclear island design; Update in French-Japanese joint team development of decay heat removal systems

Hourcade, E.*; 三原 隆嗣; Dauphin, A.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.556 - 561, 2018/04

2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は、崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本論文では、ASTRIDのDHRSの設計方針に関する進展とレファランスとして選定した系統構成やその目的を紹介する。特に、通常の原子炉停止時の崩壊熱除去と炉壁冷却システムの役割について新たな検討を行った。また、タンク型炉の原子炉容器内での自然循環の促進を図るため、ホットプレナムとコールドプレナムとの間に冷却材流路を形成するシャッター機構を対象に設計検討を進めた。

論文

ASTRID nuclear island design; Advances in French-Japanese joint team development of decay heat removal systems

Hourcade, E.*; Curnier, F.*; 三原 隆嗣; Farges, B.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1740 - 1745, 2016/04

2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本ペーパーでは、ASTRIDのDHRSの現状の設計方針を紹介する。特に、原子炉容器内に配置される複数の熱交換器については設置位置を変えることで運転温度条件に関する多様性を確保することとしており、日本側が2014年から設計検討を開始しているコールドプール設置型の崩壊熱除去系は、過酷事故時のコアキャッチャー上の溶融物質炉心冷却機能にも活用可能となっている。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan

小竹 庄司; 阪本 善彦; 三原 隆嗣; 久保 重信*; 宇都 成昭; 神島 吉郎*; 青砥 紀身; 戸田 幹雄*

Nuclear Technology, 170(1), p.133 - 147, 2010/04

 被引用回数:33 パーセンタイル:91.95(Nuclear Science & Technology)

原子力機構は、電力会社と協力して「高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)」プロジェクトを実施している。FaCTプロジェクトでは、JSFRの概念設計検討とJSFRに取り入れる革新技術の開発を、両者の整合性に留意しつつ実施している。2015年頃までに開発を行うことが現時点での目標であり、その後、JSFR実証炉の許認可手続きに入っていくこととなる。本論文は、設計要求,JSFR設計の特徴及び経済性に関する評価結果について記述したものである。さらに、JSFRの主要な革新技術について開発状況を簡潔に紹介した。

報告書

高速実験炉「常陽」の確率論的安全評価にかかわる研究; 内的事象に対するレベル1PSA

石川 宏樹; 高松 操; 川原 啓孝; 三原 隆嗣; 栗坂 健一; 寺野 壽洋; 村上 隆典; 則次 明広; 井関 淳; 齊藤 隆一; et al.

JAEA-Technology 2009-004, 140 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-004.pdf:2.0MB

確率論的安全評価(PSA: Probabilistic Safety Assessment)は、原子炉施設の合理的安全規制・安全管理活動の一つであり、日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉のPSA手順標準化のための技術基盤整備を目的に、定格出力運転時における内的事象に対するPSAにかかわる研究を実施している。当該研究の一環として、高速実験炉「常陽」について、レベル1PSAを試行し、出力運転時における内的事象に起因して炉心損傷に至る事故シーケンスの同定及び炉心損傷頻度を定量化した。本研究の結果、「常陽」における全炉心損傷頻度は5.0$$times$$10$$^{-6}$$/炉年であり、IAEA INSAG-12に記載された炉心損傷頻度の目標値である10$$^{-4}$$/炉年(既設炉に対して)及び10$$^{-5}$$/炉年(新設炉に対して)を下回っていることを確認した。

論文

Conceptual design for Japan Sodium-cooled Fast Reactor, 1; Current status of system design for JSFR

宇都 成昭; 堺 公明; 三原 隆嗣; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司; 青砥 紀身

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9298_1 - 9298_11, 2009/05

FaCTで進めている我が国の先進ループ型高速炉(JSFR)の設計研究及び関連する革新技術開発の現状を報告する。JSFRでは経済性向上のためコンパクトな原子炉容器を設計しており、水試験による炉内流動適正化や新しい燃料交換機開発のための実規模試験体の設計・製作などを設計に反映した。建設コスト削減のため格納容器と原子炉建屋の一体化を目指しており、その技術的実現のための要素試験を行った。受動安全による安全性向上のため自己作動型炉停止機構(SASS)と自然循環による崩壊熱除去システムを取り入れており、「常陽」を用いたSASS構成要素の照射データ取得,3次元熱流動評価手法の開発成果を各々の設計に反映した。高速炉の特徴に適合する保守・補修及び検査の方針を策定し、革新的な検査技術の開発を進めている。その他、短縮化2重配管,ポンプ組込型中間熱交換器,直管2重管型蒸気発生器,再臨界回避概念,免震システムなどの重要な革新技術についても、解析的及び実験的研究とともに開発を進めている。本研究の成果は、2007年に開始した実証炉の概念検討の結果と合わせて、2010年の革新技術の採否判断の不可欠な材料となる。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan, 1; Current status of JSFR development

小竹 庄司; 三原 隆嗣; 久保 重信; 青砥 紀身; 戸田 幹雄*

Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.486 - 495, 2008/06

原子力機構は、電力会社と協力して、「高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)」プロジェクトを実施している。FaCTプロジェクトでは、JSFRの概念設計検討とJSFRに取り入れる革新技術の開発を、両者の整合性に留意しつつ実施している。2015年頃までに開発を行うことが現時点での目標であり、その後、JSFR実証炉の許認可手続きに入っていくこととなる。本論文は、設計要求,JSFR設計の特徴及び経済性に関する評価結果について記述したものである。さらに、JSFRの主要な革新技術について開発状況を簡単に紹介した。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan, 4; An Advanced design of the fuel handling system for the enhanced economic competitiveness

臼井 伸一; 三原 隆嗣; 小幡 宏幸; 小竹 庄司

Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.512 - 518, 2008/06

Na高速炉の燃料交換は、冷却材であるNaの化学的に活性で不透明であるという性質から大きな技術的課題の1つとなっている。JSFRの設計では、既存のFBRプラントでの安全で信頼性のある燃料交換運転経験に基づいてさらに合理的で信頼性のある燃料取扱い系の開発を進めている。開発は、燃料取扱い設備物量を削減し、燃料交換時間の短縮を図ることで経済的競争力を増すことを目的に幾つかの革新的な概念を研究しており、今後構成要素の試験やモックアップ試験によりその成立性を確認することとしている。

論文

JSFR; Japan's challenge towards the competitive SFR design concept with innovative technologies

三原 隆嗣; 小竹 庄司

Proceedings of 15th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/10

JSFR(JAEA Sodium Fast Reactor)の設計研究では、経済的競争力の向上が重要な開発目標の1つである。JSFRの設計研究では、NSSSの物量削減のために数々の革新技術を採用し、またBOPの物量削減を狙って完全自然循環型崩壊熱除去系を採用した。このような方策を導入した結果、経済性にかかわる設計要求を満たす可能性のあることが確認され、プラント建設費1000USD/kWe(NOAK,オーバーナイトコスト)が達成できる見通しを示すことができた。

報告書

Living PSAにおける計算高速化手法の開発; ミニマルパスセットを利用したカットセットベース計算手法の改良

三原 隆嗣

PNC TN9410 96-273, 36 Pages, 1996/11

PNC-TN9410-96-273.pdf:1.48MB

Living PASの適用例の1つとして、系統運用構成の変化に伴うリスクレベルの変動を迅速に評価するシステムの開発を進めている。計算高速化の手法としては、既に導出済のミニマルカットセット(*1)(以下mcs)に対して停止中の系統の素事象に$$Omega$$を代入し(発生確率=1とする)、ブール代数処理により新たな系統運用構成に対応するmcsを導出するカットセットベースの計算手法がある。しかし、データ容量制限のため、確率値に基づく裾切り処理により削除された項が、系統運用構成の種類によっては重要となる可能性もあることから、結果の正確さの点で問題が生ずる可能性がある。この様な問題に対処するため以下にような改良計算手法:MPS法を考案した。(1)系統運用構成別カットセットデータの準備 評価システムの稼働に必要となる電源系等のサポート系統の最小限の組み合わせを表現するミニマルパスセットを導出する。ミニマルパスセットは、$$Sigma$$MPSi(MPSiは系統運転成功の積事象)の様にミニマルパスセット項:MPSiの論理和として表現される。各々のミニマルパスセット項に対応する個々のプラント系統運用状態の下で評価システムのmcsを導出する。適切な裾切り値の設定により、当該系統運用状態の下で発生確率の点から重要となるmcs項の抜け落ちを防止することができる。(2)特定の系統運用構成条件に対するミニマルカットセットの導出 ある特定の系統運用構成は、評価システムのミニマルパスセット中の何れかの項のブール代数和として表現できることになり、対応するミニマルパスセット項を選択する。選択されたミニマルパスセット項に対応するmcs((1)で導出)についてそれらの積事象を作り、ブール代数演算により縮約・簡単化を行えば、その結果が特定の系統運用構成の下でのmcsとなる。このMPS法を高速炉モデルプラントの停止時崩壊熱除去系の信頼性評価に適用した。フォールトツリー手法や従来のカットセットベース手法による計算結果との比較から、MPS法の有効性を確認した。(*1)評価対象システムが機能喪失となるための、機器故障や人的エラー等の必要最小限の組み合わせであり、mcs=$$Sigma$$mcsi(各々の項:mcsiは素事象の積事象。例えば、mcsi=機器A故障$$times$$機器B故障)のようにブール代数式で表現される。

論文

Level-1 PSA during shutdown for an LMFBR plant

三原 隆嗣

PSAM4, , 

高速炉モデルプラントの原子炉停止時の安全向上に資することを目的として,評価用に設定した定検時系統運用計画を基に炉停止時レベル-1PSAを実施した。事故シーケンスの定量化に当たっては,猶予時間が十分に長いことを考慮し,機器の修理効果に加えて計画メンテナンス状態の系統の復帰操作や代替手段確率操作を考慮した。評価結果を基に支配的シーケンスを同定するとともにリスク増加の支配要因やリスク低減要因を分析し,定検時系統運用計画策定への提言事項,停止時事故管理方策案としてまとめた。本評価で対象とした定検時系統運用計画では,計画メンテナンス系統の存在により機能の多重性が減少する場合がありえるが,猶予時間が十分に長いことから事故時対応操作の効果(成功確率)が大きく,結果的に停止時のリスクは十分に小さくなっている。安全の維持・向上のためには,定検時のプラント運用に応じた事故対応方策の整備が重要である。

口頭

高速増殖実証炉にかかわる安全要件の整備,4; 国際標準化に関する動向と反映

岡野 靖; 三原 隆嗣; 堺 公明; 中井 良大; 久保 重信*

no journal, , 

これまでの高速炉研究開発成果を集めた高速増殖実証炉は、国内での安全要件や規格・基準類の整備の前提のもと、将来的には国際的な展開による標準化が図られるべきである。本発表では、高速増殖炉の安全性に関する国際的動向を踏まえ、安全要件の国際的なハーモナイゼーションを図るための基本的方策とロードマップを説明する。

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