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向 和夫; 荒井 眞伸; 伊藤 和寛; 大川内 靖
日本原子力学会誌ATOMO
, 56(9), p.554 - 560, 2014/09
エネルギー基本計画で、「もんじゅ」を進めることが改めて明確になった。しかし、その運転再開時期については、いまだに不透明のままである。「もんじゅ」をめぐる現場は今、どうなっているのか。一方で、日米原子力協力協定の改定が2018年に迫り、この時までに「もんじゅ」が運転を再開していなければ、日本に認められている核燃料サイクル政策の実行に悪影響を及ぼす可能性があるとも言われている。これらにどう対処していけばよいのか。東京工業大学の澤田哲生氏と「もんじゅ」の技術者で議論を行った。
綿引 俊介; 花川 裕規; 今泉 友見; 永田 寛; 井手 広史; 小向 文作; 木村 伸明; 宮内 優; 伊藤 正泰; 西方 香緒里; et al.
JAEA-Technology 2013-021, 43 Pages, 2013/07
JAEA-Technology-2013-021.pdf:5.12MB
世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により、その数は減少しているが、原子力発電の導入を計画している国では、原子力人材育成、科学技術の向上、産業利用、軽水炉の安全研究のために、試験研究炉の必要性が高まっている。日本原子力研究開発機構では、平成22年度より試験研究炉設計のための環境整備及び人材育成のため、汎用小型試験研究炉の検討を開始し、平成24年度までに概念検討を行う予定である。平成23年度は、汎用小型試験研究炉の炉心構成の検討、汎用性及び実用性の高い照射設備の検討及びMo製造のためのホットラボ設備の検討を実施した。その結果、炉心構成の検討結果として、照射物を考慮した原子炉の未臨界度及び連続運転時間について確認するとともに自動制御運転中における反応度外乱に対する原子炉の過渡応答について、定格出力運転中の汎用小型試験研究炉は、自動制御運転が十分に可能であることを確認できた。また、照射設備の検討としては、Mo-99のような短半減期ラジオアイソトープの効率的な大量生産の実現が期待できることを確認し、ホットラボ設備の検討においては、Mo製造,RI搬出等を考慮したうえで迅速に試料を配布できるセル・設備を考案した。
今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.
JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01
JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB
世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月
平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。
此村 守; 一宮 正和; 向 和夫
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 9 Pages, 2012/00
もんじゅにおける研究開発及びこれに関連する研究開発について、2025年ごろまでの長期研究開発計画と、今後5年程度の具体的な研究開発内容とをまとめ、もんじゅを利用した研究開発計画の概要を広く国内外に公表する。本研究開発計画は、もんじゅの安全・安定運転による運転経験の蓄積,もんじゅのデータによる解析コードの検証、及び将来の照射施設に向けた準備を行うことを目的としている。これらの成果は実証炉の設計・運転に活用される。
向 和夫
技術総合誌OHM, 98(1), p.39 - 44, 2011/01
高速増殖炉(FBR)は、長期的エネルギー安定供給や環境負荷低減等の観点から次世代炉の本命である。その高速増殖炉の実用化を目指し、高速増殖炉サイクル実用化研究開発と高速増殖原型炉もんじゅ研究開発の2大プロジェクトを推進している。「もんじゅ」は、平成22年5月6日に運転再開を果たし、5月8日には臨界を達成して性能試験の第一段階である炉心確認試験を実施し、安全上の技術基準を満足していることが確認されるとともに、将来炉の炉心設計に有益なデータを取得した。今後の「もんじゅ」では、性能試験の次のステップである「40%出力プラント確認試験」に向けた準備を着実に行い、安全確保を最優先として、透明性を高め、性能試験を進めていくとともに、国内関係機関との連携の下、我が国の高速増殖炉サイクル実用化に向けて、FaCTプロジェクトを着実に推進していく。原子力機構は、エネルギー安定供給と環境問題を同時解決するために、国民の理解と信頼を得つつ、着実に原子力の研究開発を進めていくことに今後も努力していく。
仲井 悟; 金子 義久; 向 和夫
保全学, 9(4), p.44 - 49, 2011/01
高速増殖原型炉「もんじゅ」は、平成7年12月の2次主冷却系ナトリウム漏えい事故以降、約14年半の長期に渡り停止状態であった。長期停止状態にあるもんじゅの試運転再開に向け、社会的な受容の確立,トラブル時の迅速な対応を含めた運転管理の向上,透明性の向上をはじめとした各種取り組みを行ってきた。保全の分野においては、ナトリウム漏えいにかかわる安全性の向上を目的とした改造工事,長期間停止しているプラントを再開するための設備の健全性確認,停止期間中の各種トラブル発生で顕在化した保守管理の問題を解決するための保全プログラムの導入などを行ってきた。これらの活動により、平成22年5月6日には、14年半ぶりに試運転を再開し、再開後の第1段階の性能試験である炉心確認試験を7月22日までに、計画通り完了することができた。
森薗 孝次; 竹内 則彦; 高山 宏一; 弟子丸 剛英; 向 和夫
Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 5 Pages, 2008/10
高速増殖原型炉もんじゅは、日本初の研究開発のための高速増殖炉プラントであり、発電プラントとしての信頼性の実証とナトリウム取扱技術の確立などの研究開発を目的としている。もんじゅは1985年に建設を開始し、1994年に初臨界、1995年に40%出力を達成したが、同年末の試験運転中に発生したナトリウム漏えい事故により、以来、12年間に渡って停止状態にある。本件では、この長期停止プラントの再起動に向けた取り組みについて紹介する。
向 和夫
エネルギーレビュー, 27(9), p.42 - 45, 2007/09
国は高速増殖炉サイクルの実用化調査研究フェーズ2の成果を評価し、ナトリウム冷却高速炉(酸化物燃料),先進湿式法再処理,簡素化ペレット法燃料製造の組合せを主概念に選定した。今後、原子力機構は、主概念に開発資源を集中的に投資し、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)としてその実用化を目指す。FaCTプロジェクトでは、2010年に革新的な技術の採否判断が行われる。2015年には技術体系を整備し、実証施設及び実用施設の概念設計を提示する。その成果によって2025年に実証炉が運転開始されるよう、FaCTプロジェクトは国際協力を活用しながら進められる。
向 和夫
原子力総合シンポジウム2007講演論文集, p.111 - 118, 2007/05
国は高速増殖炉サイクルの実用化調査研究フェーズ2の成果を評価し、ナトリウム冷却高速炉(酸化物燃料),先進湿式法再処理,簡素化ペレット法燃料製造の組合せを主概念に選定した。今後、原子力機構は、主概念に開発資源を集中的に投資し、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)としてその実用化を目指す。FaCTプロジェクトでは、2010年に革新的な技術の採否判断が行われる。2015年には技術体系を整備し、実証施設及び実用施設の概念設計を提示する。その成果によって2025年に実証炉が運転開始されるよう、FaCTプロジェクトは国際協力を活用しながら進められる。
向 和夫; 佐賀山 豊; 近藤 悟; 岩村 公道; 杉山 俊英
原子力eye, 53(3), p.24 - 33, 2007/03
FBRサイクルの実用化戦略調査研究フェーズ2の国による評価が終了し、これから「FBRサイクル実用化研究開発」が始まる。革新的な技術の具体化と「もんじゅ」における開発成果を踏まえ、実用施設・実証施設の概念構築を中心に、原子力機構の主要プロジェクトとして集中的な研究開発が進められる。2010年には、その開発成果を評価し、高い確度を持った見通しで革新技術の採否を判断する予定である。また、FBRサイクルの研究開発に関し、グローバル原子力エネルギー・パートナーシップ構想,第4世代原子力システム国際フォーラム,革新的原子炉及び燃料サイクル国際プロジェクトなど、世界的な動向が活発化している。
向 和夫
21世紀の環境とエネルギーを考える, Vol.31, p.5 - 20, 2006/08
我が国におけるFBRサイクル導入の意義は、エネルギー資源の問題と環境負荷低減の問題との調和的な解決を図ることにある。「FBRサイクルの実用化戦略調査研究」のフェーズIIでは、総合的に最も優れた概念と評価された「ナトリウム冷却炉,先進湿式法再処理及び簡素化ペレット法燃料製造の組合せ(酸化物燃料)」を主として開発を進めていく概念として選定した。本概念については、経済性向上のため出力や処理規模の増加、そして多くの革新技術が導入されている。研究開発リスクの低減を図りつつ、多くの革新技術を含む実用施設の建設・運転を実現していくには、実験・実証施設や機器の規模の段階的なスケールアップを図り、開発目標への適合性や革新技術の実現性
信頼性を着実に検証していく必要がある。世界ではFBRサイクルの実用化を目指した研究開発が大きく加速されつつある。FBRサイクル技術の先進国として「常陽」,「もんじゅ」,「再処理施設」及び「MOX燃料製造施設」を有し、FBRサイクルの具体的な実用化概念を提示してきた実績と優位性を活かし、我が国の総力を挙げてFBRサイクルの実用化への研究開発を着実に進めていく必要がある。
向 和夫
原子力eye, 52(6), p.20 - 23, 2006/06
実用化戦略調査研究フェーズII成果の概要として、開発目標,有望な候補概念の検討と研究開発の重点化,今後の研究開発計画案と課題について概括した。フェーズII研究にあたっては5つの開発目標を設定して研究を進め、それぞれの能力を最大限に引き出すことが可能なFBRシステム及び燃料サイクルシステムを構築した。また、それらを組合せたFBRサイクルシステムとしての有望概念の技術総括を行い、主として開発を進めていく概念と補完的に開発を進めていく選択肢を提示した。今後の研究開発については、主概念に重点的に投資していくこととし、補完概念は技術的実現性の観点から重要な課題を中心に進めることが適切と考える。実用化に向けたFBRサイクルの研究開発は、2015年頃までの技術体系整備に向けた第一段階,実用化を見通すためのFBRサイクル技術の実証のための第二段階,商業ベースでの本格導入を目指して実用化を推進する第三段階の三つの段階を踏んで徐々にステップアップを図りながら進めることが適切である。
向 和夫
エネルギーレビュー, 26(4), p.8 - 11, 2006/04
実用化戦略調査研究フェーズII成果の概要,軽水炉サイクルから高速増殖炉(FBR)サイクルへの移行,実用化に向けたFBRサイクルの研究開発の展開と課題を示し、今後の「FBRサイクル実用化への道のり」への展望を述べる。フェーズIIの成果として、主として開発を進めていく概念と補完的に開発を進めていく選択肢を提示した。今後の研究開発については、主概念に重点的に投資してくこととし、補完概念は技術的実現性の観点から重要な課題を中心に進めることが適切と考える。FBRサイクルへの移行については、既存の軽水炉の廃止が始まる2030年頃から2050年頃までは次世代軽水炉を導入し、その後は商用FBRを導入することとし、FBRの商用導入開始までは六か所の軽水炉再処理で分離・回収されたPuはプルサーマルで利用する。実用化に向けたFBRサイクルの研究開発は、2015年頃までの技術体系整備に向けた第一段階,実用化を見通すためのFBRサイクル技術の実証のための第二段階,商業ベースでの本格導入を目指して実用化を推進する第三段階の三つの段階を踏んで徐々にステップアップを図りながら進めることが適切と考えられる。
長尾 美春; 宮澤 正孝; 小向 文作; 藤木 和男
JAERI-Tech 2003-067, 33 Pages, 2003/07
JAERI-Tech-2003-067.pdf:1.63MB
大洗研究所JMTR(定格出力50MW)は、第145サイクルの共同利用運転を行っていた2002年5月14日午前11時40分頃、「制御棒外部コイル追従不良」のスクラム信号が発信し自動停止した。本件について原因調査を行った結果、5本の制御棒のうちの一つであるSH-3について追従不良検出回路のリレー端子に緩みがあり、接触不良によってリレーが作動してスクラム信号が発信したと判断された。しかし調査の過程で、自動制御棒に使用されていた制御棒SR-1位置の記録から、自動停止前数時間のSR-1の挙動が複雑で実際に追従不良が生じた可能性も否定できなかったため、SR-1の挙動について、原子炉の動特性の観点から分析を行った。その結果、当日午前7時前後から自動停止に至る約5時間のSR-1の位置変化は、1次冷却水の温度変化による減速材温度反応度,運転員による出力調整,燃料中の235Uの燃焼による反応度変化、の影響が重なり合ったものであることがわかった。
田畑 俊夫; 長尾 美春; 小向 文作; 那珂 通裕; 武田 卓士*; 藤木 和男
JAERI-Tech 2002-100, 108 Pages, 2003/01
JAERI-Tech-2002-100.pdf:4.44MB
JMTRの燃料の最高燃焼度を増加させて燃料をより有効に使用し、年間運転日数の増加を図れるよう、炉心構成の改良を検討した結果、改良LEU炉心として、従来のLEU炉心中央部の反射体要素2体に代えて燃料要素2体を追加した新しい炉心構成を決定した。本報告書は改良LEU炉心の安全評価にかかわる熱水力解析の結果をまとめたものである。解析の範囲は、熱設計にかかわる定常解析,運転時の異常な過渡変化及び事故について、それぞれ原子炉設置変更許可申請書の添付書類八,同十に記載された事象である。解析条件は核計算によって得られた熱水路係数等に基づいて保守的に定めた。解析により燃料温度,DNBR,一次系冷却水温度に関する安全上の判断基準を満足することを確認し、これらの結果は原子炉設置変更許可申請に使用された。改良LEU炉心についての設置許可は平成13年3月27日に取得し、同年11月の第142サイクルより同炉心による運転を開始した。
小向 文作; 那珂 通裕; 田畑 俊夫; 長尾 美春; 武田 卓士*; 藤木 和男
JAERI-Tech 2002-067, 75 Pages, 2002/08
JAERI-Tech-2002-067.pdf:3.41MB
JMTRでは、燃料の燃焼度を増加させてより有効に利用することによって運転日数を大幅に増加させる検討を行った結果、従来のLEU炉心に対して標準燃料要素を新たに2体追加して燃料要素29体で構成された改良LEU炉心を考案した。本炉心の核特性をSRACコードシステムを用いて解析した結果、LEU炉心と比べて運転サイクル開始時の過剰反応度が若干大きくなるなどの違いはあるものの、JMTRの安全設計における核特性の設計方針を満足することを確認した。また、本炉心では1サイクル当たり最長32日までの運転が可能であり、燃料要素平均の燃焼度を最高約54%まで増加できることから、従来の4サイクル分の燃料要素消費数で年間180日以上の運転が可能なことがわかった。
長尾 美春; 小向 文作; 田畑 俊夫; 武田 卓士; 藤木 和男
JAERI-Tech 99-063, 57 Pages, 1999/08
JMTRの炉心構成を、第125運転サイクル(98.11.17~)から、従来の混合炉心(MEU燃料2体、LEU燃料20体及びLEUフォロワ燃料5体装荷した炉心)をMEU6炉心(MEU燃料6体、LEU燃料16体及びLEUフォロワ燃料5体を装荷した炉心)に変更した。そこで、今回の炉心構成の変更に伴う照射試験に対しての影響を検討するため、核的な照射場特性の変化について解析を行った。MEU6炉心の核的な照射場特性は、従来の混合炉心とほぼ同等あり、照射試験に対して大きな影響を与えないことを確認した。
田畑 俊夫; 小向 文作; 長尾 美春; 島川 聡司; 小池 須美男; 武田 卓士; 藤木 和男
JAERI-Tech 99-021, 68 Pages, 1999/03
JMTRでは1994年の第111サイクルから、1炉心あたり濃縮度約20%のLEU燃料(標準燃料要素20体、燃料フォロワ5体)と濃縮度45%のMEU燃料(標準燃料要素2体)を装荷した混合炉心で運転を行っている。保有する未使用のMEU燃料の有効利用と早期使用を促進するため、1炉心あたりのMEU燃料の装荷数を増加させる検討を行った。その結果、1炉心あたりのMEU燃料の装荷数を現在の2体から6体に増量することにより、炉心の核特性を大幅に変更することなく、かつ、MEU燃料の有効利用を進めることが可能であることがわかった。これに基づき、MEU燃料を6体装荷した炉心の安全解析を行い、現行の設置許可に述べられた安全性に関する設計方針及び安全評価の判断基準を満たすことを確認した。
武田 卓士; 小向 文作; 松井 智明; 小森 芳廣; 藤木 和男; 大岡 紀一
デコミッショニング技報, (17), p.55 - 62, 1997/12
材料試験炉臨界実験装置(JMTRC)は材料試験炉(JMTR)の運転に必要な炉心特性データを実験的に求める目的で、JMTR本体に先立つ1965年に作られた臨界実験装置である。同年の初臨界以降、数多くの実験に活用されてきたが、所期の使用目的が達成されたこと、また老朽化による施設実験の観点からも、主要部分の解体撤去を実施するに至った。本解体は原子炉規制法に定められた「解体届」の3番目の適用例であり、臨界実験装置としては初めてのものである。本報告は、解体の計画、手続き、撤去工事についての概要をまとめたものである。
岩井 孝; 清水 道雄; 中川 哲也; 相沢 静男; 宮田 精一; 川又 一夫; 小向 文作; 齋藤 順市; 板橋 行夫; 酒井 陽之; et al.
JAERI-M 90-027, 28 Pages, 1990/02
JMTR燃料の濃縮度低減化計画に際し、低濃縮ウラン(LEU)燃料の安全評価に資するため、高温時(600
Cから1100C)における核分裂生成物(FP)の放出率測定装置を開発し本試験を行った。試料は、JMTRにて1サイクル(燃焼度約22%
U)照射したLEUの分散型シリサイド燃料と中濃縮ウラン(MEU)の分散型アルミナイド燃料である。試験は、照射終了後10日から90日の間に行い、試料を600Cから1100Cまで100Cステップで加熱し、各温度において放出される
Kr、
Xe、
I、
Cs、
Ra、
Te等のFPの放出量をキャリアガスに乾燥空気を使用して測定した。試験の結果、各試料においてKr、Xe、I、TeはU-Al合金燃料についてG.W.Parker等の行った試料結果よりやや低い放出率を示した。しかし1個のシリサイド燃料においてCs、Ruが、またアルミナイド燃料においてCsがやや高い放出率を示した。
