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論文

Design study on measures to prevent loss of decay heat removal in a next generation sodium-cooled fast reactor

近澤 佳隆; 久保 重信; 島川 佳郎*; 金子 文彰*; 庄司 崇*; 中田 崇平*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

次世代ナトリウム冷却高速炉において第4世代原子炉に求められる安全要求を満たす除熱系喪失対策の検討を行った。設計基準の完全自然循環の崩壊熱除去系3系統に加え、独立した代替冷却設備の具体化を行った。

論文

Design approach for decay heat removal systems based on the safety design criteria for Gen-IV sodium-cooled fast reactor

加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 早船 浩樹; 横井 忍*; 中田 崇平*; 谷 明洋*; 島川 佳郎*

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.616 - 623, 2014/04

設計拡張状態として除熱系喪失事象を対象に、JSFRの崩壊熱除熱設備の強化設計について報告する。設計要求は、第4世代ナトリウム冷却炉の安全設計クライテリアを参照した。構築した概念に対する有効性評価, 信頼性評価についても報告する。

口頭

ナトリウム冷却炉の地震津波評価,2; 全電源喪失時の炉心冷却機能の検討

中田 崇平*; 近澤 佳隆; 久保 重信; 佐藤 充*; 松村 篤*

no journal, , 

FBR実証施設の安全設計クライテリア構築を目的に、近年発生した最大規模の津波により外部電源及び非常用発電機が使用不可能となる全交流電源喪失が発生した場合の崩壊熱除去系による炉心冷却機能を検討した。これらの検討結果から、炉心冷却機能を確保するための課題について紹介する。

口頭

高速炉の原子炉冷却系及び燃料貯蔵設備の地震,津波耐性評価

加藤 篤志; 近澤 佳隆; 山野 秀将; 久保 重信; 早船 浩樹; 佐川 寛*; 岡村 茂樹*; 中田 崇平*

no journal, , 

Na冷却ループ型高速炉(JSFR)は免震装置の採用を前提とし、設計基準地震動Ssは、近年に生じた地震条件を包絡している。このため、主要機器で十分な耐震裕度を確保できる見込みが得られた。また、津波による海水系の機能喪失に対しては、自然循環のみによる崩壊熱除去が可能なため、安全上重要な機器のヒートシンクを大気のみとしている。全交流電源喪失に至った場合でも、自然循環に期待することで、プラントを安定した冷却状態に導くことが可能な見込みである。

口頭

GIFの安全設計クライテリアに適合するSFRのLOHRS対策設備の検討,2; 設備構成の検討

加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 中田 崇平*; 横井 忍*

no journal, , 

Generation-IVインターナショナルフォーラムで検討されている第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)のための安全設計クライテリア(SDC)に適合しうる除熱系喪失事象(LOHRS)対策設備の検討を実施した。本稿では、SDCの要求に対応した設備構成の検討結果について報告する。

口頭

JSFRにおける電源喪失時の崩壊熱除去系凍結までの余裕時間評価

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 中田 崇平*; 松村 篤*; 佐藤 充*

no journal, , 

JSFRにおいて全交流電源が喪失した場合には、非常用バッテリの期待時間以降は崩壊熱除去系の制御がなくなり空気冷却器の凍結に至る可能性がある。本検討では空気冷却器の凍結までの時間余裕を解析によって評価した。

口頭

第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計ガイドラインに関わる検討,8; 冷却系安全設計ガイドラインの要点

佐藤 大輔*; 中田 崇平*; 久保 重信

no journal, , 

安全設計ガイドライン(SDG)へ反映すべき重要な項目のうち、冷却材系に関連する「6高温・低圧条件に耐える機器設計」、「7カバーガスとそのバウンダリ」、「8液位確保対策」、「9ナトリウム漏えい燃焼抑制対策」、「10ナトリウム-水反応対策」、「11自然循環の活用」、「12信頼性確保(多様性・多重性)」、「13中間冷却材系の格納機能」の概要を、対応する次世代SFRの設計概念を踏まえて説明する。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の除熱系喪失対策

近澤 佳隆; 久保 重信; 島川 佳郎*; 金子 文彰*; 庄司 崇*; 中田 崇平*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉において第4世代原子炉に求められる安全要求を満たす除熱系喪失対策の検討を行った。設計基準の完全自然循環の崩壊熱除去系3系統に加え、独立した代替冷却設備の具体化を行った。

口頭

オーステナイトステンレス鋼とフェライト鋼の照射損傷組織と強度特性に及ぼすDPAとHe生成量の効果

若井 栄一; 高屋 茂; 永江 勇二; 鈴土 知明; 平出 哲也; 松井 義典; 野上 修平*; 長谷川 晃*; 阿部 弘亨*; 岩井 岳夫*; et al.

no journal, , 

オーステナイト鋼やフェライト鋼は様々な原子力材料や加速器ターゲット材料等に使用されている。これらの材料は照射によって微細組織や強度特性が変化し、DPAやHe生成量による影響を受けることが知られている。本研究は様々な照射手法を用いDPAとHe生成量に関する引張、クリープ特性等の変化を明らかにすることを目的とした。本研究の供用材には、316鋼, ボロン添加した316鋼, 304鋼、及びHCM12A鋼を用いた。500$$^{circ}$$Cから600$$^{circ}$$Cの温度領域で原子炉照射にJOYOとJRR-3Mの照射、東北大学サイクロトロンによるHe注入、東京大学HITイオン照射などを実施した。DPAの増加に伴って照射硬化量が増加し、He生成量の増加に伴い、その割合が増える傾向にあった。He量の増加に伴い、その寿命が低下すると共に、DPA増加によってもその低下が大きくなることが分かった。He生成量が増えた材料の破面では粒界割れの発生が見られた。一方、照射組織に関してはサイクロトロンでHe注入したこれらの鋼で空孔型クラスターに対するミクロ組織と陽電子寿命測定の結果では、フェライト鋼の方がより大きなクラスターが存在する正の相関を示す結果を得た。

口頭

崩壊熱除去系構成と貫通型DRACSバイパス流抑制対策の検討

加藤 篤志; 山根 勇馬*; 中田 崇平*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉(SFR)の崩壊熱除去系の一つとして、貫通型直接炉心冷却系(貫通型DRACS)の検討を進めている。崩壊熱除去系構成と貫通型DRACSのバイパス流抑制対策構造について報告する。

口頭

タンク型ナトリウム冷却高速炉における崩壊熱除去系概念とプラント基本運用

加藤 篤志; 市川 健太*; 中田 崇平*; 近澤 佳隆; 安藤 将人

no journal, , 

タンク型ナトリウム冷却高速炉の概念検討において、自然循環除熱の活用や除熱方式の多様性確保等を考慮した崩壊熱除去系概念を構築し、原子炉トリップ後の基本的なプラント運用方針を策定した。

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