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論文

Core performance requirements and design conditions for next-generation sodium-cooled fast reactor in Japan

大木 繁夫; 丸山 修平; 近澤 佳隆; 大滝 明; 久保 重信; 日比 宏基*; 菅 太郎*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04

A conceptual design study on a next-generation sodium-cooled fast reactor was conducted in Japan. This paper describes a recent review and modification of core performance requirements and design conditions for the demonstration and the commercial phases. We have highlighted the fuel composition (i.e., heavy metal nuclide composition). The fuel composition for next-generation fast reactors has a wide range depending on a variety of spent fuels used in light water reactors and the methods of recycling them in a fast reactor fuel cycle. The design envelopes of fuel composition were determined by using a remarkable correlation between fuel composition and core characteristics. The consistency of those design envelopes was checked by comparing them with the results of representative fast reactor deployment scenario simulations. Moreover, reflecting the realistic situation that a fast reactor core accepts various fuel compositions in the design envelope simultaneously, the design procedure of multiple fuel-composition loading was introduced. This paper describes the fundamental consideration of its effects, and the accompanying paper describes its practical application to core design. The design conditions and procedures concerning fuel composition variety facilitate sophisticated core design for next-generation sodium-cooled fast reactors.

論文

Japanese FR deployment scenario study after the Fukushima accident

小野 清; 塩谷 洋樹; 大滝 明; 向井田 恭子; 安部 智之

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03

福島第一原子力発電所事故後の原子力委員会による短期解析と平行して、原子力機構は高速炉サイクル導入を含む核燃料サイクルオプションについての長期解析を実施した。その結果、"2030年以降20GWe一定"ケースにおいて、ウラン需要,使用済燃料貯蔵,放射性廃棄物発生量,高レベル放射性廃棄物中の毒性に加えプルトニウム貯蔵量の削減に、高速炉サイクルの導入が大きな便益をもたらすことを明らかにした。同時に、"2030年以降20GWeから漸減"ケースにおける放射性廃棄物量及びプルトニウム貯蔵量の削減効果を明らかにした。

論文

A Forthcoming reprocessing plant for processing fast and thermal reactor fuels

駒 義和; 矢野 公彦; 大滝 明; 佐藤 浩司

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

軽水炉を中心とした燃料サイクルから高速炉への移行初期において、軽水炉燃料を処理する高速炉燃料再処理プラントについてその概念を検討した。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告 -総合評価技術検討書-

塩谷 洋樹; 大滝 明; 小野 清; 平尾 和則; 加藤 篤志; 安松 直人*; 久保田 貞衣*

JNC TN9400 2004-052, 514 Pages, 2004/09

JNC-TN9400-2004-052.pdf:8.85MB

本報告書は、フェーズⅡの中間とりまとめ(平成13年度から15年度の3ヶ年を対象)における、FBRサイクル候補概念の多面的評価、導入シナリオ評価、投資対効果評価に関する手法の開発およびその評価結果について報告するものである。

報告書

FBR水素製造技術開発プロジェクト 企画書

小野 清; 大滝 明; 近澤 佳隆; 中桐 俊男; 佐藤 博之; 関根 隆; 大岡 誠

JNC TN9410 2004-013, 76 Pages, 2004/06

JNC-TN9410-2004-013.pdf:7.23MB

本企画書は、高速炉(FBR)の熱エネルギーを利用した水素製造プロジェクトにおける、水素製造技術の特徴、実用化に向けた開発計画・体制(案)についてとりまとめたものである。電力供給以外の新しいFBR利用形態の一つとして、水素製造が現在提案されている。これは、ナトリウム冷却型高速炉を念頭に、500度C程度の熱エネルギーあるいは変換後の電気エネルギーを利用し水素を製造するものである。水素は、利用時に二酸化炭素を発生しないためクリーンなエネルギーとして、将来有望な二次エネルギーとして位置付けられている。一方、今後社会はアジア地域を中心にエネルギー需要の増加が予想され、現在の化石燃料中心の一次・二次エネルギー供給は、環境への影響と安定した供給を考えると最善の方策とは言えない。「持続可能なエネルギー供給」および「地球環境に優しいエネルギー利用」の要件を満たす可能性を持つ「FBRによる水素製造技術」の開発は、重要なオプションの一つになると考えられる。 このような認識の下、将来の水素エネルギー社会の動向を予測しながら、今後サイクル機構が進める水素製造技術開発の方向性を明らかにし、ハイブリッド熱化学法、低温水蒸気改質法、及び高温水蒸気電解法の各製造技術を対象に、その課題、スケジュール、予算、開発体制について提案を行うものである。

報告書

FBRサイクルデータベースの開発(II)

久保田 貞衣*; 大滝 明; 平尾 和則

JNC TN9410 2003-002, 84 Pages, 2003/05

JNC-TN9410-2003-002.pdf:1.4MB

FBRサイクル実用化戦略調査研究では、原子炉プラント、再処理、燃料製造のそれぞれについてシステム設計を進める一方で、FBRサイクル導入の意義を具体的に明示するためのシナリオ評価、投資対効果評価および多面的評価に取り組んである。後者の各評価では、様々な条件や局面が考えられる将来社会を想定し、FBRサイクルのニーズや社会的効用について調査・分析を行っている。この一連の評価では、システム設計による内生情報の他に、将来のエネルギー利用に係わる国内外の政策・法案、経済予測、資源需給予測、技術開発の現状や実用時期等の外生情報を考慮して、実用化に適った候補概念の提案を目指している。 本報告書で紹介するFBRサイクルデータベース(以下、サイクルDBという)は、前述のシナリオ評価、投資対効果評価および多面的評価に用いる参考情報等を、一元的に管理・検索できるよう平成11年度よりシステム化に着手した。平成12年度には市販のソフトウェアによる試作・試験運用を行い、操作性や機能面での課題を摘出し、平成13年度にはWebを用いた登録・検索機能の整備により試作システムの課題解決を図り、グループ内で運用を開始した。 さらに平成14年度は、検索機能の拡充と管理作業の効率化を図ると共に、機構内イントラネットを利用してサイクルDBの内部公開を開始した。また、サイクルDBの収録データ件数は、平成14年度に約 350件追加登録を行い、平成15年3月末時点で延べ約 7,250件に至る。 今後の計画では、FBRサイクル実用化戦略調査研究フェーズIIにおける各種評価の関連情報の入力を継続する。また、検索機能の利便性の向上や経済性データベースとの連携策の検討に取り組む予定である。

報告書

FBRサイクル導入シナリオの検討(III)-水素利用社会を想定したハードパスとソフトパスの新たな協調概念-

大滝 明; 小野 清; 小沢 正基; 平尾 和則

JNC TN9400 2002-035, 43 Pages, 2002/06

JNC-TN9400-2002-035.pdf:1.79MB

本報告書は、FBRサイクル実用化戦略調査研究におけるFBRサイクル導入シナリオ構築の一環として実施した。水素利用社会におけるハードパスとソフトパスとの新たな協調概念の検討結果について報告するものである。本研究では、環境保全政策と水素利用を21世紀の潮流として捉え、将来の水素利用社会を想定した資源とエネルギーフロー概念、核燃料サイクルとソフトパス (分散電源、燃料電池自動車、化学プラント等) との協調概念をそれぞれ検討した。また、核燃料サイクルの貢献が期待される分野として、原子力によるCO2 フリーエネルギー(電力、水素等)に加え、水素利用の普及に伴って需要増加が予想される白金族系元素を使用済み燃料の再処理廃液から回収するシナリオを提案し、その需給ポテンシャルについて試算した。さらに、代表的な回収元素の放射能特性の評価、利用促進課題の摘出を行った。今後は、環境に配慮した資源とエネルギーの供給システムを提案するために、回収元素についてはFBRサイクルを含めた供給ポテンシャルや経済性を評価する。また、エネルギー供給については、電力と水素の需給を通じて、火力や原子力のような大規模設備とコージェネレーション等の分散型設備が協調的に機能するシステム概念を具体化し、それに必要なインフラストラクチャー概念の検討を行う予定である。

報告書

FBRサイクルデータベースの開発

久保田 貞衣*; 大滝 明; 平尾 和則

JNC TN9400 2002-034, 41 Pages, 2002/06

JNC-TN9400-2002-034.pdf:1.76MB

FBRサイクル実用化戦略調査研究では、FBRサイクル導入の意義を具体的に提示すするためのシナリオ評価、投資対効果評価および多面的評価が、原子炉プラント、再処理、燃料製造のシステム設計と並行的に行われている。これらの評価では、システム設計で得られた設計データに加えて、将来のエネルギー利用に関連する経済予測、資源需給予測、技術開発の現状や実用見通し等の内外の情報を考慮して、実用化に適した FBR候補概念のイメージを提案する。本報告書で紹介する FBRサイクルデータベースは、さまざまな設計情報や内外の情報を一元的に管理・検索できるようシステム化したものである。この FBRサイクルデータベースは、平成12年度にプロトタイプを試作し、平成13年度にはプロトタイプが有していた利用者が常時一人に限定される等の課題を Web化により改善した。このデータベースの情報登録数は、設計データ、各種の内部検討結果、外部情報を含め約7,000件(平成14年3月末時点)に達する。今後の計画では、 FBRサイクル実用化戦略調査研究フェーズIIにおける各種評価の関連情報の入力を継続すると共に、利用範囲の拡大等について検討する。

報告書

FBRサイクル導入シナリオの検討(II)-エネルギー需給形態の多様化と原子力の共生に関する考察-

大滝 明; 小野 清; 平尾 和則

JNC TN9400 2002-033, 97 Pages, 2002/03

JNC-TN9400-2002-033.pdf:4.18MB

本報告書は、高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究における FBRサイクル導入シナリオの構築の一環として、将来の原子力利用の在り方を探るために実施した調査・検討結果について報告するものである。調査・検討は、エネルギー産業ならびに電気事業が直面している今日の課題をはじめ、近年、国内で注目されている分散型電源の導入状況、分散型電源と大規模集中型電源との共生策、エネルギー需要他近郊への設置が着たいされる小型炉の開発状況について、幅広い視点から行った。とくに分散型電源は、電気事業者が供給している電力需要低下の一つの要因になっており、その導入規模は今後も拡大していくものと予想されるため、将来の電源計画および原子力計画にインパクトをもたらすと考えられる。また、燃料電池やマイクロガスタービン等の小規模な分散型電源では、温室効果ガスを放出しない水素利用が見込まれることから、原子力の夜間余剰電力で製造した水素を二次エネルギー媒体とする大規模集中型電源と分散型電源の共生策(負荷平準化ビジネスモデル)の概念を提案した。今後はこの負荷平準化ビジネスモデルに適った電源構成の具体化をはじめ、 FBR導入規模、負荷率およびCO2削減量等について定量な分析・評価を行う予定である。

報告書

総合評価技術検討書 -実用化調査戦略研究(フェーズI)報告書-

篠田 佳彦; 大滝 明; 小藤 博英; 小野 清; 平尾 和則

JNC TN9400 2001-061, 335 Pages, 2001/03

JNC-TN9400-2001-061.pdf:17.62MB

本報告書は、FBRサイクル実用化戦略調査研究フェ一ズ1(平成11年$$sim$$13年3月)におけるFBRサイクルシステム候補概念特性評価手法の開発について報告するものである。評価項目は、開発目標に技術的実現性を加えた6項目とした。即ち、従来多くの特性評価において解析対象となっている経済性、資源有効利用性、安全性に加え、今回新たに環境負荷低減性(フェーズ1では放射性物質に着目)、核拡散抵抗性、技術的実現性を追加し、各候補概念の「(多面的)目標達成度評価」を試みた。また、フェーズ2以降の活用を目指し、政策評価手法として多く用いられる「投資対効果評価法」のFBR研究開発への適用について検討した。更に、長期的時系列物質収支解析を行うと共に、FBRが21世紀社会に如何に利用されていくかといった観点から、最近、燃料電池用に着目されている「水素製造にFBRを利用するシナリオ」を提案した。なお、評価に用いた各種資料・データをデータベースとして整理、検索可能とした。

報告書

FBR導入シナリオの検討

小野 清; 小藤 博英; 大滝 明; 米澤 重晃; 篠田 佳彦; 平尾 和則; 池上 哲雄

JNC TN9400 2001-036, 151 Pages, 2000/12

JNC-TN9400-2001-036.pdf:5.43MB

本研究は、「実用化戦略調査研究」の一環として、様々な条件が考えられる将来の多くのエネルギー需給シナリオから、高速炉(FBR)の導入促進に至るシナリオを取り出し、「将来、如何なる社会になり如何なる条件が整えば、どのような性能のFBRが導入され得るのか」について、その概要を検討し取りまとめたものである。原子力の導入に影響を与える因子としては、「21世紀を通して堅調な一次エネルギー需要の伸び」や「CO2排出制約」などが挙げられる。一方、FBRの導入に影響を与える因子としては、「天然ウラン資源の枯渇」や「放射性廃棄物への懸念」などがある。シナリオ構築にあたっては、主に経済性、環境負荷、エネルギー・セキュリティおよび天然ウラン資源制約の視点に着目した。経済性向上シナリオでは、CO2税等を考慮した場合、他電源に比べて原子力の経済性が相対的に向上し、FBRにおいても将来の軽水炉並の経済性が達成された場合、ベース電源やミドル電源として導入が進む可能性が示唆された。環境負荷低減シナリオでは、高レベル放射性廃棄物の処分場負荷低減や毒性低減を目指して、MAやFPをリサイクルし効率的に燃焼、変換できるFBRの導入が進むことが考えられる。エネルギー・セキュリティ確保シナリオでは、今後も大きなェネルギー需要が予測されるアジア地域に着目した場合、石油や天然ウラン等のエネルギー資源の域外依存度を減らす観点からFBRの導入が進む。天然ウラン資源制約シナリオでは、世界および日本国内、いずれの地域においても遅くとも21世紀中葉までにはFBRを導入する必要があることが分かった。

報告書

世界における原子力エネルギー最大供給可能量の検討

小野 清; 大滝 明; 平尾 和則; 久保田 貞衣*; 辺田 正則*

JNC TN9400 2001-028, 51 Pages, 2000/12

JNC-TN9400-2001-028.pdf:1.96MB

本研究では、世界全体を対象に、将来のエネルギー供給において原子力にどこまで期待できるのかを探るため、天然ウラン資源を可能な限り利用するという観点から原子力の最大導入可能量を試算した。試算にあたり、立地問題、財政問題等の社会的な条件は、今回の試算では無視し、純粋にサイクル諸量上の観点から原子力の可能性を捉えることに専念した。原子力の導入シナリオとして以下の3つを想定した。1)軽水炉ワンススルー体系2)軽水炉とプルサーマル体系3)軽水炉とFBR体系試算の結果、以下の成果が得られた。軽水炉ワンススルー体系あるいは軽水炉とプルサーマル体系では、IIASA/WECのエネルギー供給見通し(基準Bケース)が達成できないばかりでなく、原子力発電設備容量は21世紀中葉頃から徐々に減少し、22世紀初頭には天然ウラン資源を消費し尽くしフェーズアウトしてしまう。一方、FBRによるプルトニウム利用を積極的に進めた場合、原子力発電設備容量はFBRの導入開始時期や増殖性能により異なるものの、原子力が来世紀以降も持続可能な重要なエネルギー・オプションの一つとなる。

報告書

核燃料サイクルにおける物質収支解析手法の機能拡張

大滝 明; 小野 清; 篠田 佳彦; 辺田 正則*; 久保田 貞衣*; 平尾 和則

JNC TN9410 2000-006, 74 Pages, 2000/04

JNC-TN9410-2000-006.pdf:3.01MB

核燃料サイクルにおける物質収支を迅速かつ定量的に評価する目的で、サイクル諸量評価コード「FAMILY」の機能拡張、ならびに廃棄物中に含まれるTRUとLLFP(長寿命FP)の蓄積量計算コードの開発などを行った。実施内容は次の通り。(1)MAの収支計算が可能な「FAMILY-MA」を作成した。(2)FAMILYコードのポスト処理ツールを作成した。(3)汎用表計算ソフトを用いてサイクル諸量簡易計算ツールを作成した。(4)廃棄物中のTRU,LLFP蓄積量計算コードを開発した。

報告書

プラント動特性解析コードSuper-COPDの開発(III)-入出力用インターフェースプログラム説明書-

岩崎 隆*; 大滝 明

PNC TN9460 96-005, 66 Pages, 1996/05

PNC-TN9460-96-005.pdf:1.21MB

SUPER‐COPD(SC)によるもんじゅ原子炉の動特性解析の効率化を図るため、入出力データ変換処理プログラムおよびポストデータ処理プログラムを開発した。前者は入力フォーマットに合わせて実測データを解析の境界条件となるように変換するプリプロセッサであり、実測データの一次遅れ補正機能と単位および入出力形式の変換機能を有するプログラムである。一方、後者は実測データ及びSCによる計算結果を、汎用の図表処理ソフトから利用可能とするため、SC入力形式に変換して出力するポスト処理機能を有している。この開発により、プラント動特性解析結果や実測データの統計処理及び図表処理が容易になった。

報告書

もんじゅ2次冷却系ナトリウム漏洩時プラント挙動解析 -Super-COPDによる漏洩停止時間と漏洩量の評価-

大滝 明; 大平 博昭

PNC TN9410 96-142, 102 Pages, 1996/04

PNC-TN9410-96-142.pdf:4.37MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」における2次主冷却系ナトリウム漏洩事故評価の一環として、漏洩発生からナトリウムドレン完了までのプラント挙動を一次元プラント動特性コードSuper・COPDにより解析し、ナトリウム漏洩停止時間および漏洩部における配管内冷却材圧力(漏洩部冷却材圧力)の時間変化について評価した。また、Super・COPDで解析した漏洩部冷却材圧力を基に漏洩ナトリウム量の評価を行った。ドレン時におけるナトリウム配管内のレベル変化から、ナトリウム漏洩停止時間は漏洩発生から3時間41分34秒後の23時28分頃と評価された。漏洩ナトリウム量の評価では、漏洩部の圧力損失係数($$zeta$$=2.16)を、動燃と東芝/石川島播磨重工が各々実施した漏洩量測定水試験データから求め、その圧力損失係数と動特性解析による漏洩部冷却材圧力から漏洩率ならびに漏洩量を算出した。$$zeta$$=2.16における平均漏洩率は48.9g/sec、最小漏洩率および最大漏洩率はそれぞれ35.5g/secおよび51.9g/secとなった。漏洩ナトリウム量は、漏洩時間を19時46分15秒から23時27分49秒までとすると約650$$pm$$38kgと評価された。

報告書

プラント動特性解析コードSuper-COPDの開発,2; もんじゅ試運転データによる自然循環解析機能の検証

大滝 明

PNC TN9410 96-054, 170 Pages, 1995/12

PNC-TN9410-96-054.pdf:5.89MB

自然循環による崩壊熱除去の評価に対するプラント動特性解析コードSuper-COPDの適用性を検討するため、1次/2次熱輸送系単独の場合及びそれらを組み合わせた場合を対象としたもんじゅ自然循環模擬試験の解析を実施した。1次系の解析では炉心部のモデル化及び系統の圧力損失特性を、2次系の解析ではオーバーフロー系の汲み上げの有無をパラメータにそれらの影響を検討した。1次系及び2次系の自然循環解析では、炉心部流路のモデル化とともに、自然循環力を算出する流路の軸方向高さに関する入力データが重要である。また、過渡変化の開始から自然循環状態への移行過程において、熱輸送系の自然循環流量が定格値の1$$sim$$2%と比較的少ない場合は、自然循環力の評価に対して配管部の温度成層化の影響がみられることから、成層化に対するモデル化の必要性が指摘された。自然循環移行過渡時に2次系蒸発器側流路に生じる流れ方向の順流/逆流の変化は、オーバーフロー系の考慮により再現できた。1次系2次系とを組み合わせた総合解析結果と実測データは、$$pm$$10%範囲内で一致しており、自然循環除熱特性評価に対するSuper-COPDコードの適用性及び系統全体解析モデルの妥当性が確認できた。

報告書

原子炉冷却系総合試験計画 平成6年度の検討結果

大平 博昭; 家田 芳明; 井上 正明; 児玉 徹彦; 大滝 明; 仲井 悟; 林 謙二

PNC TN9410 95-187, 194 Pages, 1995/07

PNC-TN9410-95-187.pdf:10.46MB

FBRの構造及び熱流動に関する技術課題を解決するための原子炉冷却系総合試験について、専門家による「原子炉冷却系総合試験検討W/G」により具体的な試験実施内容を検討した.平成6年度は、平成5年度の検討対象をさらに広げて、実用化に向けた構造及び熱流動の技術課題の解決を主目的として、以下の流れで検計した.1.実用化に向けたFBR固有の技術課題の見直し2.解析コードの役割と試験との関係の明確化3.試験課題の分析と明確化4.試験手法の検討これらの検討の結果、課題解決のための試験項目を絞り込むとともに、試験装置に関する3つの基本仕様案を摘出し、それらの試験目的に対する充足性や経済性を比散した。さらに、各試験項目に関する試験計画を策定し、試験装置に対する要求事項を摘出するとともに、今後の試験装置や試験計画の詳細化を行う上での要点を明確化した。本報告書は、上記検討内容およびその結果導き出された試験項目と解決のための手法や、各試験計画及び試験装量への要求事項をまとめたものである。この成果は今後の試験計画に反映される。

報告書

プラント動特性解析コードSuper-COPDの開発; もんじゅ総合機能試験データによる検証

大滝 明; 宮川 明; 仲井 悟

PNC TN9410 95-060, 204 Pages, 1995/02

PNC-TN9410-95-060.pdf:7.96MB

モジュール型汎用プラント動特性解析コードSuper-COPD開発の一環として、計算モデルの妥当性確認、試験施設による検証結果の妥当性確認を主目的として、「もんじゅ」総合機能試験でデータによる検証を行った。実施内容は次のとおり。(1)実機システムデータの整備実機最確値ベースのデータを各種試験データに基づいて整備した。(2)検証環境の整備総合機能試験データの入出力等のインターフェースプログラムを作成した。(3)総合機能試験データの検討総合機能試験データから検証データの選定、また検証対象として中間熱交換器および蒸気発生器、補助冷却設備を選定した。(4)検証およびモデル修正検証対象の各機器ならびにモジュールに必要な特性評価、検証計算、検証に基づくモデルの修正および最適パラメータの設定を行った。検証の結果得られた結論は以下のとおりである。(1)中間熱交換器メッシュ分割数、プレナム熱容量等の推奨値を設定するとともに、性能試験で確認すべき項目を明らかにした。(2)蒸気発生器放熱値の範囲の設定、プレナム熱容量を含むプレナムモデルの妥当性確認、熱計算への流量の影響度を確認するとともに、蒸気発生器有効流路断面積の変化効果を明らかにした。(3)補助冷却設備空気冷却器伝熱特性、流動特性の評価とモデル化、熱容量の推奨値の設定、インターロック、制御系モデル、送風機およびベーン等の動的機器モデルの妥当性を確認した。本検証により、試験施設縮小モデルによる検証結果およびモジュール化した各計算モデルの妥当性を確認した。

報告書

平成4年度大型高速炉設計研究; 60万Kwe級プラントの熱過渡解析

大滝 明; 仲井 悟; 田辺 裕美

PNC TN9410 93-137, 142 Pages, 1993/04

PNC-TN9410-93-137.pdf:4.97MB

平成4年度の大型高速炉設計研究の一環として,実証炉規模の60万kWe級プラントを対象に動特性解析を実施し,各種異常事象に伴う熱過渡特性を定量的に把握した。解析ケースは「もんじゅ」熱過渡解析における事象IIIおよび本プラント特有の水系再循環系故障の5事象を想定し,モジュール型汎用プラント動特性解析コードSuper-COPDを用いて解析を行った。また,「もんじゅ」熱過渡解析結果との照合により改善が必要な熱過渡について緩和策を検討・立案し,その有効性を解析的に確認した。各解析ケースにおける概要を以下に示す。1)1次主循環ポンプ軸固着では,事故ループの2次系ホットレグに$$Delta$$T=約145度のコールドショックが観測された。この温度落差は安全保護系の動作時間や2次系流量半減時間の短縮,ポニーモータ流量の見直し等により「もんじゅ」を下回る$$Delta$$T=約60度まで軽減できた。2)2次主循環ポンプ軸固着では「もんじゅ」と比較し有意な温度変化の相違がないことを確認した。3)主給水管破損および主蒸気管破損では,各配管破損から20分程度経過した後に2次系コールドレグ部が約435度と高温になることが判明した。これはホットレグ温度相当のナトリウムが補助冷却系(ACS)流量の約1.5倍の流量でSG出口から2次系コールドレグ配管に流れ込むために発生しており,SG側ナトリウム流量を5.75%から0.6%に変更した結果解消され,「もんじゅ」とほぼ同様の結果を得た。4)再循環系は原子炉トリップ時の熱過渡を緩和し,且つプラントの早期再起動を容易に行う目的で設けられている。この再循環系の故障を想定した解析では,故障ループのSG出口ナトリウムが給水温度相当まで低下し,プラント全体の温度が急速に低下する。この対策として「SG出口ナトリウム温度低」信号により故障ループのSG給水を遮断するシステムインターロックを講じることで急速な温度低下を回避できる見通しを得た。

報告書

大型FBR設計研究, 平成3年度上期; 高温待機状態の成立性に関する系統降温特性調査結果

大滝 明

PNC TN9410 92-032, 103 Pages, 1991/09

PNC-TN9410-92-032.pdf:2.65MB

電気出力60万kw級のFBR設計研究で計画されている高温待機状態は、冷却系の熱過渡を緩和し、且つプラントの再起動を容易にする目的で、トリップ発生から約48時間にわたって冷却材温度を300$$^{circ}$$C程度で維持することを達成目標にしている。この高温待機状態の課題を摘出するため、平成2年度設計条件に基づく本プラントの放熱量や構造材重量、冷却材重量を調査し、さらに各調査結果を反映したSuper-COPDの入力データを用いてナトリウム系の降温特性解析を実施した。同時に、高温待機状態の達成に必要な対策を案出した。本報告書は、高温待機状態の成立性評価方法に関する検討結果や一連の調査結果、系統降温特性等について報告するものであり、以下に要約を示す。(1)本プラントの温度応答は「もんじゅ」とほぼ同様の挙動を示す。その原因として「もんじゅ」に準じた安全保護系と系統運用を適用したことが考えられる。(2)また、「もんじゅ」と同様にA/Cが本プラントで最大の放熱源となる。(3)系統全体の放熱量は定格時で約3.2MWt、崩壊熱除去運転末期(入口ダンパ「全開」入口ベーンおよび出口ダンパ「制御下限状態」)で系統温度が300$$^{circ}$$Cの時には約3.3MWtと推定される。(4)現状で原子炉容器入口温度が300$$^{circ}$$Cまで低下する時間は約14時間であり、この時点の降温率は約3.5$$^{circ}$$C/hrである。(5)定格流量で運転する循環ポンプの総入熱量は8.1MWt程度(1次系:約6MWt,2次系:約2.1MWt)と推定されるため、系統全体の降温抑制に充分適用可能である。また、崩壊熱を含めた全入熱量と系統放熱量がバランスする流量でポンプを運転することにより温度制御も可能と考える。以上の結果を踏まえ、今後は高温保持時間の延長や急速な温度応答の緩和を目指したプラント運用方法を具体化するとともに、評価手法の整備を行う計画である。

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