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論文

Safety requirements expected for the prototype fast breeder reactor "Monju"

齋藤 伸三; 岡本 幸司*; 片岡 勲*; 杉山 憲一郎*; 村松 健*; 一宮 正和*; 近藤 悟; 与能本 泰介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05

Japan Atomic Energy Agency set up "Advisory Committee on Monju Safety Requirements" in order to establish original safety requirements expected to the prototype FBR "Monju" SFRs use sodium as coolant. It is not necessary to increase primary system pressure for power generation because of the high boiling point of sodium (883$$^{circ}$$C at atmospheric pressure) and sodium coolant liquid level can be maintained by guard vessels. It would therefore not result in core uncovering accident in early stage even in the case of a loss of primary coolant accident which could occur in LWRs, and hence forced pressure reduction and coolant injection are not necessary for SFRs. Liquid sodium can be used in the wide temperature range and be cooled by natural circulation. In addition, multiple accident management strategies by manual operation can be applied because temperature increase is generally gradual even under accident conditions and grace period (several to several ten hours) before significant core damage occurs can be achieved due to large heat capacity of sodium in systems. This paper summarizes the above mentioned safety requirements expected to Monju discussed by the committee.

論文

Role of nuclear energy to a low carbon society

齋藤 伸三*; 小川 益郎; 日野 竜太郎

Global Warming, p.141 - 158, 2010/09

本稿は、地球温暖化問題やエネルギー安全保障に対する原子力エネルギーの役割を低炭素社会構築の観点からまとめたものである。世界のエネルギー消費量の展望,想定される化石資源埋蔵量,炭酸ガス放出量の予想などについて概観し、低炭素社会に向けて炭酸ガス放出やコストなどに対する各種エネルギー源(再生可能エネルギーや原子力など)の優位性を総括的に評価した。そのなかで、低炭素社会を構築するには、世界のエネルギーの半分以上が消費されている非発電分野での化石燃料消費を削減することが重要であり、炭酸ガス放出のない原子力エネルギーを発電のみならず非発電分野に利用する有効性を明らかにした。その有効性を実証する方策として、日本原子力研究開発機構で開発した超高温ガス炉(VHTR)である高温工学試験研究炉(HTTR)、炭酸ガスを排出することなく水を熱分解して水素を製造する熱化学法ISプロセスを紹介し、さらに、これらの技術を統合することによりVHTRで発生する熱を80%もの効率で利用することができる最先端の原子力エネルギーシステムである高温ガス炉カスケードシステムについて紹介した。

論文

原子力利用の最新; 経済規模評価

齋藤 伸三*; 田中 隆一*; 久米 民和; 井上 登美夫*; 高橋 祥次*

原子力eye, 54(5), p.34 - 41, 2008/05

原子力利用の経済規模を、エネルギー利用と放射線利用に大別して評価を行った。原子力発電による経済規模を需要端において評価すると、原子力エネルギー利用の経済規模は約4兆7,400億円と算出された。一方、放射線利用については、工業,農業,医学・医療の分野における利用に分類して評価を行った。工業利用分野では照射設備,放射線計測機器,非破壊検査,放射線滅菌,高分子加工及び半導体加工等がある。半導体加工の放射線寄与率25%、ラジアルタイヤ加工の放射線寄与率4%として求めた工業利用の経済規模は約2兆3,000億円であった。農業分野における放射線利用経済規模は、照射利用が100億円、突然変異育種が2,500億円、アイソトープ利用・放射能分析が150億円と算出され、総額2,800億円と評価された。医学・医療分野の経済規模は、保険診療が1兆5,000億円、保険外診療が300億円で、合計1兆5,400億円と評価された。したがって、放射線利用の経済規模の総額は4兆1,100億円となった。この結果、原子力利用全体の経済規模は総額8兆8,500億円と求められた。

報告書

地質環境モデルの構築技術に関する研究(II)-研究概要-

辻本 恵一*; 篠原 芳紀*; 齋藤 茂幸*; 上田 真三*; 大橋 東洋*; 佐々木 良一*; 富山 真吾*

JNC TJ8400 2003-040, 78 Pages, 2003/02

JNC-TJ8400-2003-040.pdf:1.45MB

従来の地層処分の研究分野では仮想的な地質環境を前提に性能・安全評価が実施されてきたが,今後は具体的な地質環境条件を考慮した設計・シナリオに基づいて安全評価を行うことが重要になると考えられる。そのため地層処分の研究を構成する3分野(地質環境条件の調査,処分技術,安全評価)の連携が世界的な研究課題である。そこで,各分野における試験データ取得から解析・評価に至るまでの情報の流れを整理し,これらを有機的かつ階層的に統合した知識ベースとして体系化してゆくことが重要となる。本研究では,平成13年度に実施した「地質環境モデルの構築技術に関する研究」の成果に基づいて,地質環境モデルの成果に基づいて,地質環境モデルの構築に関するワークフローの整理及び拡充を行った。地質構造及び水理分野におけるワークフローを見直し,地球化学及び岩盤物性分野のワークフローの検討を行った。さらに地質環境モデルの構築技術の体系化に基づいて,統合解析システムの地質環境分野のデータベース(知識ベース)機能を実現するための設計検討を作った。データベースの設計検討を行い,システムの設計検討に資するためにプロトタイプを作成した。

報告書

地質環境モデルの構築技術に関する研究(II)-成果報告書-

辻本 恵一*; 篠原 芳紀*; 齋藤 茂幸*; 上田 真三*; 大橋 東洋*; 佐々木 良一*; 富山 真吾*

JNC TJ8400 2003-039, 395 Pages, 2003/02

JNC-TJ8400-2003-039.pdf:7.74MB

従来の地層処分の研究分野では仮想的な地質環境を前提に性能・安全評価が実施されてきたが,今後は具体的な地質環境条件を考慮した設計・シナリオに基づいて安全評価を行うことが重要になると考えられる。そのため地層処分の研究を構成する3分野(地質環境条件の調査,処分技術,安全評価)の連携が世界的な研究課題である。そこで,各分野における試験データ取得から解析・評価に至るまでの情報の流れを整理し,これらを有機的かつ階層的に統合した知識ベースとして体系化してゆくことが重要となる。本研究では,平成13年度に実施した「地質環境モデルの構築技術に関する研究」の成果に基づいて,地質環境モデルの成果に基づいて,地質環境モデルの構築に関するワークフローの整理及び拡充を行った。地質構造及び水理分野におけるワークフローを見直し,地球化学及び岩盤物性分野のワークフローの検討を行った。さらに地質環境モデルの構築技術の体系化に基づいて,統合解析システムの地質環境分野のデータベース(知識ベース)機能を実現するための設計検討を作った。データベースの設計検討を行い,システムの設計検討に資するためにプロトタイプを作成した。

報告書

地質環境モデルの構築技術に関する研究-研究概要-

辻本 恵一*; 篠原 芳紀*; 齋藤 茂幸*; 上田 真三*; 河村 裕二*; 富山 真吾*; 大橋 東洋*

JNC TJ8400 2002-030, 100 Pages, 2002/03

JNC-TJ8400-2002-030.pdf:0.98MB

従来の地層処分の研究開発では仮想的な地質環境を前提に性能・安全評価が実施されてきたが、今後は具体的な地質環境条件を考慮した設計・シナリオに基づいて安全評価を行うことが重要になると考えられる。そのため地層処分の研究開発を構成する3分野(地質環境条件の調査、処分技術、安全評価)の連携が世界的な研究課題である。そこで、各分野における試験データ取得から解析・評価に至るまでの情報の流れを整理し、これらを有機的かつ階層的に統合した知識ベースとして体系化していくことが重要となる。本研究では統合解析システムの開発に資するため、第2次取りまとめに向けて構築されてきた地質環境の調査技術、及び地質環境モデルの構築技術を整理するとともに、今後建設が進められる深地層の研究施設への適用性も考慮した上で、これらを知識ベースとして体系化するための検討を実施した。検討に際しては、地質環境特性調査手法の体系化と、地質構造及び水理地質構造モデルの構築手法の体系化を行った。また地質環境モデルの構築に関する品質保証方法の検討を行った。次に、地質環境モデルの構築手法の体系化結果に基づいて統合解析システムで扱うデータを検討して、データベース構造の設計を行った。また、統合データベースに保存されたデータに対する画像処理機能の設計検討を行った。さらに将来的に統合解析システムに取り込むための情報として追加評価モデルについて整理した。

報告書

地質環境モデルの構築技術に関する研究-成果報告書-

辻本 恵一*; 篠原 芳紀*; 齋藤 茂幸*; 上田 真三*; 河村 裕二*; 富山 真吾*; 大橋 東洋*

JNC TJ8400 2002-019, 480 Pages, 2002/03

JNC-TJ8400-2002-019.pdf:7.86MB

従来の地層処分の研究開発では仮想的な地質環境を前提に性能・安全評価が実施されてきたが、今後は具体的な地質環境条件を考慮した設計・シナリオに基づいて安全評価を行うことが重要になると考えられる。そのため地層処分の研究開発を構成する3分野(地質環境条件の調査、処分技術、安全評価)の連携が世界的な研究課題である。そこで、各分野における試験データ取得から解析・評価に至るまでの情報の流れを整理し、これらを有機的かつ階層的に統合した知識ベースとして体系化していくことが重要となる。本研究では統合解析システムの開発に資するため、第2次取りまとめに向けて構築されてきた地質環境の調査技術、及び地質環境モデルの構築技術を整理するとともに、今後建設が進められる深地層の研究施設への適用性も考慮した上で、これらを知識ベースとして体系化するための検討を実施した。検討に際しては、地質環境特性調査手法の体系化と、地質構造及び水理地質構造モデルの構築手法の体系化を行った。また地質環境モデルの構築に関する品質保証方法の検討を行った。次に、地質環境モデルの構築手法の体系化結果に基づいて統合解析システムで扱うデータを検討して、データベース構造の設計を行った。また、統合データベースに保存されたデータに対する画像処理機能の設計検討を行った。さらに将来的に統合解析システムに取り込むための情報として追加評価モデルについて整理した。

報告書

Design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 新藤 雅美; 塩沢 周策; 茂木 春義; 大久保 実; 伊藤 昇; 新藤 隆一; et al.

JAERI 1332, 247 Pages, 1994/09

JAERI-1332.pdf:11.53MB

現在原研は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温における先端的基礎研究の実施を主な目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設を進めている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850$$^{circ}$$C、高温試験運転時950$$^{circ}$$Cであり、燃料・材料の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。本報は、平成2年11月にHTTRの安全審査が終了し、設置許可を受けたことから、主要機器の設計の概要をまとめるとともに、関連するR&D、安全評価等について報告するものである。

論文

日本原子力研究所における研究開発のあゆみ

斎藤 伸三

電気評論, 0(2), p.57 - 63, 1994/02

平成5年には、安全性研究では地震リスク評価手法の完成、NSRRによる照射済燃料実験及び放射性廃棄物処理処分研究等の進展、原子炉廃止措置では生体遮蔽コンクリ-トの制御爆破方式による解体、核融合研究では臨界プラズマ実験装置JT-60による世界最高の核融合積125兆個・億度・秒/cm$$^{3}$$の達成、放射線利用では電子線による排煙処理で実プラントにおいて所期の性能達成等があった。これらのほか、燃料サイクル安全工学研究施設、高温工学試験研究炉、大型放射光施設等の建設の進展、原子力船「むつ」の解役に伴う燃料の取出し、Pu消滅用新型燃料の開発、多方面に及ぶロシア支援や先端基礎研究センターの発足などがトピックスとして挙げられる。

報告書

NSRR可視カプセル実験における燃料発熱色からの温度評価

中村 武彦; 斎藤 伸三; 江森 康文*; 難波 久男*; 吉永 真希夫

JAERI-M 93-068, 37 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-068.pdf:3.09MB

NSRRでは、反応度事故及び炉心損傷事故時の燃料挙動を調べる実験が続けられている。その際、燃料被覆管の温度は熱電対により測定されている。しかし、2000Kを超える温度域では、熱電対が破損するために、実験の全過程に渡る被覆管の温度履歴を測定する事が困難であった。この問題に対処するため、可視カプセル実験で得られた燃料棒の過渡挙動の撮影カラーフィルムを使って燃料棒の表面温度を評価する方法を開発した。この方法により、燃料の損傷が起こる高温域での被覆管温度を知り、さらに数点の熱電対からでは知る事の困難な詳細な温度分布を評価する事が出来た。

論文

HTTRの開発現状と熱利用試験

斎藤 伸三

原産セミナ-「高温ガス炉開発と熱利用技術の展望」, p.1 - 10, 1992/02

HTTRの設計の詳細を説明し、建設の現状とスケジュールを報告する。また、完成後に予定している熱利用試験の計画について述べる。

論文

21世紀の原子力を予測する; 高温ガス炉

斎藤 伸三

原子力工業, 38(1), p.24 - 30, 1992/01

高温ガス炉の構造と特徴を述べるとともに、高温ガス炉及び利用系について現状の技術レベルと技術開発の展望を詳述した。そして、21世紀中葉における高温ガス炉の利用を、発電、熱電供給、水素、メタノール等の燃料製造、各種産業への利用に分けて予測するとともに、炭酸ガス放出低減への寄与を評価した。

論文

Design concept and construction status of HTTR

斎藤 伸三; 数土 幸夫; 田中 利幸; 馬場 治

91-JPGC-NE-16, 8 Pages, 1991/00

1991年3月に建設を開始した高温工学試験研究炉(HTTR)は、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cの高温ガス炉である。HTTRは高温ガス炉技術の確立と高度化、核熱利用技術の実証と高温における先端的基礎研究を目的としている。本報では、HTTRの概要について述べるとともに、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成するための設計上の考慮と安全上の特徴について述べている。また、建設の現状と将来の運転計画についても述べている。

論文

Present status of HTGR development program in Japan

斎藤 伸三

Energy, 16(1-2), p.129 - 136, 1991/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.03(Thermodynamics)

日本においては、1969年より高温ガス炉の開発を行ってきたが、1989年度予算で高温工学試験研究炉の建設着工のための予算が認められた。建設予定地は日本原子力研究所の大洗研究所であり、試験研究炉は高温ガス炉の技術基盤の確立と高度化及び高温に関する先端的基礎研究を目的としている。試験研究炉は熱出力30MW、原子炉出口温度定格850$$^{circ}$$C、高温試験運転時950$$^{circ}$$Cである。将来的には核熱利用系を接続した試験も計画している。現在、国の安全審査を受けており、1989年度中に設置許可を取得し建設に約5年かけ、1995年度に臨界の予定である。

論文

Design and safety consideration in the High-Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実

Energy, 16(1-2), p.449 - 458, 1991/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:52.11(Thermodynamics)

高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計の基本方針を述べ、設計の概要をまとめた。さらに、安全上重要かつ特有な課題について、その論理構成とバックデータを説明した。すなわち、燃料の許容設計限界について被覆燃料粒子と破損機構との関係から運転時の異状な過渡変化までの状態に対して最高温度を1,600$$^{circ}$$Cと制限すること及びその根拠、原子炉出口温度950$$^{circ}$$C達成の原子炉冷却材圧力バウンダリ設計上の要求事項、事故時崩壊熱除去方法と信頼性、FP閉じ込めと格納容器の必要性等について詳述した。

論文

Analytical method and result of off-site exposure during normal operation of High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

沢 和弘; 見上 寿*; 斎藤 伸三

Energy, 16(1-2), p.459 - 470, 1991/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:68.64(Thermodynamics)

高温工学試験研究炉(HTTR)の通常運転時における被ばく評価を行うために、1%の被覆層破損率を仮定して核分裂生成物の放出量計算を行なった。炉心から排気筒までの放出過程を考慮し、計算に当たって連続放出と間欠放出を評価した。HTTRの年間の実効線量当量は0.77$$mu$$Sv/yとなり、十分小さい値であることが示された。

論文

Present status of the High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫

Nucl. Eng. Des., 132, p.85 - 93, 1991/00

 被引用回数:18 パーセンタイル:86.18(Nuclear Science & Technology)

日本では、1969年以来高温ガス炉の開発を進めてきた。最初は原子力製鉄等を目的とした多目的高温ガス実験炉を計画していたが、社会的な状況の変化により、高温ガス炉の技術基盤の確立と高度化を目指した高温工学試験研究炉(HTTR)計画に変更した。HTTRは出力30MW、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cでピン・イン・プロック型の燃料を用いる。熱利用の試験も行うこととし、出口ガス温度950$$^{circ}$$C達成のために設計上色々と工夫を凝らした。国の安全審査は1989年2月に始まり、1990年11月に設置許可を得、現在、建設中である。

論文

High-Temperature Gas-cooled Reactors (HTGRs) and their potential for non-electric application

斎藤 伸三

Proc. of IEA Int. Conf. on Technology Responses to Global Environmental Challenges,Vol. l, p.393 - 396, 1991/00

原子力はその熱発生過程で炭酸ガスを放出しないので、電力、非電力分野でのシェアを高める必要がある。後者については高温ガス炉が最善である。高温ガス炉は、1000$$^{circ}$$C近い熱を出し、かつ、非常に安全性が高いことから大変高い関心を持たれている。高温ガス炉からの高温の熱は、重質油の回収、石油精製、石油化学、石炭化学、製鉄、水素製造、アルミニウム製造等広く産業界にプロセス用熱として用いることが出来る。さらに、高温から低温までカスケード的に用いると熱利用率は80%にも達する。これらの産業に高温ガス炉を用いることにより炭酸ガス放出を格段に減らすことができる。

論文

Determination of hot spot factors for thermal and hydraulic design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

丸山 創; 村上 知行*; 藤井 貞夫*; 藤本 望; 田中 利幸; 数土 幸夫; 斎藤 伸三

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.425 - 430, 1991/00

HTTRの炉心熱流力設計においては、被覆燃料粒子の健全性の観点から、燃料最高温度を評価する。この時、設計上の不確定性を評価するためにホットスポットファクター(工学的安全係数)を用いる。ホットスポットファクターには、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目、値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。

論文

Safety requirements and research and development on HTTR fuel

斎藤 伸三; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 近藤 達男

Proc. of the Behaviour of Gas Cooled Reactor Fuel Under Accident Conditions, p.31 - 36, 1991/00

HTTR燃料に対する安全上の要求は、1.初期破損率は0.2%以下であること、2.被覆燃料粒子は通常運転条件下で系統的な破損のないこと、3.燃料は、運転全期間を通じて、照射損傷や化学侵食を考慮しても健全性が維持できる設計であること、4.燃料最高温度は、通常運転時はもとより異常な過渡変化時においても、破損しないため1600$$^{circ}$$Cを超えないこと、である。このため、広範なR&Dが実施され、上記要求を満たすことが確認された。R&Dは、燃料製造、通常時の照射挙動及び異常の安全性の分野において行われた。本稿は、これら安全上の要求とR&Dについて総括的に示したものである。

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