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

齋藤 伸三; 岡本 孝司*; 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 (883C 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.

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。

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。

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。

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。

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。

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950C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950C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。

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

https://doi.org/10.1016/0360-5442(91)90124-5

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1,600Cと制限すること及びその根拠、原子炉出口温度950C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。

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

https://doi.org/10.1016/0029-5493(91)90298-V

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950C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950C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。

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。