Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
山野 秀将; 栗坂 健一; 高野 和也; 菊地 晋; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 白倉 翔太*
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
溶融塩蓄熱式高速炉の安全設計方針及びリスク評価技術、ナトリウム-溶融塩の熱交換性能評価技術と伝熱向上方策、及びナトリウム-溶融塩の化学反応特性評価と安全性向上方策を開発する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要について報告する。
高野 和也; 大木 繁夫; 堂田 哲広; 近澤 佳隆; 前田 誠一郎
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/04
MOX燃料炉心の固有安全性を向上させるため、一般的に400W/cm程度の線出力密度を100W/cm及び50W/cmに低減させた、小型ナトリウム冷却高速炉を設計した。当該炉に対し、原子炉停止系機能喪失(ATWS)事象として、炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失(ULOF)事象を想定した過渡解析を行い、冷却材最高温度及び被覆管累積損傷和(CDF)の観点から固有安全性を評価した。その結果、固有安全性が成立する線出力密度の設計範囲を明らかにした。
山野 秀将; 栗坂 健一; 高野 和也; 菊地 晋; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 白倉 翔太*; 林 正明*
Proceedings of 8th International Conference on New Energy and Future Energy Systems (NEFES 2023) (Internet), p.27 - 34, 2023/00
被引用回数：0溶融塩蓄熱式高速炉の安全設計方針及びリスク評価技術、ナトリウム-溶融塩の熱交換性能評価技術と伝熱向上方策、及びナトリウム-溶融塩の化学反応特性評価と安全性向上方策を開発する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要について報告する。
高野 和也; 大木 繁夫; 小澤 隆之; 山野 秀将; 久保 重信; 小倉 理志*; 山田 由美*; 小山 和也*; 栗田 晃一*; Costes, L.*; et al.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 8, p.35_1 - 35_9, 2022/12
日仏高速炉協力を通じ、仕様共通化タンク型高速炉に係る技術検討を進めている。仏実証炉ASTRID600の設計をベースに、ODS鋼被覆管を用いた高燃焼度化炉心や自己作動型炉停止機構といった日本の高速炉実用化に向けた技術の実証が可能である見通しを得た。また、コアキャッチャ等により炉容器内事象終息を目指すASTRID600におけるシビアアクシデント緩和策は、日本における安全設計方針とも整合している。ASTRID600をベースに仕様共通化を図ることで両国の炉心燃料及び安全設計分野の高速炉技術の実証に有用であることを示した。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
高野 和也; 阪本 善彦; 諸星 恭一*; 岡崎 仁*; 儀間 大充*; 寺前 卓真*; 碇本 岩男*; Botte, F.*; Dirat, J.-F.*; Dechelette, F.*
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05
仏実証炉ASTRIDにおいては、炉心の状態監視のため集合体出口温度や破損燃料検出のための計測設備が設置される。これらの計測用配管は炉心燃料集合体上部に設置され、炉上部機構(Above Core Structure: ACS)にて集約される。本検討では、ASTRID (1500MWth)におけるACSを対象に熱電対用配管と破損燃料検出用配管のレイアウトを3Dモデリングで検討するとともに、得られたレイアウト及び製作手順について検証するためにモックアップ試験を実施した。また、モックアップ試験を通じて製作性の観点から抽出された課題に対し、対応策を検討した。本検討は、ACSについて製作側から設計側へのフィードバックを提示するものであり、今後のACSの設計と製作性に係る知見拡大に貢献する。
高野 和也; 丸山 修平; 羽様 平; 宇佐美 晋
Proceedings of Reactor Physics Paving the Way Towards More Efficient Systems (PHYSOR 2018) (USB Flash Drive), p.1725 - 1735, 2018/04
2010年に実施した、もんじゅ炉心確認試験における炉心反応度の照射依存性について評価した。ゼロ出力で実施した炉心確認試験において、
Puの崩壊に伴う反応度低下以外に、照射量増加に伴う正の反応度増加を確認した。照射依存の反応度増加は炉心確認試験開始から約1ヶ月(
10
fissions/cm
)でほぼ飽和する。照射依存の反応度増加は、自己照射損傷に伴い蓄積した格子欠陥が炉心起動中の核分裂片照射により回復したことに起因すると仮定すると、運転前にMOX燃料に蓄積した自己照射損傷に伴う格子欠陥の約47%が回復したことに相当する。
高野 和也; 毛利 哲也; 岸本 安史; 羽様 平
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 13 Pages, 2014/09
2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは原子力機構(JAEA)によるベンチマーク解析結果について述べるとともに、JAEA解析手法が出力分布偏差に対して十分な精度を有していることを示す。また、中性子線及び
線輸送効果を考慮した発熱計算により、径方向ブランケット燃料領域における出力分布解析精度が向上することを示す。
Pascal, V.*; Prulhi
re, G.*; Vanier, M.*; Fontaine, B.*; Devan, K.*; Chellapandi, P.*; Kriventsev, V.*; Monti, S.*; Mikityuk, K.*; Chenu, A.*; et al.
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 16 Pages, 2014/09
2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN,原子力機構, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは、「制御棒引抜試験」の概要及び制御棒非対称引抜に伴う出力分布変化に対する測定結果について述べるとともに、本CRPにて得られた解析結果を基に、測定結果との差及び解析結果同士の差の要因について考察する。
NIX end-of-life experimentsMonti, S.*; Toti, A.*; Stanculescu, A.*; Pascal, V.*; Fontaine, B.*; Herrenschmidt, A.*; Prulhiere, G.*; Vanier, M.*; Varaine, F.*; Vasile, A.*; et al.
IAEA-TECDOC-1742, 247 Pages, 2014/06
Before the definitive shutdown in 2009, PHNIX end-of-life tests were conducted to gather additional experience on the operation of sodium cooled reactors. Thanks to the CEA, the IAEA decided in 2007 to launch the CRP entitled Control Rod Withdrawal Test performed during the PHNIX end-of-life experiments. The objective of this publication is to document the results and main achievements of the benchmark analyses on the control rod withdrawal test performed within the framework. For the total control rod worth, two groups of results were observed. The difference between the groups can be explained on the basis of the control rod model treatment on self-shielded cross-sections of absorbing media with deterministic codes. Heat transfers and sodium mixing phenomena strengthened by sodium turbulent flows in the hot plenum disturb power balances and degrade the comparisons. It leads the systematic overestimation in power deviation calculations for all the participants.
Pascal, V.*; Prulhire, G.*; Fontaine, B.*; Devan, K.*; Chellapandi, P.*; Kriventsev, V.*; Monti, S.*; Mikityuk, K.*; Semenov, M.*; Taiwo, T.*; et al.
Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/04
2009年に仏Phenix炉のEnd-of-Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を把握することを目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し、本CRPを進めている。ここでは「制御棒引抜試験」の概要及び制御棒非対称引抜に伴う出力分布変化に対する測定結果について述べるとともに、本CRPにて得られた解析結果をもとに、測定結果との差及び解析結果同士の差の要因について考察する。
中嶋 秀夫; 辺見 努; 井口 将秀; 名原 啓博; 松井 邦浩; 千田 豊; 梶谷 秀樹; 高野 克敏; 礒野 高明; 小泉 徳潔; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
ITER機構及び6国内機関(中国,欧州,日本,韓国,ロシア,米国)は、協力してITERマグネット・システムを製作している。日本,ロシア,中国,韓国は既に実機の超伝導導体の製作を実施している。TFコイル用のラジアルプレートの製作では、欧州及び日本で品質検証が終了し、実機施策の準備が整った。日本は1/3サイズの試作ダミー巻線を実機大ダミー巻線試作の前に実施し、製作方法を検証した。欧州では、実機製作に必要な治具類の準備とその性能検証が進行中である。また、日本は、2個の実機大TF構造物を試作し、製作方法の最適化と工業化を実施した。コレクション・コイルの製作進捗はTFコイル同様に順調であり、巻線治具等の準備はほとんど終了し、品質検証が開始された。その他のマグネットにおいても、2020年の初期プラズマ点火達成に向けて、順調に製作が進んでいる。
高野 和也; 福島 昌宏; 羽様 平; 鈴木 隆之
Nuclear Technology, 179(2), p.266 - 285, 2012/08
被引用回数：9 パーセンタイル：56.92(Nuclear Science & Technology)高速増殖原型炉もんじゅ再起動炉心において2010年5月に実施した制御棒価値測定について、最確値評価とその誤差を最も詳細なレベルで実施した。また、1994年9月に実施した制御棒価値測定に対しても、同レベルの詳細度にて再評価した。同炉心における制御棒間及び前回炉心と再起動炉心間における誤差の相関についても定量的に評価した。評価した最確値及び誤差に基づき、JENDL-3.3及びJENDL-4.0を用いて解析精度を確認した結果、径方向位置及び
B装荷量によらず、いずれの制御棒に対しても2%以内の精度で解析できることがわかった。解析精度のさらなる改善のためには、遅発中性子割合の誤差を低減することが有効である。
Am cross section with Monju reactor physics data羽様 平; 高野 和也; 北野 彰洋
Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.1527 - 1535, 2011/05
2010年5月にもんじゅは14年ぶりに性能試験を再開した。中断期間のPuの崩壊により炉心平均で1.5wt%のAmが蓄積している。再開した性能試験で得られた炉物理試験データを炉定数の調整に使用し、その効果を評価した。核データにはJENDL-3.3とJENDL-4.0の2種類を使用した。検討の結果、中断前後の2個の臨界性データを炉定数調整に適用すれば、Amの捕獲断面積を効果的に調整でき、JENDL-3.0ベースの調整結果は、JENDL-4.0ベースの調整前及び調整後の断面積と同様の結果となることを確認した。
Sn superconducting conductors in ITER名原 啓博; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 宇野 康弘*; 関 秀一*; et al.
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.270 - 275, 2010/08
Superconducting strands are applied to Toroidal Field (TF) coil, Poroidal Field (PF) coil and Centre Solenoid (CS) in ITER. Japanese share of TF conductor is 25% and that of CS is 100%. The TF conductor contains 900 NbSn superconducting strands. As described in the length of strand, the length of Japanese share is 23000 km. In order to generate the magnetic field of which maximum value is 11.8 T, 68 kA of current is sent through the conductor under the rated operation. Although the critical current must be high, the high critical current tends to make the hysteresis loss rise at the same time. The strands which satisfy these performances compatibly had been developed. In advance of the other parties, the production of TF strands started in 2008. To date, 3400 km long strands have been fabricated. Some of them are going to be cabled soon. The jacketing facility of TF conductor is being newly built. The procurement of strands for TF coil is underway.
中嶋 秀夫; 高野 克敏; 堤 史明; 河野 勝己; 濱田 一弥; 奥野 清
Proceedings of 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2009) (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07
原子力機構は、ITER・TFコイル構造物で使用される構造材料の特性検証を進めている。これまで、新しい材料であるJJ1鋼の400mm厚の鍛鋼品,316LN鋼の410mm厚の鍛鋼品、及び200mm厚の熱間圧延板等を試作し、厚さ方向,幅方向、及び長さ方向の液体ヘリウム温度(4K)での強度分布を測定した。この結果、試作品は均一な強度を有していることを確認するとともに、試作品がITERの要求を満足することを検証した。また、これらの試作品を用いて、原子力機構が開発した炭素及び窒素の含有量と室温強度をパラメータとする室温から4Kまでの強度予測式の検証を行い、その適用性を実証した。この結果、ITER実機で使用される構造材料の品質管理は室温試験のみで実施できる見通しを得た。さらに、これらのデータは、日本機械学会の超伝導マグネット構造規格の材料規格の策定ベースとして活用された。
布谷 嘉彦; 高橋 良和; 濱田 一弥; 礒野 高明; 松井 邦浩; 押切 雅幸; 名原 啓博; 辺見 努; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 19(3), p.1492 - 1495, 2009/06
被引用回数：1 パーセンタイル：12.1(Engineering, Electrical & Electronic)ITERポロイダル磁場コイル用導体インサート(PFCI)は、PFコイルの運転条件において、導体の性能を確認するために製作された。PFCIはITER CSモデルコイルの中に取り付けられ、外部磁場の中で試験される。PFCIはフルサイズの導体を約50m用いて、1層のソレノイド状に巻いたものである。その直径と高さは、それぞれ約1.5mと1mである。導体の定格運転電流値は、磁場6T及び温度5Kにおいて、45kAである。主要な試験項目は分流開始温度(Tcs),臨界電流値(Ic)及び交流損失の測定である。据付作業の重要なポイント,試験計画と方法、及び予備的な試験結果を報告する。
高野 和也; 杉野 和輝; 毛利 哲也; 岸本 安史*; 宇佐美 晋
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
本検討では、JENDL-3.3とJAEAの標準解析手法の妥当性を検証することを目的とし、複数の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VII)と、JAEAの標準解析手法に基づき、「もんじゅ」の炉物理試験解析(臨界性,制御棒価値,等温温度係数,出力係数)を実施した。また、感度解析を実施し、核データライブラリの違いによる影響を詳細に分析した。その結果、いずれの核特性においても、JENDL-3.3による解析結果は実験値と良い一致を示し、その他の核データライブラリと同等以上の精度を有していることが確認された。これより、JENDL-3.3とJAEAの標準解析手法の妥当性を確認することができた。感度解析の結果からは、「もんじゅ」は実機炉心の特性を活かして、高次Puの断面積や自己しゃへい効果の温度依存性の検証に非常に有効であることがわかった。
濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清; 藤綱 宣之*; 手島 修*
低温工学, 43(6), p.244 - 251, 2008/06
ITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体に使用するコンジット材は、低熱収縮率特性,高強度及び高靱性が要求され、650
C
240時間のNb
Sn超伝導生成熱処理(時効処理)に耐える必要がある。原子力機構が開発した高マンガン(Mn)鋼JK2は、上述の特性を満たす候補材料と考えられるが、高温での加工特性及び時効処理後の靭性の劣化を改善する必要があった。このため、これらの特性を改善した低炭素・ボロン添加型JK2(JK2LB)を開発した。JK2LB鋼をコンジットに使用するためには、冷間加工及び時効処理が機械強度に及ぼす影響を把握して、化学成分範囲や製造方法に反映する必要がある。本研究では、まず化学成分を変えたJK2LBサンプルに冷間加工を加え、機械特性の変化を測定し、コンジットに適した化学成分範囲を決定した。次に、JK2LB鋳造インゴットの内部品質を調査し、これを反映して素材の溶製工程の合理化を図った。さらに、最適な結晶粒径を得るための溶体化熱処理温度を調査した。以上の研究によって、冷間加工や時効処理が加えても、ITERの要求特性(耐力900MPa以上,破壊じん性(K
(J)130MPa
以上)を満たすコンジットの製作に成功した。
濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 松井 邦浩; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清; 手島 修*; 副島 幸二*
AIP Conference Proceedings 986, p.76 - 83, 2008/03
原子力機構は、ITERの調達準備活動の一環として、トロイダル磁場(TF)コイルと中心ソレノイド(CS)用導体の製作技術の確立に向けた技術開発を行っている。導体は、金属製保護管(ジャケット,TF:14m, CS:7m)を溶接により接続し、TFでは760m、CSでは880mに直線状に長尺化した後、超伝導ケーブルを引き込み、径方向に圧縮成型(コンパクション)して一体化して製作される。これまでの主要な成果として、(1)実機と同じ材料である低炭素型SUS316LNと、ホウ素添加し低炭素化した高マンガン鋼(JK2LB)を用いて、TF及びCS導体ジャケットを製作し、ITERの要求強度及び寸法特性を満足することを確認した。(2)TF及びCS導体ジャケットの突合せ溶接を行い、接合部内面状態が導体に適した形状で制御できる溶接条件を特定した。(3)コンパクション装置を製作し、TF及びCSジャケットをコンパクションし、コンパクション後の断面寸法がITERの仕様通りになることを確認した。以上の結果を総合して、ITER導体の製作に必要な技術が開発された。
