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植松 眞理 マリアンヌ; Pr
le, G.*; Mariteau, P.*; Sauvage, J.-F.*; 早船 浩樹; 近澤 佳隆
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.836 - 849, 2012/06
原子力機構及びEDFは、将来ナトリウム冷却高速炉(SFR)に関する研究開発協力協定を2008年に締結している。同二者間協定枠組のもと、フランスSFRの建設・運転者となるフランス電力公社(EDF)の設計要求及びフランス安全基準に基づき、将来のフランスSFR設計とJSFR設計の比較を実施した。この結果、JSFRに採用される革新技術(ホットベッセル概念,冷却系2ループ化,切込型炉内上部機構等)について、EDFの観点から有望な技術であると評価された。また、日仏間の安全基準の相違が明らかとなったことから、安全基準の概要比較を行った。本設計比較の結果をうけ、今後、二者間枠組において革新技術に関する情報交換並びに安全基準比較及びハーモナイゼーションを実施する。
山野 秀将; 久保 重信; 谷 明洋*; 西野 裕之; 堺 公明
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.813 - 825, 2012/06
この論文では、IAEAの深層防護の原則に従った内部事象のためのアプローチに並ぶ、JSFRの設計研究における外部事象についての安全設計アプローチについて述べる。強調される点は、設計において考慮されなければならない新しい事象分類,例,設計拡張状態(DEC)の追加である。この研究では、DEC分類は外部事象に拡張されている。耐震設計に加えて、津波,強風,異常気温のようなその他の外部事象がこの研究では検討されている。外部事象には自然災害や人的要因の災害からなる多くの種類が含まれるため、典型となる事象を選ぶための、立地,重要性,頻度による選別法を開発した。これらの事象のための設計アプローチは確率論的,統計的,決定論的基準により分類されている。
近澤 佳隆; 江沼 康弘; 木曽原 直之; 山野 秀将; 久保 重信; 早船 浩樹; 佐川 寛*; 岡村 茂樹*; 島川 佳郎*
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.677 - 686, 2012/06
JSFRに対して地震及び津波の評価を実施した。地震については各機器の耐震性を地震解析により確認した。津波については補機冷却系の機能喪失等が想定されるが、JSFRは自然循環崩壊熱除去、空冷ガスタービンを採用しており安全系設備や非常用電源設備が補機冷却系に依存していないため津波による直接の影響がない可能性はある。ただし、万が一長期間の全交流電源喪失に至った場合でも自然循環崩壊熱除去及び空気冷却機器の運転員手動操作により崩壊熱除去が可能であることを過渡解析により確認した。
後藤 実; 関 靖圭; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 橘 幸男
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.341 - 348, 2012/06
日本原子力研究開発機構は、2030年頃の開発途上国への導入を目指し、商用もしくは実証炉の初号機となる小型高温ガス炉(HTR50S)の概念設計を開始した。HTR50Sの設計は、建設コストの抑制と2030年頃の建設を可能とするために、実証試験を必要とする新たな技術はできるだけ用いず、HTTRの設計技術を改良して用いることを方針とした。その中で核設計については、出力密度の向上及び燃料濃縮度数の低減を改良項目として設計を行った。その結果、出力密度をHTTRの約1.5倍にするとともに、燃料最高温度を制限値以下に抑えるために必要な出力分布の最適化に用いる濃縮度数を、HTTRの12種類から3種類に大幅に削減することに成功した。
相澤 康介; 近澤 佳隆; 石川 信行; 久保 重信; 岡崎 仁*; 水戸 誠*; 戸澤 克弘*; 林 真照*
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.465 - 474, 2012/06
日本において、JSFRの設計研究が進められている。JSFRは2種類の破損燃料検出系を有している。一つは、炉内の燃料破損を検出するFFDである。もう一つは、破損した燃料集合体を位置決めするFFDLである。本研究では、FFDへの要求性能を整理し、それを満足する実証炉用FFD及び実用炉用FFDを設計した。実用炉FFDは、炉上部プレナムのナトリウムをサンプリングするシステムを採用し、炉上部プレナム内の流動解析を実施して性能を確認した。実証炉用FFDは、1次系配管の外側に検出器を設置するシステムを採用し、遮へい解析等を実施して性能を確認した。FFDLについては、既往炉及び過去の研究開発の経験を整理した。セレクタバルブ法FFDLはPhenixとS-Phenixの経験を調査し、タグガス法FFDLはEBR-IIとFFTFの経験を調査した。これらの調査結果をもとに、両システムのJSFRへの適合性を評価した。
山本 智彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 大矢 武明*; 岩崎 幹典*; 原 裕之*; 秋山 洋*
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.500 - 508, 2012/06
JSFRでは原子炉建屋として新しい概念を採用しようと計画している。一つは格納容器と原子炉建屋への鋼板コンクリート構造の採用、もう一つは免震装置の採用である。本報告では、JSFR原子炉建屋の新しい概念についての詳細と、新概念の工学的評価について述べる。
加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鵜澤 将行*
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.475 - 482, 2012/06
福島事故を受けて、地震及び津波に対するJSFRの燃料交換設備の耐性評価を実施した。耐震評価では、福島地震を包絡する条件で機器の健全性を評価し、津波評価では、安定した冷却状態に導くシナリオを評価するとともに、全電源喪失時の実力評価を実施した。評価の結果、これら外部事象が襲った際も、外部への放射性物質の放出を防ぐ実力がJSFRにはもともと備わっていたことが明らかにされた。
木曽原 直之; 鈴木 裕士; 秋田 貢一; 笠原 直人*
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.621 - 630, 2012/06
A double-wall-tube is the steam generator heat transfer tube of future sodium fast reactors in Japan. An inner tube and an outer tube are contacted to keep the heat transfer performance. The contact stress falls down due to relaxation, and this phenomenon might degrade the heat transfer performance. Although the relaxation can be predicted by numerical analysis, the analysis requires the data of the initial stress distributions. However, unclear initial stress distributions prevent precious relaxation evaluation. To resolve this issue, a neutron diffraction method was employed to reveal the initial stress distributions. The measurement results were also analyzed using a structural computer code to determine the initial stress distributions. Based on the stress distributions, the computer code has predicted the transition of the contact stress, and showed that the inner and outer tubes are contacted with sufficient stresses during the plant life time.
石川 信行; 近澤 佳隆; 藤田 薫; 山田 由美*; 岡崎 仁*; 鈴木 慎一*
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.483 - 489, 2012/06
JSFRの安全保護系の検討として、ロジック回路構成、安全保護系で用いる信号、設定値等の検討を進めてきた。加えて検討においては、想定される多様なパラメータを考慮した包括的な解析評価を行い、安全保護系への要求要件を満足するかの評価が必要となる。そのため、本報告では、TOP(Transient over power)型、LOF(Loss of flow)型、LOHS(Loss of heat sink)型の代表事象について安全評価を行い、炉心燃料の健全性に関する安全判断基準に照らして安全保護系の充足性を評価した結果を中心に、JSFRの安全保護系の検討状況について報告する。
此村 守; Tamagno, P.*; Van Rooijen, W. F. G.*; 竹田 敏一*
no journal, ,
This paper deals with uncertainty analysis of the Monju reactor using JENDL-4.0 and the ERANOS code. A JENDL-4.0 cross-sections library was made from the original ENDF files for the ECCO cell code (part of ERANOS). Calculations for the Monju reactor were performed using hexagonal 3D geometry and PN transport theory. The corresponding geometrical models have been made and the results verified with Monju restart experimental data. Uncertainty analysis was performed using the RZ model.JENDL-4.0 uncertainty analysis showed a significant reduction of the uncertainty related to the fission cross-section of 
Pu along with an increase of the uncertainty related to the capture cross-section of 
U compared with the previous JENDL-3.3 version. Covariance data recently added in JENDL-4.0 for 
Am appears to have a non negligible contribution.