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諸橋 裕子; 鈴木 敏
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.624 - 630, 2014/04
高速増殖原型炉もんじゅのタギング法破損燃料検出装置は、あらかじめ集合体ごとに特有なタグガス(Kr, Xe)を燃料ピンに封入しておき、燃料破損時に1次アルゴンガス系へ放出されたタグガスを回収、分析し、破損燃料を同定する。設計上希ガス濃縮率200倍以上で同定できるとされており、過去の試験では、希ガス濃度1ppmの試料ガスにて確認している。今回、燃料破損時に想定されるレベルの低濃度ガスにて希ガス濃縮率を確認するとともに、希ガス濃度依存性についても確認した。
深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史; 橘 幸男; 國富 一彦
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.2066 - 2072, 2014/04
海水ウランを用いた高温ガス炉によるエネルギー供給の持続性及び経済性に関し研究した。高温ガス炉により持続的かつ安全に電力を供給するためには、ウラン資源は無尽蔵でなければならない。一方で、海水中には膨大な量のウラン資源が存在していることが知られ、その量は45億トンであり、7万年分の使用量に相当すると言われている。しかも、海水ウランは海底表面に存在する溶解量に対し1000倍程度のウランと平衡状態にあり、ほぼ全量が回収可能であると思われ、その量は4.5兆トンとなり、耐用年数にして7000万年に相当し、無尽蔵の資源と言える。また、経済性に関しては、海水ウランを使用した高温ガス炉に関し発電原価を求めた。その結果、在来型ウラン資源を用いた現行軽水炉よりも安価であることが分かった。
池田 一三*; 本間 悠斗*; 森脇 裕之*; 大木 繁夫
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.1175 - 1183, 2014/04
This paper treats the verification of nuclear calculation methodology of control rod reactivity and the uncertainty quantification of calculation model in order to design a next demonstration fast breeder reactor, Japan Sodium cooled Fast Reactor. Verification and validation of design methodology is required and various kinds of uncertainty in nuclear characteristics should be comprehensively assessed. This study starts in pursuit of them in the context of preliminary conceptual design. First, this work compares the calculation results of the deterministic calculation method with Monte Carlo one in order to verify it. Second, the uncertainties associated with the calculation model are preliminarily estimated based on the correction values. Consequently, it is naturally concluded that the nuclear calculation methodology can precisely prospect that of control rod reactivity, representing the mathematical model with the specified limit of accuracy.
西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将; 岡野 靖; 堺 公明
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.978 - 987, 2014/04
This study implemented the Tsunami PRA for Japan sodium-cooled fast reactor (JSFR) and assessed effectiveness of the watertight structures by comparison between state having a water tight door and state without those from the view point of the CDF, quantitatively. For this assessment, this study identified initiating events and analyzed accident scenarios after researching important structures and components related to decay heat removal system. And this study calculated the CDF and identified dominant sequence contributing the CDF. The CDF in state having the watertight structures was approximately 1/10 times smaller than that in state without those. From the result, this study showed effectiveness about watertight on the reactor building, quantitatively.
近澤 佳隆; 加藤 篤志; 山本 智彦; 久保 重信; 岩崎 幹典*; 原 裕之*; 島川 佳郎*; 坂場 弘*
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.523 - 530, 2014/04
JSFRは2次系のナトリウムバウンダリを2重化しており信頼性を強化している。本検討では厳しい想定を行い、2重バウンダリ破損があった場合の対策設備の性能を評価した。
加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 早船 浩樹; 横井 忍*; 中田 崇平*; 谷 明洋*; 島川 佳郎*
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.616 - 623, 2014/04
設計拡張状態として除熱系喪失事象を対象に、JSFRの崩壊熱除熱設備の強化設計について報告する。設計要求は、第4世代ナトリウム冷却炉の安全設計クライテリアを参照した。構築した概念に対する有効性評価, 信頼性評価についても報告する。
大高 雅彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鵜澤 将行*; 井手 章博*; 金子 文彰*; 原 裕之*
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.607 - 615, 2014/04
東京電力福島原子力発電所事故を受けたJSFR燃料取扱設備の冷却機能強化のための設計研究として、設計拡張状態(DEC)における冷却機能維持のため、設計基準事故対処設備に対して独立性や多重性を有する代替冷却設備を検討するとともに、その有効性を評価した。
鍋島 邦彦; 相澤 康介; 近澤 佳隆; 佐藤 大輔*; 猪狩 理紗子*
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.600 - 606, 2014/04
JSFRは、崩壊熱除去装置として自然循環を採用しているため、非常用電源の容量削減や瞬時の起動の必要がないことが長所となっている。しかし、福島原子力発電所事故の後、外的事象などに対するJSFR電源設備の信頼性向上を目的として、非常用電源設備構成の再検討を実施している。長時間の全交流電源喪失(SBO)時におけるclass 1E設備維持のため、除熱失敗事象(LOHRS)に対するAM設備用(non-class 1E)GTGと、小型空冷式ディーゼル発電機と鉛蓄電池からなる代替非常用電源設備を新たに追加した。
Monti, S.*; Latge, C.*; Long, B.*; Azpitarte, O. E.*; Chellapandi, P.*; Stieglitz, R.*; Eckert, S.*; 大平 博昭; Lee, J.*; Roelofs, F.*; et al.
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.474 - 481, 2014/04
In order to address some inconsistencies regarding sodium physical and chemical properties, and internationally agreed standard rules for designing sodium experimental facilities, good practices and safety guidelines, the IAEA recently established a CRP on "Sodium properties and safe operation of experimental facilities in support of the development and deployment of Sodium Cooled Fast Reactors - NAPRO", to be carried out in the period 2013 - 2017. The CRP will be focused on the collection and assessment of sodium properties, and it will lead to a consistent property data set which will be published in the form of a handbook. This work will be carried out by the 11 participating organizations from 10 Member States through the review and evaluation of the existing available data, the identification of the data gaps and the development of recommendations for experimental programmes to support closing these data gaps. The CRP will also focus on the definition of design rules and best practice for sodium experimental facilities and guidelines for the safe handling of sodium, which poses hazard due to its chemical reactivity with water and air. Outcomes of this part of the CRP will include shared functional requirements, good practices, codes and standards and safety criteria for the design, construction and operation of experimental Na loops in support of innovative SFR.