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松本 正樹
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR '91), 0 Pages, 1991/10
日本のFBR開発のスケジュールと、大洗工学センター、実験炉「常陽」、もんじゅ建設所の現状及び実証炉R&D体制、FBR実用化の要件等について報告する。
徐 陽
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR '91), 0 Pages, 1991/10
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徐 陽
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR '91), 0 Pages, 1991/10
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徐 陽
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR '91), 0 Pages, 1991/10
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谷山 洋; 亀井 満; 森山 正敏
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR '91), p.5 - 23, 1991/00
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永井*; 谷山*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR '91), 2, 12-1 Pages, 1991/00
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鵜飼 重治
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR '91), 0 Pages, 1991/00
FBRの高度化に対応した高性能炉心材料の動燃事業団における開発経緯、およびその材料特性についてまとめた。実験炉「常陽」におけるSUS316鋼の照射実績から、P, B, TiおよびNb量を最適化した、原型炉「もんじゅ」用被覆管材料PNC316を開発した。さらに、実証炉の使用条件を満足する高温強度・耐スエリング性の優れた改良オーステナイト鋼;PNC1520の開発を完了し照射試験により炉心材料特性の確証を現在実施中である。実用炉炉心材料候補材として、新たに開発した改良フェライト/マルチンサイト鋼;PNC-FMSのラッパー管への適用の検討と、被覆管材料としてさらに高温強度・耐スエリング性を改善すべく酸化物分散強化(ODS)フェライト鋼、高Ni鋼の開発を実施している。
浅賀 健男; 桂川 正巳; 鹿倉 栄; 野村 茂雄
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR '91), 0 Pages, 1991/00
日米共同で実施しているEBR-II炉運転時過渡試験(TOP試験)の成果と現状を述べたものである。Phase-Iでは「もんじゅ」材を含む316系の被覆管を使った燃料ピン,ブランケットピンの過渡過出力試験を実施し,運転過渡時における燃料,ブランケットピンの高い信頼性を実証した。Phase-II試験では,Phase-I燃料の燃焼度伸長やPNC開発の高性能被覆管(PNC1520,PNC-FMS,PNC-ODS)燃料による過渡過出力試験に加え,LOF時被覆管の信頼性評価のための炉外過渡過熱試験を実施する計画で照射試験が順調に進められている。
相澤 清人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR '91), Vol.2, 17-4 Pages, 1991/00
高速増殖炉に実用化を図るためには、プラントのシンプル化を通じ一層の経済性向上を目指し、合理的な安全設計・安全評価の基準整備を図っていくことが重要である。ここでは、我が国における実用化を目指した安全基準類整備活動について現状をレビューすることとし、主に原安協の「高速炉安全性調査専門委員会」、「高速炉安全基準調査専門委員会」、並びに原子力安全委員会の「原子力施設等安全研究専門部会・FBR検討会」での成果をとりまとめた。構成はI.序、II.主要な安全課題、III.関連する安全研究計画、IV.実証炉のための安全設計方針、V.実証炉のための安全評価方針、VI.まとめとなっている。
和田 雄作; 吉田 英一; 小林 十思美; 青砥 紀身
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, ,
高速炉構造用SUS316の最適成分(C,N,P)の検討結果を示し、選定された成分に基づいて製造された316Fr鋼のクリープ試験結果をベースに、既存の同じ成分範囲のデータを含めて評価を実施したクリープ特性の定式化を続いて論じた。その上で、クリープ特性と疲労特性といった基本的な材料特性に基づいて316FR鋼のクリープ疲労特性を推定し、現状短時間試験が中心ではあるが、試験データとの比較によりSUS304に適用した評価手法が適用出来る見通しであることを示した。 そて、30万時のプラント寿命に対し、316FR鋼の優位性を具体的に明らかにした。また、この優位性を実用で活かす上で溶接部特性の向上が重要なポイントであることを溶接部クリープ疲労試験データをベースに具体的に示すことが出来た。中性子照射効果とナトリウム環境効果についても論じ、316FR鋼の優位性に影響を与えるような効果はないことが期待出来る
白方 敬章; 石川 真; 池上 哲雄; 貝瀬 興一郎*; 白川 正広*; 日比 宏基*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, ,
我が国における大型FBR炉心開発の実績と現状をまとめた。まず、大型FBR炉心開発の当面の具体的目標を5項目に整理した。炉心概念は2領域均質炉心が主流であるが、その改良としていわゆる回字型炉心、中空燃料炉心、中性子照射量平坦化炉心などが提案されている。また、径方向および軸方向非均質炉心が提案されている。JUPITER実験の結果、内部ブランケットが30%もある径方向非均質炉心は出力分布が摂動により敏感に変動するため、運転制御上問題がある。と判断された。一方、軸方向非均質炉心は内部ブランケット割合が少なく、出力平坦化が損なわれないため、制御上の成立性が見込めると判断された。現状の核設計解析法は、反応率、制御棒反応度に対してD/E(計算/実験)に空間依存性が現れ、またブランケット内で著しく過小評価することが分かった。また、この手法による大型炉心設計の核設計精度は、系統誤差がある
渡辺 兼秀; 三木 哲志; 遠藤 昭; 姫野 嘉昭
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, ,
本論文は、自律型原子力プラント用運転制御システム概念研究の成果をまとめたものである。同プラントは運転員の役割を人工知能で代替することによりヒューマンエラーを減少させ、信頼性・安全性を向上させることを目的としている。運転制御システムは上記代替機能を果たすために不可欠であり、実用化のためには数多くの研究課題が残されている。ここでは、まず本システムの概念、構成、機能について検討し、基本構成として階層型分散強調システムを選択した。次に、システムを実現するために必要な要素技術である知識ベース、推論機構、ニュートラルネットワーク、ファジィ制御、分散システム等に関する研究の現状を示している。さらに、これらの研究成果を検証するたに現在開発中のビルディングブロック型のシミュレータについて述べている。
加納 茂機; 吉田 英一; 平川 康; 井上 賢紀; 野村 茂雄; 木村 好男
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, ,
本件はフロンティア材料研究として実施している新材料の創製に関する研究の現状と成果についてFR'91で報告するものである。発表の内容は以下の通りである。高速炉の高温化が期待されるニューセラミックスについて550&650
、1000&4000hのナトリウム中腐食試験及び詳細な特性評価により、腐食の挙動及び機構を明らかにし、耐腐食性向上のための方策(粒界の組織構造制御)を得た。材料設計、製造プロセス検討及び試作材の特性評価を行い、中性子及び
線の混合比、エネルギー等に応じ自在な成分素を有し、かつ耐熱性を有した高性能しゃへい材を製造した。高性能熱応力緩和材用傾斜機能材及び高性能制御材用B4Cサーメット等の材料設計、製造プロセス検討の現状を報告する。
鵜飼 重治; 野村 茂雄; 鹿倉 栄; 桂川 正巳
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, ,
EBR-IIにおいて日米共同で実施している破損燃料の継続照射試験(RBCB)で得られた成果の要約を記した。1981年から1986年の間で実施したPhase-I試験では、SUS316とD9被覆管から成る外径5.84mmの酸化物燃料ピンのRBCB試験を実施し、カバーガス信号とDN信号により破損検知とその後の継続運転中の状態診断が十分可能であることが示された。また、通常運転下では一次冷却材の汚染を引きおこすことなく、長期間の破損後継続運転が安全に実施できる可能性が示された。また1987年から1993年までの間で実施しているPhase-II試験では、外径7.5mmの太径ピンのRBCR試験であり、破損ピンのオンライン診断とPTM及び燃料放出の定量化を行うものである。
鹿倉 栄; 桂川 正巳; 鹿倉 栄; 岩永 繁; 柴原 格; 野村 茂雄
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, ,
約20年間にわたって実施してきた「もんじゅ」燃料をはじめとする高速炉用燃料・材料開発に係わるR&D成果をレビューし、「常陽」等を利用した多用な照射試験や「常陽」ドライバー燃料の大量な照射挙動データにより原型炉用燃料・材料の挙動についての理解、設計や解析手法の改善が図られたこと、また、これらの知見・経験をベースに、軽水炉と競合し得る経済性、安全性を有する大型炉開発に向けてのR&Dに積極的、意欲的に取り組んでいることを述べる。
野村 茂雄; 鹿倉 栄; 鵜飼 重治; 瀬下 一郎; 原田 誠; 柴原 格
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, ,
LMFBRの長寿命炉心材料開発をこれまでPN実施してきた。原型炉"もんじゅ"にはPNC316、大型炉にはPNC1520を開発した。PNC1520はPNC316の材料開発の知見を反映して開発できた炉心材料であり、PNC316と比べ高温強度、耐スエリング性に優れている。 FBR炉心材料のより高い信頼性、長寿命化を達成するため、高強度フェライト/マルテンサイト鋼PNC-FMS、酸化物分散強化型フェライト鋼PNC-ODSを開発している。PNC-FMSは長寿命ラッパ管用用、PNC-ODSは高性能被覆管用としての利用をめざしている。PNC-ODSでは被覆管製造工程における金属組織の制御法を解決する必要る。
鹿倉 栄; 桂川 正巳; 鹿倉 栄
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, ,
日米協同で実施しているEBR-II炉運転時過渡試験(TOP試験)の成果と現状を述べたものである。Phase-I試験では"もんじゅ"用被覆管材を含むSUS316系の被覆管を使ったMOX燃料の過渡過出力試験を実施し、運転過渡時におけるMOX燃料の高い信頼性を実証した。Phase-II試験ではPNC開発の高性能被覆管(PNC1520、PNC-FMS、PNC-ODS)燃料による過渡過出力試験を実施する計画である。
鹿倉 栄; 長井 修一朗; 溝尾 宣辰
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, ,
LMFBRの実用化に向けて燃料の研究開発が行われており、MOX燃料が最も実現可能な燃料と考えられるが、炭化物、窒化物燃料は核的、熱的に優れた特性をもち、プラントのコンパクト化、発電コストの低減化の可能性を持っている。原研ではこれら新型燃料の研究を1974年から開始し、製造技術、燃料特性の研究を続けている。JRR-2及びJMTRを使用した照射試験が1983年から実施され、実用燃料試験室におけるPIEにより照射データが得られつつある。一方高速炉における照射試験は1989年から動燃・原研共同研究により「常陽」照射試験計画がスタートした。照射はB型特燃の1つのコンパートメントに3本の太径燃料ピン(炭化物体、窒化物2本)を装荷し、1993年に開始される予定であり、現在準備が進められている。
白方 敬章; 大谷 暢夫; 鈴木 惣十; 池上 哲雄; 竹村 守雄*; 鈴置 善郎
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, ,
我が国における大型FBR開発のための遮蔽開発の実績と現状をまとめた。まず大型FBRプラント設計における放射線遮蔽の観点からの要求を5項目に整理し、またそれらの遮蔽概念への反映を考察した。次に、現状の遮蔽設計解析法を紹介し、またその精度を「常陽」、FFTF炉遮蔽特性およびJASPER実験の解析により検証した。そして、その設計解析法を大型FBRプラント設計の遮蔽設計解析に適用し、遮蔽設計精度を評価した。その結果、現状精度は放射線強度1桁に適用し、遮蔽設計精度を評価した。その結果、現状精度は放射線強度1桁減衰あたり20%であることがわかった。また、設計解析法の精度を向上させることにより、炉心まわり径方向遮蔽体1列分に相当する裕度削減の可能性があることがわかった。さらに、遮蔽設計のプラント設計への係わり、および遮蔽設計の合理化の見通しをまとめた。
若林 利男; 水野 朋保; 大久保 良幸; 鹿倉 栄; 山下 芳興
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, ,
実用化段階のFBRプラントとして、炉心燃料取出平均燃焼度20万Mwd/t、増殖比1.2を達成する1500MWe MOX
大型炉の炉心概念について、炉心核特性、熱特性、燃料健全性の観点から検討した。これらの目標を達成する炉心概念としては、炉心高さ80cm、ピン径8.5mm、燃料集合体当たりのピン本数331本の高燃料体積比炉心が有効であることが分った。しかし、熱的及び燃料健全性上の課題も多く、特に炉心材料の開発が不可欠である。高性能炉心開発に必要な炉心燃料材料に関する研究開発課題を摘出し、R&D計画を示した。