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上出 英樹; 小野 綾子; 木村 暢之; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13), Companion CD (CD-ROM), 11 Pages, 2015/04
自然循環による崩壊熱除去は長期の全電源喪失時など高速炉の安全性評価において重要な特性である。ここでは7集合体炉心モデルを有するナトリウム試験装置を用い、自然循環時の炉心部熱流動現象並びに崩壊熱除去系における自然循環特性を明らかにした。炉心部では集合体間ギャップ部を通る自然対流(インターラッパーフロー)の顕著な除熱効果を確認するとともに、長期崩壊熱除去における空気冷却器の低温条件下での自然循環特性を明らかにした。また、崩壊熱除去系熱交換器の自然循環時の3次元熱流動現象(温度成層化やバイパスフロー)について3次元解析手法の適用性を実験との比較により示した。
二ノ方 壽*; Pellegrini, M.*; 上出 英樹; Ricotti, M.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13), Vol.2, p.151 - 166, 2015/04
高速炉の設計と安全確保に関するマルチフィジックス現象の数値モデルとシミュレーションに関する研究の現状を示す。強調すべき点は高サイクル熱疲労における構造-流動相互作用、ナトリウム-水反応現象、炉心損傷時の多相多成分熱流動を含む評価手法の実用的な検証プログラムにある。そのような手法と検証の一部を部分効果試験,総合試験を含めて示すとともに、解析誤差と不確定性に関する定量的な検証についても言及する。
山田 文昭; 深野 義隆; 西 裕士; 此村 守
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03
東京電力福島第一原子力発電所事故を踏まえ、地震・津波により「もんじゅ」が全交流電源喪失(SBO)となった場合の冷却材ナトリウム自然循環による炉心冷却性について、「もんじゅ」ナトリウム自然循環予備試験結果等により解析の妥当性を確認したプラント動特性解析コード(Super-COPD)を用いて解析した。その結果、冷却材の流路が確保されている限り冷却材の自然循環によって炉心が冷却できることを明らかにした。
高松 操; 芦田 貴志; 小林 哲彦; 川原 啓孝; 伊東 秀明; 長井 秋則
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置であるMARICO-2試料部が炉内燃料貯蔵ラック上で屈曲し、燃料交換機能を阻害するとともに、炉心上部機構を損傷させたことが確認されている。「常陽」の復旧作業にあたっては、(1)旧炉心上部機構のジャッキアップ、(2)旧炉心上部機構の引抜・収納、(3)MARICO-2試料部の回収、(4)新炉心上部機構の装荷のステップで進められる。炉心上部機構の交換やMARICO-2試料部の回収は、あらかじめ想定したものではなく、高温・高線量等の高速炉特有の作業環境を考慮した治具類を設計・製作する必要がある。現在、2014年に計画されている復旧作業に向け、治具類の設計・製作を進めているところであり、本作業の完遂及び蓄積された経験は、「常陽」の復旧のみならず、稀少な知見として、ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内保守・補修技術開発に大きく資することができるものと考えている。
北野 彰洋; 宮川 高行*; 大川内 靖; 羽様 平
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/03
2010年の「もんじゅ」性能試験(炉心確認試験)でフィードバック反応度測定試験を実施した。フィードバック反応度の2要素(出力及び原子炉入口冷却材温度に関する反応度)を出力と冷却材温度の測定データを反応度バランス式にフィティングして評価した。フィードバック反応度及びその2要素について、炉心内の温度分布を考慮した計算値を求め、測定値と比較した。フィードバック反応度の測定値と計算値は良好に一致することを確認した。
廣岡 瞬; 加藤 正人; 田村 哲也*; Nelson, A. T.*; McClellan, K. J.*; 鈴木 紀一
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2013/03
MOX燃料ペレット製造工程の研究開発として、熱天秤とX線回折によってMOX粉末の酸化還元挙動を調べた。酸化限界は温度やPu含有量とともに低くなることが観察された。酸化は2段階のステップで起こることが確認され、酸素不定比性としての安定性が観察された。等温酸化から、酸化速度が評価された。還元について、M
O
+M
O
相の還元が起こる温度は、MO相の還元が起こる温度より高いことが確認され、MOの還元はMOの存在により妨げられることが確認された。また、昇温による還元の結果から、活性化エネルギーが評価された。これらのデータは、MOX粉末の貯蔵やペレット製造におけるO/M比調整技術に貢献される。
Dy
)N pellets; Surrogate fuel fabrication for ELECTRAPukari, M.*; 高野 公秀
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2013/03
窒化物燃料ペレットの不活性母材成分のZrNと、燃料模擬物質として(ZrDy)Nを調製し、調製過程における酸素及び炭素不純物の増加要因と焼結性への影響を調べた。含有酸素濃度を、2種の異なる方法で人為的に1.5wt%まで高め、成型後及び焼結後のペレット密度を酸素濃度,粉末比表面積,温度の関数として定めた。さらに、酸素の存在形態に関して、窒化物中への固溶と酸化物としての相分離の2種類を比較検討した。調製中の各過程及び調製後の窒化物中の不純物と相は、窒素,酸素,炭素の定量分析とX線回折、及びSEM/EDXによる分析で詳細に評価した。
川久保 陽子; Hoffheins, B.; 井上 尚子; Mongiello, R.*; Baldwin, G.*; Lee, N. Y.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2013/03
原子力の透明性は、国際原子力機関(IAEA)保障措置を補強し、国際的・地域的な信頼醸成に寄与するという点で重要である。そして、信頼醸成の主要な要素である情報共有は、高速炉及び核燃料サイクルの開発の分野においても、透明性を向上させ、専門家間相互理解を促進するために必要である。原子力機構は、アジア太平洋地域における原子力の透明性向上を目的とした情報共有フレームワークを設計、構築のプロジェクトを実施している。本プロジェクトは、サンディア国立研究所(SNL),韓国核不拡散核物質管理院(KINAC),韓国原子力研究所(KAERI)と共同で行っており、現在は情報共有フレームワークの要件の合意に向けて議論を行っている。本稿は情報共有フレームワークの要件開発の現状について記すものである。この要件開発は現在も進行中であるが、近い将来プロジェクト関係機関の間で合意し、デモンストレーションを行う予定である。
杉野 和輝; 沼田 一幸*; 石川 眞
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/03
安全性をより重視した高速炉炉心概念における冷却材ボイド反応度の解析精度について、過去に実施された臨界実験の解析結果を通じて評価を行った。当炉心概念では、低Naボイド反応度とするために、非均質炉心概念の採用やNaプレナムによる置換等を検討している。それに関し、過去にZPPR臨界実験装置を用いて非均質炉心の臨界実験が行われた。また、BFS-2臨界実験装置を用いて、Naプレナム付炉心も対象とされた。日本の最新の解析手法を用いて、これら過去に実施されたNaボイド反応度の臨界実験の解析を行ったところ、次のことがわかった。(1)径方向非均質炉心の計算精度は改良の余地がある。軸非均質炉心は均質炉心に対して同等か若干劣る程度である。(2)Naプレナム付炉心のNaボイド反応度は、Naプレナム領域のボイド時において計算精度に改良の余地がある。
皆藤 威二; 大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 田中 健哉
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/03
高燃焼度燃料被覆管候補材料として原子力機構で開発を進めているODSフェライト鋼被覆管の照射特性を把握し、高速炉燃料としての適用性を判断するために「常陽」とBOR-60で照射試験を実施した。「常陽」では、照射温度693から1108Kの範囲で照射量33dpaまでの材料照射試験を実施し、照射後の強度特性や組織安定性等に関するデータを取得した。BOR-60では、燃焼度11.9at%、照射量51dpaまでの燃料ピン照射試験を実施し、燃料との共存性(被覆管内面腐食)や寸法安定性に関するデータを取得した。これらの結果から、ODSフェライト鋼被覆管の高速炉燃料としての優れた照射特性が確認できた。本論文では、これら照射試験で得られたODSフェライト鋼被覆管の照射特性について評価した結果を述べる。
小野 清; 塩谷 洋樹; 大滝 明; 向井田 恭子; 安部 智之
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03
福島第一原子力発電所事故後の原子力委員会による短期解析と平行して、原子力機構は高速炉サイクル導入を含む核燃料サイクルオプションについての長期解析を実施した。その結果、"2030年以降20GWe一定"ケースにおいて、ウラン需要,使用済燃料貯蔵,放射性廃棄物発生量,高レベル放射性廃棄物中の毒性に加えプルトニウム貯蔵量の削減に、高速炉サイクルの導入が大きな便益をもたらすことを明らかにした。同時に、"2030年以降20GWeから漸減"ケースにおける放射性廃棄物量及びプルトニウム貯蔵量の削減効果を明らかにした。
青砥 紀身; 近澤 佳隆; 大久保 努; 岡田 敬三*; 伊藤 隆哉*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03
JSFR開発の現状と東京電力の福島第一原子力発電所事故からの教訓をまとめる。JSFRは次世代炉として期待されている。JSFRの安全設計はシビアアクシデントや受動炉停止系、自然循環崩壊熱除去系を2010年の設計案で既に考慮しているが、福島第一の事故を受けてシビアアクシデント及び外部事象に対する重要性の認識が高まってきた。近年の活動では外部ハザード評価や上記事故の教訓を活かした設計強化があげられる。本書では安全設計方策の世界的な安全設計クライテリアと国際研究開発協力の重要性も示す。
早船 浩樹; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 大久保 努; 佐川 寛*; 島川 佳郎*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/03
JSFRに対する津波と地震評価の解析をした。耐震設計に関しては、近年の強地震における安全機器の機能は確認された。津波に関しては、最終ヒートシンクが海水である冷却水系を含む原子炉建屋の一部が浸水する可能性がある。しかし、JSFR設計では安全基準の機器は冷却水系(CCWS)から独立している。JSFRは自然対流DHRSのおかげで電力供給の迅速な復帰を必要としないので、JSFRの緊急電力供給は空気冷却のガスタービン系を採用する。長期に渡る全電源停止の場合でも、DHRSは緊急バッテリー又は手動で作動することができ、自然対流によって運転の継続が可能である。
久保 重信; 山野 秀将; 近澤 佳隆; 島川 佳郎*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/03
JSFRの安全設計アプローチを説明する。第4世代炉の安全目標を達成するため設計方策は福島第一原子力発電所事故を踏まえた外部事象を含む設計拡張状態に対する設計方策の強化が必要となる。既存のJSFRの安全設計アプローチは第4世代国際フォーラム(GIF)の枠組みのもと第4世代SFR開発の安全設計クライテリアを順守する。設計拡張状態及び関連する設計方策は、SFRの安全機能を考慮して同定,選定した。地震,津波,外部ミサイル,炉停止失敗事象と除熱失敗事象のような厳しい外部事象に対する設計アプローチを示す。実質的排除できる状況が可能な設計方策とともに提案された。
近藤 悟; 弟子丸 剛英; 此村 守
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2013/03
もんじゅは、1995年のナトリウム漏えい以降長期停止後、2010年に運転を再開し、ゼロ出力での試験において、アメリシウムを多く含む炉心の炉物理特性の正確な予測の実証等の成果を得た。東京電力福島第一原子力発電所の事故以降、停止状態にあるが、シビアアクシデントへの対応や安定運転の実証等を通じて将来のナトリウム冷却高速炉の技術を蓄積するというもんじゅの役割は変わっていない。これまでの技術成果、不具合対応、全交流電源喪失時の安全性向上対策及び今後の計画について概括的に述べる。
Beauchamp, F.*; 西村 正弘; 梅田 良太; Allou, A.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03
高速炉SG伝熱管の候補材である9Cr-1Moのウェステージ率測定を原子力機構のSWAT-1R試験施設を使用して実施した。この研究は、JAEA-CEAの国際協力のもと実施されたものである。SWAT-1R試験の概要とウェステージ試験を通して得られた経験や、主要な結果について議論する。
青山 卓史; 石川 高史; 岩田 圭弘; 伊藤 主税; 諸橋 裕子; 竹田 敏一*
no journal, ,
ナトリウム冷却型高速炉(SFR)の安全性の向上を目指して、レーザ共鳴イオン化質量分析法(RIMS)を用いた破損燃料位置検出(FFDL)手法の研究を進めている。測定元素を選択的にイオン化し検出するため、RIMSは微量レベル(pptオーダー)の同位体分析に適している。FFDLは、燃料集合体ごとに同位体比を変えてブレンドされたキセノン(Xe)及びクリプトン(Kr)ガス(タグガス)の同位体分析により行う。「常陽」ではタグガスを封入したカプセルのクリープ破断実験により、RIMSがFFDLに適用できることを実証された。次に、RIMSを用いたFFDLシステムの「もんじゅ」への適用性及びRIMSシステムの「もんじゅ」への設置について検討した。「もんじゅ」用FFDL条件におけるKr及びXeタグガス分析誤差を評価した結果、信頼度68%でタグガスを識別可能であり、RIMSが「もんじゅ」のFFDLに適用できることを確認した。また、設計したRIMS装置は、1次アルゴンガス系統などに接続可能であり、既存のFFDL装置と併設できる。
梅林 栄司; 山口 裕; 松口 誠; 宇佐美 晋; 吉本 哲*; 谷津 祥一*
no journal, ,
「もんじゅ」の炉心に装荷されている燃料集合体及び炉外燃料貯蔵槽(EVST)に貯蔵されている燃料集合体は、液体ナトリウム中にある。これらのエリアは、燃料集合体を直接確認(視認)することが困難であることから、機能の異なる2つの監視装置による二重監視が要求される。このことから、炉心とEVSTの燃料の出入りを監視する放射線モニタを開発し、放射線モニタと監視カメラによる二重監視を構築した。また、監視の連続性の強化及び査察業務の効率化を図るため、リモートモニタリングシステムを開発した。さらに、使用済みブランケット燃料集合体の監視の強化、及び燃料集合体と非燃料集合体の識別の信頼性の向上を図るため、燃料出入機放射線モニタ及び出口ゲート放射線モニタの改良を行った。その結果、「もんじゅ」では、統合保障措置への移行を2009年11月に行い、効率的な保障措置活動が実施されてきている。
斉藤 淳一; 吉岡 直樹*; 永井 正彦*; 荒 邦章
no journal, ,
Liquid sodium is used as a coolant for fast breeder reactors because of its superior heat-transfer property, low neutron absorption property and wide liquid phase temperature region. The purpose of this study is to suppress the chemical reactivity of liquid sodium using nanotechnology. An atomic interaction between nanoparticle and sodium atom is applied to suppress the chemical reactivity of liquid sodium. The fundamental properties of surface tension and evaporation rate which relate to the reaction were changed by suspension of nanoparticles. By these changes the reaction heat and reaction rate with water or oxygen of sodium with suspended nanoparticles were suppressed. The thermal property and fluidity of sodium with suspended nanoparticles were same as sodium, because the nanoparticles in liquid sodium are quite small (nano-meter size) and small amount. From these results, it was found that the chemical reactivity was suppressed by suspension of nanoparticles, keeping the superior coolant properties of liquid sodium.
