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大野 修司; 清野 裕; 宮原 信哉
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9110_1 - 9110_9, 2009/05
ナトリウム冷却大型高速炉の炉心損傷事故の影響が原子炉容器外まで及ぶ場合における事故進展を検討し、CONTAIN/LMRコードを使用した感度解析によって事故進展の支配現象・支配因子を調べた。除熱源喪失時に想定される事故進展を対象とした解析から、ナトリウム蒸気の漏えい速度及びナトリウム・コンクリート反応の規模が重要な支配因子であることを明らかにするとともに、それらが格納容器へ与える圧力負荷に関して定量的な情報を整理することができた。
加藤 正人
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9451_1 - 9451_8, 2009/05
燃料の融点は、燃料設計において燃料の健全性を保証するための不可欠なデータである。本報告では、これまで得られた融点の測定データからデータベースを作成し、Pu含有率,マイナーアクチニド含有率,O/M及び燃焼度の影響を評価した。サーマルアレスト法による測定値は、標準試料の融点を測定することによって温度校正が行われ、融点が決定された。しかし、各研究で用いられた標準試料の融点は、その年代によって異なっている。本研究では、これまで報告されている融点を最新の標準試料のデータを用いてリバイスし、データベースを作成した。UO
の融点は、3132Kと見積もられた。MOXの融点は、Pu含有率の増加により単調に減少し、40%Puでは、3002Kである。MOXの融点測定結果から理想溶液モデルを用いて融点を評価し、PuOの融点として2894Kを得た。また、融点に及ぼすマイナーアクチニド含有率、O/Mの影響も評価した。
大山 一弘*; 渡辺 収*; 山野 秀将
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9296_1 - 9296_11, 2009/05
本研究では、JSFRにおける炉上部プレナムの3次元熱流動解析を行い、構造形状を含む設計方策を評価した。その方策の基本的な考え方は次の通りである。(1)サーマルストライピング現象を防止するため、燃料集合体から放出される高温ナトリウムが制御棒や径ブランケット集合体から流出される低温ナトリウムと混合する場所を炉心上部の永久構造物から離れるようにした。(2)液中渦を防止するため、炉内構造物の径スリット部により生じる上部プレナム内非対称流れを緩和する。それは燃料交換期間しか使用されない燃料交換機の代わりにダミープラグと呼ばれる円筒構造物を挿入することによって達成される。(3)カバーガス巻き込みを防止するため、ナトリウム液面下にディップ・プレートが挿入されている。その当初の設計では、多くのラビリンス状シールを有した二重プレート型であったが、製作性が困難と判断された。そこで、この解析では一重ディップ・プレートを新規に設計した。
宇都 成昭; 堺 公明; 三原 隆嗣; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司; 青砥 紀身
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9298_1 - 9298_11, 2009/05
FaCTで進めている我が国の先進ループ型高速炉(JSFR)の設計研究及び関連する革新技術開発の現状を報告する。JSFRでは経済性向上のためコンパクトな原子炉容器を設計しており、水試験による炉内流動適正化や新しい燃料交換機開発のための実規模試験体の設計・製作などを設計に反映した。建設コスト削減のため格納容器と原子炉建屋の一体化を目指しており、その技術的実現のための要素試験を行った。受動安全による安全性向上のため自己作動型炉停止機構(SASS)と自然循環による崩壊熱除去システムを取り入れており、「常陽」を用いたSASS構成要素の照射データ取得,3次元熱流動評価手法の開発成果を各々の設計に反映した。高速炉の特徴に適合する保守・補修及び検査の方針を策定し、革新的な検査技術の開発を進めている。その他、短縮化2重配管,ポンプ組込型中間熱交換器,直管2重管型蒸気発生器,再臨界回避概念,免震システムなどの重要な革新技術についても、解析的及び実験的研究とともに開発を進めている。本研究の成果は、2007年に開始した実証炉の概念検討の結果と合わせて、2010年の革新技術の採否判断の不可欠な材料となる。
三澤 丈治; 中塚 亨; 吉田 啓之; 高瀬 和之
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), P. 9487_1, 2009/05
Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been enhancing the three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D, which has been originally developed for the thermal design procedure on two-phase flow thermal-hydraulics of light water reactors, to predict thermal hydraulics characteristics of the supercritical water-cooled nuclear energy system under operation and transient conditions. To verify the prediction performance of the ACE-3D code, numerical analyses have been performed based on some experimental data. As a part of these verifications, a present paper describes the predicted results of seven-rod bundle heat transfer experiments with supercritical pressure water performed at JAEA. As a result, the calculated wall temperatures on the surface of simulated fuel rods were in agreement with the experimental results. One of future subjects is important in the prediction accuracy on the heat transfer deterioration.
丸山 修平; 大木 繁夫; 水野 朋保
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9300_1 - 9300_2, 2009/05
日本で行われている高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)プロジェクトの炉心・燃料設計研究では、軽水炉-高速炉移行期における高速炉の燃料組成の変動に関心が持たれている。本論文では、移行期の高速炉に供給されるTRU組成の変動幅をさまざまなリサイクルシナリオで評価するとともに、TRU組成変動に伴う炉心特性への影響についてもその要因とともに論ずる。
柳澤 和章
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9040_1 - 9040_8, 2009/05
反応度事故(RIA)を模擬したパルス照射試験を未照射シリサイド小型燃料板を用いて実施した。燃料板の破損しきい値,破損メカニズム、そして燃料板曲がりによる流路閉塞を、投入エネルギーと燃料板表面最大温度の関数として研究した。流路閉塞については、単一燃料板体系だけでなく、横流れを防止した3枚板燃料体系でも実施した。得られたデータは研究炉燃料の安全審査に有効であることが判明した。
越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; et al.
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), 1 Pages, 2009/05
ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故のマルチフィジックス解析のためCOMPASSというコンピュータコードを開発している。熱流動・構造の複合問題にさまざまな相変化過程を伴う解析が必要であるため、MPS法というメッシュレス法を用いている。分離された素過程に対する検証及び実現象に対する検証を実施する。また、COMPASSは、大型SFR炉心における再臨界回避のための溶融燃料の流出を調べることもまた期待される。MOX燃料に加えて、金属燃料も考慮している。金属燃料と被覆材間の共晶反応は、相図計算,古典・第一原理分子動力学によって調べられる。数値計算手法に関連した基礎研究はCOMPASSのコード開発に役立つ。並列計算は大規模計算を扱うためOpenMPを使用して実施する。AVSにより可視化ツールもまた備えている。
古川 智弘; 大塚 智史; 井上 賢紀; 奥田 隆成*; 阿部 冨士雄*; 大貫 惣明*; 藤澤 敏治*; 木村 晃彦*
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9221_1 - 9221_7, 2009/05
われわれの研究グループでは、重金属冷却高速増殖炉及び超臨界水冷却高速増殖炉用の燃料被覆管として、優れた高温強度と高耐食性の両方を兼ね備えた酸化物分散強化型フェライト鋼(スーパーODS鋼)の開発を進めている。本報では、開発中のスーパーODS鋼の高温における機械的強度特性について評価した結果について報告する。
西中 一朗
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9312_1 - 9312_6, 2009/05
Thと
U陽子誘起核分裂における核分裂片の質量分布と即発中性子数を飛行時間測定法によって精度よく求めた。さらに、これらの実験値と文献にある核分裂生成物の収率から、切断した直後の分裂片の核電荷分極を導き出した。核電荷分極は原子核の液滴的性質と陽子数50の核構造に特徴付けられ、ウランの熱中性子核分裂とよく類似していることを見いだした。このことから、軽アクチノイドの非対称に質量分割する核分裂において、分裂片の核電荷分極は、分裂核の質量数と励起エネルギーに依存しないことを明らかにした。
加藤 篤志; 平田 慎吾; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 小幡 宏幸; 小竹 庄司
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9281_1 - 9281_6, 2009/05
高速炉実用化の課題である経済性の向上を志向し、日本の先進ループ型Na高速炉では、革新技術採用によるシステム簡素化が図られている。燃料交換においては、炉上部機構に切り込みを入れ、その中での水平移動及び回転プラグでの回転移動により、炉上部機構を取り外すことなく燃料交換を実現できる燃料交換システムを開発しており、これにより炉容器のコンパクト化と燃料交換期間の短縮化を図っている。今回、実規模燃料交換機試験体を製作し、動作試験を実施している。今後、本概念の実用化にかかわる見通しを評価していくとともに、課題を把握していく。
山路 哲史; 滝塚 貴和; 鍋島 邦彦; 岩村 公道; 秋本 肇
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9366_1 - 9366_8, 2009/05
本研究では、深宇宙探査機の推進用として、固体原子炉と熱電変換素子を組合せた発電システムの設計を行った。具体的には、以下の3種類のシステムについて、電気出力,放熱器質量、及びヒートパイプと熱電変換素子の作動温度範囲を評価した。3種類のシステムは、固体熱伝導のみで冷却するsolid thermal conduction (STC)システム,炉心表面をヒートパイプで冷却するcore surface cooling with heat-pipes (CSHP)システム,炉心内部を直接ヒートパイプで冷却するcore direct cooling with heat-pipes (CDHP)システムである。その結果、これらのシステムは、従来、宇宙での電力源として欠如していた電気出力1から100kWeの範囲を広くカバーできることが明らかになった。特に、ヒートパイプ及び熱電変換素子の使用温度範囲は広く、比較的に低温領域までカバーしている。これは、機器の選択範囲の拡大,新規開発要素の低減,信頼性の向上の観点から望ましいことであり、本概念の早期実現に有利である。
山路 哲史; 鈴木 元衛; 大久保 努
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9092_1 - 9092_9, 2009/05
軽水炉技術に立脚して早期のプルトニウムのマルチサイクルを実現するFLWRの燃料設計及びその健全性を評価するために、汎用性の高いFEMAXI-6コードを用いることが有用と考えられる。本研究では、FEMAXI-6による軽水炉MOX燃料ふるまい解析の不確実性を検証した。検証計算にはHalden炉で照射されたMOX燃料(IFA-514)の照射データ(TFDB)を用いた。検証の結果、測定された燃料棒内圧を再現するにはモデル中のFPガス放出閾値を8から10倍程度にする必要があり、FPガス放出計算に大きな予測誤差があることが明らかになった。燃料中心温度の予測結果に対してFPガス放出以外に、ペレットの焼きしまり、スエリング、リロケーションのモデルの感度が高かった。これらのモデル中のパラメータを燃料物性の変動と考えられる範囲で変化させた結果、測定された燃料中心温度に対してプラスマイナス50K程度の範囲で予測できた。
川島 克之; 丸山 修平; 大木 繁夫; 水野 朋保
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9288_1 - 9288_7, 2009/05
高速炉で軽水炉使用済燃料回収TRUを受け入れる際には、予想されるTRU組成の変動を考慮して炉心特性を評価しておく必要がある。本検討では、出力750MWeのFaCT中型炉MOX燃料炉心(高内部転換型炉心)において、種々の軽水炉使用済燃料回収TRU組成、並びにそれらを高速炉でリサイクルしたときのTRU組成に対する炉心特性の依存性とその炉心設計範囲を明らかにした。
近澤 佳隆
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9078_1 - 9078_6, 2009/05
遅延和法ビームフォーミングを用いた新しい音響計蒸気発生器水リーク検出器を提案した。本手法の利点は遅延和ビームフォーミングにより音源の指向性の分析が可能になる点にある。水リーク音はリーク部に集中するのに対し蒸気発生器の運転ノイズは管束部に一様に分布する。このため音源の指向性分布を解析することにより通常運転時の平坦な音源分布に対してリーク時はリーク方向に集中した分布を得ることが可能である。このことを利用してリーク音とノイズを分離できる可能性がある。数値解析ではノイズとリーク音の大きさが同等程度で従来手法で水リーク音の検出が難しい条件において本手法を用いることでリーク発生を明白に検出可能であることを示した。
石川 信行; 大久保 努
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9071_1 - 9071_8, 2009/05
軽水炉でのMOX利用について考察するため、プルトニウム有効利用性並びに経済性の観点からの評価を行い、特に、革新的水冷却炉の設計研究の範疇でもある高転換軽水炉のメリットについて言及することを目的とした検討を行った。まず、MOX軽水炉の経済性に関する相対的なポジションを明らかにするために、MOX軽水炉,ウラン軽水炉,高速増殖炉について発電コストの相互比較評価を行った。発電コスト評価においては、発電コストを決める要因である、天然ウラン価格,建設単価,燃焼度などのパラメータに関する感度評価も行った。MOX利用の経済的優位性については、プルトニウムクレジットの観点からも合わせて評価した。プルトニウム有効利用性に関しては、MOX軽水炉の代表ケースとして高転換軽水炉と高減速軽水炉について、プルトニウム多重リサイクル条件下でのプルトニウム有効利用性を排出されるプルトニウムの質(組成)の制約も考慮して評価した。さらに、高転換軽水炉についてその性能指標である転換比をパラメータとした導入可能規模の評価を行い、高転換軽水炉の有するポテンシャルを明らかにした。
内川 貞夫; 大久保 努; 中野 佳洋
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9022_1 - 9022_9, 2009/05
軽水冷却高速炉(FLWR)においてプルサーマル燃料技術に立脚して増殖型運転を実現する燃料集合体概念として、MOX燃料棒とUO燃料棒を非均質に配置した新たな設計概念を構築し、使用するMOX燃料ペレットのプルトニウム最大富化度をプルサーマル用燃料加工施設での取扱可能範囲としながら、核分裂プルトニウム残存比1.0以上を実現できる見通しを得た。
秋江 拓志; 中野 佳洋; 大久保 努
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9304_1 - 9304_9, 2009/05
革新的水冷却炉(FLWR)は、Puの増殖と多重リサイクルが実現可能な低減速型の軽水炉である。その導入期において現行軽水炉との技術的連続性を保つため、高転換(HC)型のFLWRも提案されている。HC型の炉心が増殖(BR)型炉心へ移行する際には、同じ炉心構成の中に両者の型の燃料集合体が混在する。このHC型とBR型の集合体混在炉心体系では、中性子スペクトルの違いによりHC型とBR型集合体の境界領域に出力ピーキングが生じる恐れがあるので、その出力分布について検討した。その結果、2つの型の燃料集合体境界において出力ピーキングは非常に大きくなり得るが、燃料棒ごとの燃料富化度分布や燃料集合体の装荷パターンの最適化によって出力分布は有効に平坦化できることがわかった。HC型からBR型へのFLWR炉心の移行は、核的には大きな問題点なしに実施可能であると考えられる。
根岸 和生; 細谷 拓三郎; 佐藤 健一郎*; 杣木 孝裕*; 松尾 一平*; 清水 克祐*
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9418_1 - 9418_7, 2009/05
ナトリウム冷却高速増殖炉の経済性向上を目的として、鋼板コンクリート構造格納容器(SCCV)の開発研究を行っている。本研究では、SC造による建屋構造や建設方法とともに、高速炉へ適用するための設計条件について検討を行った。また過酷事象時におけるSCCVの成立性を見通すために、高温下で曲げ試験を行う等の部材特性把握試験を実施した。この報告では、試験計画とともに試験の結果の一部を示す。
久語 輝彦; 秋江 拓志; 山路 哲史; 鍋島 邦彦; 岩村 公道; 秋本 肇
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9371_1 - 9371_8, 2009/05
原子炉と熱電変換素子の組合せによる電力供給システムは、深宇宙探査機の推進用システムの有望な概念と考えられる。本システムでは核拡散抵抗性の観点から低濃縮ウラン燃料を使用することとし、低濃縮ウラン燃料炉心の臨界性を調査した。燃料として酸化物燃料,窒化物燃料及び金属燃料を、減速材として、ジルコニウムやイットリウムの金属水素化物,ベリリウム,ベリリウム化合物,黒鉛を対象とした。反射体として、ベリリウム,ベリリウム酸化物,ベリリウム化合物,黒鉛を考慮した。燃料,減速材及び構造材の割合及び反射体厚さを変えながら低濃縮ウラン燃料炉心の臨界性を調査した。原子炉重量の低減を目指すうえで、高速中性子スペクトルの炉心より熱中性子スペクトルの炉心が、また減速材としてベリリウムや黒鉛よりも金属水素化物が良好であるとわかった。窒化物燃料,イットリウム水素化物減速材及びベリリウム反射体を組合せた原子炉の重量は、約500kgとなった。