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清水 厚志; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
本報告では、HTTR運転経験を活用したPRAパラメータ更新方法について検討した。初めに、実用高温ガス炉で安全機能を有し、高温ガス炉特有の環境下で供用される機器や他データベースで取扱わない機器を分析対象として選定した。次に選定機器について、機器バウンダリを設定するとともに、月例サーベイランス作動試験記録や運転保守データベース等、からパラメータ推定用必要情報を収集した。最後に、事前分布に軽水炉信頼性データベースに収録された評価値を用い、収集したデータに基づきベイズ統計により推定を行った。その結果、HTTR運転経験の活用が不確かさ低減に有効であることを明らかにした。
佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
本報告では、高温ガス炉PRAの実施上の課題である、建屋や黒鉛構築物、配管など静的な系統、構築物及び機器の多重故障を考慮した地震PRA手法の確立に向け進めている、静的SSCの多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法構築、建屋、黒鉛構築物の損傷を考慮したソースターム評価手法構築、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法構築及び実用高温ガス炉への適用性評価の概要について報告する。
深野 義隆
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04
除熱機能喪失(LOHRS)事象は高速炉の最も支配的なシビアアクシデントのシーケンスである。このため、本研究では、燃料被覆管ギャップの大きい条件及び被覆管の破損を想定した場合のLOHRS事象における炉心の著しい損傷に対する安全余裕について検討した。改良した解析コードを用いて解析した結果、燃料被覆管ギャップの大きい条件及び被覆管の破損を想定しても、燃料の溶融やさらなる破損伝播がないことを明らかにした。すなわちLOHRS事象時の炉心の著しい損傷に対する高い安全裕度が確認された。これらの結果はシビアアクシデントあるいは設計基準外事象の安全上の判断基準の策定における重要なエビデンスとして有効活用される予定である。
上羽 智之; 矢野 康英; 大塚 智史; 永沼 正行; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は、高速炉燃料要素用に開発している長寿命被覆管候補材料である。実証炉規模の高速炉で冷却材喪失(LOF)型および過出力(TOP)型の事故を想定した場合のODSフェライト鋼被覆管の破損耐性を累積損傷和(CDF)によって評価し、受動的炉停止システムが動作するまでCDFが破損目安値の1.0を十分に下回るという結果を得た。
工藤 淳也; 倉林 和啓; 柳橋 太; 佐々木 俊一; 佐藤 武彦; 藤本 郁夫; 大部 智行
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
コプロセッシング法とは、プロセス内で常にPuにUを同伴させて共回収を行うことにより核拡散抵抗性を向上させた、将来の再処理施設の抽出法である。Npはマイナーアクチノイドのひとつであり、半減期が長く、トリブチルリン酸(TBP)への抽出性を有する。Npを回収することで高放射性廃液の有害度が低減できるため、U及びPuに加えNpを共回収するフローシートの開発を実施した。本プロセス開発では、軽水炉、軽水炉-MOX及び高速炉から発生する使用済み燃料に対応するため、Pu含有率の異なる溶解液に対して、製品のPu/U比を一定で回収する、1サイクルフローシートの開発を目指している。我々は、分配サイクルを対象に、Pu含有率1%, 3%及び5%の装荷溶媒を小型の還流型遠心抽出器で試験した。試験の結果、Npの還元剤に硝酸ヒドロキシルアミン(HAN)を使用することで、U, Pu及びNpの共回収を達成した。これにより、開発したU, Pu, Np共回収フローシートの技術的成立性を確認した。
大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.
大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, the atomic number densities and core characteristics at the end of cycle were evaluated by the best estimate deterministic methodologies of ANL and JAEA. The atomic number densities of plutonium isotopes calculated by both institutions showed a good agreement with less than 0.5% of discrepancy, except for the atomic number density of Pu-241. The atomic number densities of americium and curium isotopes showed less than 6% of discrepancy. The results of core characteristics at the end of cycle obtained by both institutions showed a reasonably good agreement with less than 400 pcm of discrepancy on the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy on the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. A burnup sensitivity analysis was employed to identify the major factors of the difference in the calculated atomic number densities at the end of cycle.
Stauff, N. E.*; 大釜 和也; Aliberti, G.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
Within the framework of the U.S.-Japan bilateral, the Civil Nuclear Energy R&D Working Group (CNWG), a core design study was conducted by ANL and JAEA. Its objective was to compare the core performance characteristics of metal-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) developed with different design preferences: JAEA preferred a loop-type primary system with high coolant temperature, while ANL targeted a pool-type primary system with a conventional coolant temperature. The comparative core design study was conducted based on the 3530 MWth Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) metallic-fuel core concept. This study confirms that both metal fueled SFR core concepts developed by ANL and JAEA based on different design preferences and approaches are viable options.
大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.
山下 晋; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
原子力機構では、過酷事故時の炉内溶融物移行挙動進展を現象論的に評価するために、数値流体力学的手法に基づく3次元多相多成分熱流動解析手法(JUPITER)の開発を行っている。本報では、過酷事故時の炉心溶融移行挙動予備解析として、3次元CADデータにより再現した詳細燃料集合体モデルによる溶融移行挙動予備解析、RPV底部から流出するコリウムのペデスタル底部での広がり解析並びに、ペデスタル底部の模擬デブリ周囲の自然対流冷却評価予備解析を実施した。炉心溶融移行挙動予備解析では、複雑構造物内での溶融物の移行挙動解析へ向けたフレームワークを構築することができた。コリウムのペデスタル底部での広がり解析では、ペデスタル底部での溶融物の冷却に伴う高粘性流体を安定して解析できることと、凝固を伴いながら進展する様子を評価できる見通しを得た。模擬デブリの空冷評価解析手法では、平板形状デブリと半球形状デブリによる周囲雰囲気温度への影響評価解析を行い、平板状デブリよりも半球状デブリの方が除熱効果が高いことが分かった。以上より、JUPITERの目標である炉心溶融挙動から圧力容器下部またはペデスタルへの溶融物移行挙動一貫解析を実現できる見通しを得た。
小竹 庄司*; 近澤 佳隆; 高屋 茂; 大高 雅彦; 久保 重信; 荒井 眞伸; 桾木 孝介; 伊藤 隆哉*; 山口 彰*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
研究開発段階炉の保全の考え方を提案した。ナトリウム冷却炉の場合は材料との共存性がよく基本的に劣化はないが、ナトリウム純度および熱過渡の管理が重要である。運転初期の段階では運転経験の少なさを考慮して代表部位の検査をするが、実績を積むことにより試験間隔を延長していくことが可能であると考えられる。実用炉においてはナトリウムの材料共存性を考慮して、定期的な検査を不要とすることを目指している。
濱本 真平; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 4 Pages, 2017/04
High temperature gas-cooled reactors (HTGRs) use helium as coolant. Because helium tends to leak, welding is often used for joints of pipes and containers. However, the bolt fastening flange is useful for enhancing the maintainability of the industrial plant. If the helium leak characteristic of the bolt fastening flange is clarified and the factor that reduces the leakage of helium can be controlled, it can lead to the reduction of the leak rate of helium. In this study, it was clarified that the temperature difference between the flange surfaces strongly influences the helium leak rate from the flange by experiment using Helium Gas Circulator installed in High Temperature engineering Test Reactor. We also demonstrated that helium leak can be reduced by using this correlation by controlling the flange temperature.
武内 伴照; 土谷 邦彦; 駒野目 裕久*; 三浦 邦明*; 石原 正博
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
福島第一原子力発電所事故後の平成23年6月に取りまとめられた日本国政府報告書において、「原子炉及び格納容器などの計装系の強化」が教訓として挙げられている。これを踏まえて、平成24年11月に耐放射線性カメラ、耐放射線性を有する水中無線伝送システム及び高温用計測線を組み合わせた過酷事故時における原子力プラント監視システムの研究開発を開始した。過酷事故時に想定される放射線環境や温度、雰囲気や水中環境等の要求仕様を満たす要素技術開発は平成26年度までに概ね完了し、現在、試作システムの構築とともに評価試験を実施し、システムの特性を取得している。今後、実用化に向けて監視システムの基本仕様や使用限界条件等の情報をユーザに提供すべく評価試験結果のとりまとめを行う。
森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04
長期全交流電源喪失(SBO)のようなシビアアクシデントに対する安全対策は、高速増殖原型炉であるもんじゅにおいても求められており、その検討のためにプラント動特性解析コードの妥当性確認が必要である。これまでに自然循環時に重要な現象となる集合体間熱移行及び炉心冷却材の流量再配分を考慮するために、原子炉全集合体モデルが開発され、試験施設やプラントで実施された自然循環試験に基づき、妥当性確認が実施された。本研究では、もんじゅにおけるSBOの評価を合理的に行うために、同モデルをもんじゅの炉心解析モデルに適用し、熱出力40%タービントリップ試験の解析を実施した。試験結果をよく模擬できており、同モデルの圧力損失モデルが妥当であることを確認した。また、同モデルを用いてSBOの解析を実施した結果、集合体間熱移行及び流量再配分の効果によって集合体出口ナトリウム温度のバラツキが小さくなり、均一な温度となることを確認した。炉心冷却材の最高温度を合理的に評価するためには、両現象を集合体毎に適切にモデル化する必要があり、同モデルの有用性を確認した。
山下 拓哉; 永江 勇二; 菊地 浩一*; 山本 賢二*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
A dissimilar welded joint was adopted to achieve higher thermal efficiency and economy levels in nuclear and thermal power plants. 2 types of dissimilar welded joints which were different heat input during welding to the ferrite steels were manufactured. The dissimilar welded joints were made of following materials; the modified 9Cr-1Mo steel (Gr. 91) for the ferritic steels, the 304 stainless steel for the austenitic steels and the Inconel 600 for the filler metals, Welding methods for the modified 9Cr-1Mo steel were used Plasma Arc Welding and Gas Tungsten Arc Welding (GTAW), respectively. Creep tests were conducted. Specimens by GTAW failed in base metal part and interface between the modified 9Cr-1Mo steel and Inconel 600. Interface failure mechanisms were analyzed from a perspective of metallurgy which were precipitation and growth of type I carbide and formation of oxide layer.
久保田 龍三朗; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。
Ho, H. Q.; 守田 圭介*; 本多 友貴; 藤本 望*; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
The Coated Fuel Particle plays an important role in the excellent safety feature of the High Temperature Gas-cooled Reactor. However, the random distribution of CFPs also makes the simulation of HTGR fuel become more complicated. The Monte Carlo N-particle (MCNP) code is one of the most well-known codes for validation of nuclear systems; unfortunately, it does not provide an appropriate function to model a statistical geometry explicitly. In order to deal with the stochastic media, a utility program for the random model, namely Realized Random Packing (RRP), has been developed particularly for High Temperature engineering Test Reactor (HTTR). This utility program creates a number of random points in an annular geometry. Then, these random points will be used as the center coordinate of CFPs in the MCNP6 input file and therefore the actual random arrangement of CFPs can be simulated explicitly. First, a pin-cell calculation was carried out to validate the RRP by comparing with Statistical Geometry (STG) model of MVP code. After that, the comparison between the RRP model (MCNP) and STG model (MVP) was shown in whole core criticality calculation, not only for the annular core but also for the fully-loaded core. The comparison of numerical results showed that the RRP model and STG model differed insignificantly in the multiplication factor as expected, regardless of the pin-cell or whole core calculations. In addition, the RRP model did not make the calculation time increase a lot in comparison with the conventional regular model (uniform arrangement).
小野 正人; 藤原 佑輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 飯垣 和彦; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/04
日本原子力研究開発機構は、HTTRを用いて高温ガス炉の核熱利用に向けて研究開発を実施している。高温ガス炉を用いた核熱利用システムは、化学プラント会社の参入の簡素化や建設費の観点から非原子力級を基本として設計している。そのため、原子炉の運転中に異常事象が発生して運転を継続できる必要がある。HTTRを用いた熱利用系異常模擬試験は、中間熱交換器の過渡温度挙動のデータを得るために温度に着目し非核熱で実施した。中間熱交換器は熱利用系とHTTRをつなげる重要な機器である。試験では、ヘリウム冷却材温度はガス循環機によって120
Cまで昇温され、熱移動に着目できる理想的な状況で実施された。試験は空気冷却器の流量を増加することによりヘリウムガスの温度を調節することで実施された。中間熱交換器の熱応答は調査され、伝熱管や伝熱促進板のような構成要素に対して、中間熱交換器の上部よりも下部の方が熱応答が遅いことが明らかとなった。この理由は、中間熱交換器の上部から下部に二次ヘリウムが流れるためと考えられえる。試験データは、安全評価コードのモデルを検証するために有益となるものである。
竹内 正行; 佐野 雄一; 渡部 創; 中原 将海; 粟飯原 はるか; 小藤 博英; 小泉 務; 水野 朋保
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
SmART cycle test has been promoted for reduction of volume and radiotoxicity of vitrified waste. It is a fuel cycle test using small amount of minor actinides (MA) in irradiated FBR fuels. The plan includes U, Pu and MA partitioning, fuel fabrication, irradiation at FBR and post irradiation examination. In this paper, a series of radioactive tests for MA partitioning from the irradiated fuel were mainly focused. As treatment of the irradiated fuel, it was sheared and dissolved by hot nitric acid, and then, U, Pu and Np in the dissolved fuel solution are co-extracted by solvent extraction. Am and Cm in the raffinate are efficiently separated by chromatographic technique. The target of MA yield for this cycle test is more than 1g to fabricate MOX pellets bearing 5% MA. As the current status for the MA partitioning, we have successfully finished the shearing and dissolution of the irradiated FBR fuel and solvent extraction process and the two steps flowsheet for Am and Cm partitioning from the raffinate and denitration behavior of separation product solution was discussed.
入澤 啓太; 谷口 拓海; 並木 仁宏; Garc
a-Lodeiro, I.*; 大杉 武史; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 木下 肇*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
東京電力福島第一原子力発電所から発生する汚染水二次廃棄物の安全な貯蔵のために、リン酸セメントを用いて低含水固化技術を開発している。従来のセメントシステムは水和反応を経由して固化し、一定量の水の要求と含有を必要とする。しかしながら、リン酸セメントは酸塩基反応を経由して固化する。それゆえ、水は作業性の観点から必要とされているだけである。水分量が低減されたリン酸セメントシステムは放射性廃棄物による水の放射線分解で発生する水素ガスを低減できるため、安全な貯蔵に貢献できる。本研究は、異なる温度(60, 90, 120C)の開放系及びリファレンスとして20Cの閉鎖系で養生したカルシウムアルミネートセメント(CAC)とリン酸添加CAC(CAP)の含水率と特性を調査した。CACとCAP中の水分量は時間経過に伴い減少した。
90Cにおいて、CAPはCACよりも低い含水率を得た。CAC中の自由水は、加熱処理により構造水に転換したが、CAPでは生じなかった。ハイドロキシアパタイトの前駆相である正リン酸塩が20, 60CのCAP中で発見され、90Cでは正リン酸塩とハイドロキシアパタイトの混合物が発見された。120CのCAP中のリン酸生成物は、20, 60, 90CのCAPと比較して異なるリン酸塩からなるようにみえる。