Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
稲垣 嘉之; 西原 哲夫; 武田 哲明; 林 光二; 稲葉 良知; 大橋 弘史
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), p.1062_1 - 1062_6, 2003/09
原研では、高温ガス炉と水素製造システムを接続する技術(接続技術)の確立を目的として、HTTR水素製造システムの研究開発を進めている。接続技術は大別して、制御技術と安全技術から構成される。制御技術は、熱応答の異なる原子炉と水素製造システムを調和させて運転するための技術で、実規模単一反応管試験装置を用いて技術開発を進めている。安全技術は、可燃性ガスの爆発に対する対策、トリチウムの透過に対する対策、1次ヘリウムと2次ヘリウム、並びに2次ヘリウムとプロセスガスの圧力境界の健全性確保に関する技術である。これらの技術開発の計画について報告する。
石田 紀久; 与能本 泰介; 澤田 健一; 中島 伸也
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), p.1081_1 - 1081_10, 2003/09
分散型小型炉の安全システム及び負荷追従性に関して解析評価してものだある。同炉は熱出力100~300MWの一体型PWRで、一次系に自然循環,自己加圧方式を採用し系統を大幅に簡素化している。工学的安全設備として、水張格納容器等からなる受動的安全設備を備えている。同炉の安全設備の性能をRELAP5コードで一次冷却配管破断事故(LOCA)解析を行い、炉心冠水維持確保及び格納容器圧力上昇が1MPa以下に抑えられることを確認した。また、負荷追従性として、RETRANコードにより蒸気流量の増加及び減少に対する応答を調べ、比較的大きな減速材密度係数のため制御棒にたよることなく良好に追従できることを確認した。
高田 昌二; 滝塚 貴和; 國富 一彦; Yan, X.; 小杉山 真一; 皆月 功*; 伊高 英彦*; 松本 岩男*
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), p.1069_1 - 1069_7, 2003/09
GTHTR300用ヘリウムガス圧縮機の設計の評価手法を検証するために、実機の1/3スケールで幾何学的及び流れの相似則を満たす4段の圧縮機モデルを設計・製作した。試験により運転時とサージ点での性能データを取得する。最高入口ヘリウムガス圧力は0.88MPa、レイノルズ数は7.6
10
で最小許容値2.010に比べ十分高い。1/3スケールの磁気軸受支持ターボ圧縮機と発電機模擬ロータをフレキシブルカップリングで持続した試験装置により、磁気軸受支持ロータダイナミクス試験を実施する。磁気軸受負荷容量は軸受投影面積に比例するので、試験装置用磁気軸受の負荷容量は実機の1/10である。試験ロータの危険速度と振動モードを実機に合わせた。なお、本件は文部科学省から原研への委託により実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」の「高温発電システム」の内容に関するものである。
小川 益郎; 塩沢 周策
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), p.1055_1 - 1055_8, 2003/09
本論文では、他の水素製造システムとの比較において、高温ガス炉水素製造システムの二酸化炭素排出量、エネルギー密度、水素製造効率、水素製造コスト等について評価し、高温ガス炉水素製造システムの優位性を明らかにした。また、商用の水素製造用高温ガス炉開発につなげるために必要なR&D課題: HTTRを用いた安全性実証試験、HTTR水素製造システム実証試験、水から水素を作る熱化学法ISプロセスによる水素製造技術開発等のひとつの計画を作成した。高温ガス炉水素製造システムは、2020年以降の水素の大量需要に応えることのできる最も有望なシステムのひとつである。
久保 真治; 中島 隼人; 東 俊一*; 真崎 智郎*; 笠原 清司; 野村 幹弘; 石山 新太郎; 小貫 薫; 清水 三郎
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), p.1072_1 - 1072_7, 2003/09
日本原子力研究所は、ヨウ素-硫黄系熱化学法水分解プロセスの研究を進めている。ISプロセスは、3つの化学反応を組み合わせ、化学的な熱機関のように作動して水を水素と酸素に分解する化学プロセスであり、1000
C近い高温の熱を生み出す高温ガス冷却型原子炉は、その熱源として最も適している。原研では、これまでに、実験室規模試験において、ISプロセスの基本的な反応と分離を連結した連続水素製造を実証することに成功しており、現在、スケールアップしたガラス製装置を用いた運転試験を進めている。また、大規模プラントに用いる耐食性装置材料、及び、高効率水素製造を具体化するために分離膜のような先進的分離技術の研究開発も進めている。これらの研究の概要を述べるとともに、これらをベースとした将来の研究開発課題について議論した。
橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/09
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験は、高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するとともに、高温ガス炉の安全評価用解析コードの検証及び高度化に役立つプラント過渡データを取得することを目的として実施する。安全性実証試験は、運転時の異常な過渡変化を模擬する第1期の試験及び、減圧事故等の事故を模擬する第2期の試験からなる。第1期の試験は、反応度投入事象と1次冷却材流量低下事象の模擬であり、平成14年度から開始している。平成14年度は、原子炉出力50%からの制御棒引抜き試験及び、原子炉出力30%から3台のヘリウム循環機のうち1台を停止する試験を実施した。同時に、プラント動特性コードACCORD,モンテカルロコードMVP等を用いた解析を進めている。第1期の試験は平成17年度まで実施し、平成18年度から第2期の試験を実施する計画である。
関 昌弘; 秋場 真人; 奥野 清; 柴沼 清
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), p.1191_1 - 1191_6, 2003/09
ITER工学R&Dでは、構成機器の大型化,高性能化のための技術開発が実施された。その中でも、ITER建設に、それまでの技術レベルと比較して大きな飛躍が必要な超伝導コイル,真空容器,ブランケット・モジュール,ダイバータ・カセットなどでは、実規模モデルの開発による製作技術の確立と性能実証が行われた。超伝導コイルの開発では、外径3.6mの中心ソレノイド・モデル・コイルの製作と試験を行い、13T, 46kAの定格運転に成功した。真空容器の開発では、高さ15m、幅9mの実規模セクターを製作し、かかる大型機器では非常に厳しい条件である数mmの製作精度が実現できることを実証した。さらに、ダイバータの開発では、最大20MW/m
の高熱負荷に対し2,000回以上の寿命を有するダイバータ構造体が開発された。これらは、数多くの困難な技術的課題を一つ一つ克服した結果得られた成果で、ITERの開発目標を達成し、ITER建設のための技術的基盤を確立することができた。さらに、これらの優れた技術は他分野でも有効に利用できるものである。
石田 紀久; 今吉 祥*; 金川 孝*
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), p.1232_1 - 1232_9, 2003/09
一体型炉用に電気モーター駆動の内挿(内装)型制御棒駆動装置を舶用原子炉MRXと超小型炉DRX仕様の2種類のものを開発した。前者用の駆動装置は炉出力100MWt
300MWt、運転圧力12MPa、温度310C、後者用の装置は0.51.5MWt、300Cの飽和蒸気条件において運転可能である。これらの装置を広範囲な運転条件で使用する場合の検討を行った結果、前者の場合(MRX用)、炉出力50MWt以上の中小型炉、運転圧力・温度は約320Cの飽和圧力以下、一方、後者の場合は100MWt以下、約310Cの飽和圧力以下の範囲に適用できることを示した。
中塚 亨; 玉井 秀定; 呉田 昌俊; 大久保 努; 秋本 肇; 岩村 公道
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/09
低減速軽水炉の稠密格子炉心の熱的余裕を評価することは重要である。本研究では、サブチャンネル解析の稠密格子炉心への適用性を評価するため、COBRA-TFを用いて稠密格子限界熱流束実験を解析した。軸方向一様加熱バンドルに対して、COBRA-TFによる限界出力予測値は質量速度が500kg/(ms)付近で測定値とよく一致し、これより低流量側で測定値より低い値に、高流量側で測定値より高い値となる。BT予測位置は、外周チャンネルで、実験とは異なった。軸方向二重出力分布バンドルでは、質量速度が200kg/(ms)付近で測定値とよく一致し、これより高流量側で測定値より高い値となった。摩擦損失の二相増倍係数がサブチャンネル間の流量分布に大きな影響を与えることがわかった。計算の精度を向上するためには、稠密な体系における圧力分布の予測を含めた流量配分の正確な予測が求められる。
松田 慎三郎
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), p.1188_1 - 1188_9, 2003/09
ITER参加者を代表してITER計画の概要を「Nuclear Energy and Environmental Issues」分野での講演で紹介する。主な内容は概念設計活動(1988-90年),工学設計活動(1992-2001年)の参加極と活動内容及びその意義について述べ、これらの技術成果が政府間協議に導かれたことを示す。また、建設合意がなされた場合の建設及び実験計画の展望を示し、これらが核融合発電実証プラントに及ぼす意義について議論する。
伊与久 達夫; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 林 秀行; 藤川 正剛
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), p.1094_1 - 1094_8, 2003/09
高温ガス炉(HTGR)は、高温のガスを供給できるとともに、固有の安全性に優れた魅力的な原子炉である。原研では、我が国初のHTGRである高温工学試験研究炉(HTTR)を建設し、1998年11月10日初臨界、2001年12月7日定格出力、原子炉出口冷却材温度約850Cに到達した。HTTRの目的は、HTGR技術の確立と技術の高度化を図ることで、将来、HTTRに水素製造システムを接続する計画である。本報告は、HTTR建設の経緯、HTTRの概要、出力上昇試験の代表的な結果、安全性実証試験や熱利用技術の開発の計画をまとめている。
江沼 康弘; 水野 朋保; 惣万 芳人; 此村 守
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Power (GENES4/ANP2003) (CD-ROM), P. 1085, 2003/00
重金属冷却炉における有望概念として、炉心性能向上の観点から有望と評価された自然循環及び強制循環冷却方式の中小型Pb-Bi冷却炉について概念設計研究を実施した。その結果、両概念とも経済性、炉心性能目標を達成可能な見通しである。
藤井 澄夫; 加藤 篤志; 佐藤 和二郎
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Power (GENES4/ANP2003) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00
「FBRサイクル実用化戦略調査研究」のフェーズ11として、炉と燃料サイクルのそれぞれについて複数の選択肢を対象に革新技術を導入し、技術的検討を加えて、有望な実用化候補概念に絞り込みつつある。本稿では、この絞り込みのための評価手法を紹介するとともに、FBRサイクルシステムを社会に導入していくシナリオ例を提示する。
大草 享一; 玉山 清志; 北村 智美*
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Power (GENES4/ANP2003) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00
もんじゅを対象とした分散型監視診断システムを開発した。システムは、分散構造を持ち、システムへの機能追加・改変が容易である。また、汎用的な計算機・ソフトウェアを利用し、計算機間の通信にイントラネットを使用しているため、結果表示用の端末の追加が容易で、プラント内およびその他の任意の場所に設置可能である。
北野 彰洋; 西 裕士; 石橋 淳一
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Power (GENES4/ANP2003) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00
高レベル廃棄物の環境負荷低減の観点から、長寿命核分裂生成物(LLFP: LONG-LIVED FISSION PRODUCT)およびマイナーアクチナイド(MA: MINOR ACTINIDE)の高速炉での消滅処理が注目されている。今回の検討では照射試験としての可能性を探るため、照射試験集合体を数体レベルで「もんじゅ」高燃焼炉心に装荷した場合を想定し、特性評価を行った。その結果、LLFPについては、装荷体数を18体程度に制限することで、成立性が見込めることが分かった。MAについては、炉心燃料領域または径ブランケット燃料領域に照射試験集合体を装荷した場合でも炉心特性に大きな影響を与えないことが確認できた。
毛呂 達; 伊藤 啓; 北村 誠司
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Power (GENES4/ANP2003) (CD-ROM), P. 1110, 2003/00
高速炉プラント設計・建設コストの低減と信頼性の向上を目的として、原子炉建屋全体を対象とする3次元免震技術、および、建屋は水平免震とし、原子炉周りの重要な機器に対して上下方向免震が可能な技術の開発を行っている。本論文では、3次元免震技術開発計画に関し、地震条件の検討や近年の大地震との比較、免震装置開発側への要求条件検討結果や今後の開発目標を紹介した。
柴本 宏; 田中 良彦; 笠原 直人; 伊藤 啓; 井上 和彦
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Power (GENES4/ANP2003) (CD-ROM), P. 120, 2003/00
実用化戦略調査研究において概念設計を進めている実用高速増殖炉は、経済性の向上を目指し、機器・配管の小型・簡素化、革新的機器概念の採用、系統数消滅などにより、設計合理化を図っている。本設計概念を成立させ、構造健全性を確証するため、設計評価用の実用高速増殖炉構造設計基準(FDS)が必要で、研究開発を進めている。具体的には、破損クライテリアに関し、合理的なクリープ設計領域の設定法の開発、ラチェットひずみが強度に影響を及ぼす限界を明確にするための試験を行っている。また、設計用の非弾性解析手法を確立し、FDSに関連した非弾性解析指針を策定することとしている。非弾性解析手法の検証等を目的とした構造物モデル試験も行っている。更に、熱荷重緩和設計に資するべく、合理的で見通しの良い熱荷重想定法の開発を進めている。これらの研究課題の概要とその取り組み状況について報告する。
前田 誠一郎; 安部 智之; 中沢 博明
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Power (GENES4/ANP2003) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/00
新型転換炉(ATR)原型炉「ふげん」の全運転期間において、1体の燃料破損もなく、MOX燃料集合体772体が使用された。これにより、燃料設計、品質管理等を含むJNCのMOX燃料製造技術の妥当性が実証された。実証炉向けに高度化燃料(36本型:38GWd/t)の開発が行われ、「ふげん」における定常照射試験により、FPガス放出、被覆管腐食、燃料棒伸び等の照射挙動が明らかになると共に設計の妥当性が確認された。さらに、試験炉における出力急昇試験、パルス照射試験により、過渡・事故時の照射挙動についても明らかになった。実証炉計画は中止になったものの、水炉MOX燃料の照射挙動データ等はプルサーマル燃料の開発等に貢献した。
飯島 隆; 大川 剛; 片野 好章
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Power (GENES4/ANP2003) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00
ウラン資源を有効に活用するため、新型転換炉ふげん発電所ではプルトニウムの利用を積極的に実施してきている。「ふげん」では、運転当初から24年間に亘り、安定してMOX燃料を利用してきている。また、1988年には「ふげん」で使用したMOX燃料から抽出したプルトニウムからMOX燃料を製造し、再度、「ふげん」に装荷するという核燃料サイクルを実証した。更に、MOX燃料炉心のデータを蓄積し、その特性を把握してきた。今回の報告では、発電に占めるプルトニウムの核分裂の割合、MOX燃料開発、MOX燃料の核分裂プルトニウムの比率等、プルトニウム燃料利用実績の全般を報告する。
沢 和弘; 植田 祥平; 伊与久 達夫
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 10 Pages, 2003/00
本報では、ZrC被覆粒子を含む被覆燃料粒子の研究開発の現状を述べる。現在の高温ガス炉では、SiC層被覆のいわゆるTRISO型燃料を用いている。安全設計では、1次冷却材中への核分裂生成物放出量が制限値を超えないよう、被覆燃料粒子内に核分裂生成物を閉じ込めることが重要である。TRISO型被覆燃料粒子の挙動は、各種実験や原子炉運転経験により研究されてきた。これらのデータは、TRISO型被覆燃料粒子は、正しく製造されれば優れた性能を有することを示している。一方、SiCは高温化では分解し、製造時の
-SiC層から
-SiC層への遷移温度は1600から2200Cである。ZrCは遷移金属性の炭化物であり、高融点,熱化学的安定性を特徴とする。化学蒸着によるZrC被覆層について、製造過程,特性評価等の研究が進められてきた。