Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
高松 邦吉; 舩谷 俊平*
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 17 Pages, 2023/04
受動的安全性を持つRCCSは、大気を冷却材として使用するため、冷却材を喪失することはないが、大気の擾乱の影響を受けやすいという欠点がある。そのため、大気放射を利用したRCCSと、大気自然循環を利用したRCCSを実用化するためには、想定される自然災害や事故状態を含むあらゆる状況下で、原子炉からの発熱を常に除去できるのかについて安全評価を実施する必要がある。そこで本研究では、2種類の受動的RCCSについて、熱除去のための受動的安全性の余裕(裕度)について同一条件で比較した。その結果、提案した大気輻射を利用したRCCSは、外気(大気)の擾乱に対して原子炉圧力容器(RPV)の温度を安定的に維持できる利点を明らかにすることができた。さらに、RPV表面から放出される廃熱をすべて利用できる方法も提案した。
高野 和也; 大木 繁夫; 堂田 哲広; 近澤 佳隆; 前田 誠一郎
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/04
MOX燃料炉心の固有安全性を向上させるため、一般的に400W/cm程度の線出力密度を100W/cm及び50W/cmに低減させた、小型ナトリウム冷却高速炉を設計した。当該炉に対し、原子炉停止系機能喪失(ATWS)事象として、炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失(ULOF)事象を想定した過渡解析を行い、冷却材最高温度及び被覆管累積損傷和(CDF)の観点から固有安全性を評価した。その結果、固有安全性が成立する線出力密度の設計範囲を明らかにした。
西田 明美; 川田 学; 崔 炳賢; 飯垣 和彦; 塩見 忠彦; Li, Y.
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 10 Pages, 2023/04
地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)に資するため、原子力規制庁との共同研究の一環として、観測データを活用した原子力建屋の三次元耐震解析手法の精度向上を目的とする研究開発に取り組んでいる。本研究では、自然地震と人工波による多地点同時観測が可能な大規模観測システムを構築した。観測システムの加速度計は、原子力建屋の地盤や建屋の床及び壁に設置されている。本論文では、大規模観測システムの概要及び本システムにより観測されたデータの分析から得られた知見について報告する。
松場 賢一; 江村 優軌; 神山 健司
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/04
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における溶融炉心物質ジェット崩壊距離に関する評価手法を確立するため、JAEAのMELT施設において、炉心構成材料の一つであるステンレス鋼の溶融物約1kgをナトリウムプール(直径約30cm、深さ約1m)中に放出する燃料-冷却材相互作用(FCI)試験を行っている。この試験では、直径1
2cm程度の溶融ステンレスジェットが、ナトリウム液面付近において、ナトリウム蒸気の膨張を伴って発生するFCIによって崩壊することをX線可視化により確認した。ナトリウムプール中心軸付近に設置した複数の熱電対の応答から、溶融ジェットはナトリウム液面付近で急速に冷却され、ナトリウムプールの底部に到達する前にデブリ(微粒化した固化物)になっていると推定した。これらの結果から、溶融ジェットと冷却材の密度比やジェット直径などの従来のパラメータに加えて、ナトリウムの蒸気化に関連する熱的パラメータの影響を考慮した評価手法の開発が必要であることを確認した。
石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/04
One of the effective design measures against core disruptive accident (CDA) is to decrease void reactivity, and a sodium-cooled fast reactor (SFR) with low void reactivity has been developed to improve reactor safety for future SFR. The evaluation of small SFRs, which can have a negative void reactivity coefficient, is useful to examine the reactor characteristics for future research and development. The event progression of unprotected loss of flow (ULOF), which is a typical initiating event of CDA, was analyzed by the SAS4A code. In comparison with a general behaviour of large SFR with relatively higher positive void reactivity, it was confirmed that the low void reactivity reactor has the following characteristics: (1) Event progression becomes slow and mild. (2) Positive reactivity insertion by a cladding melting and relocation has larger importance. (3) Generating mechanical energy during the initiating phase becomes less likely to occur.
小池 朱里*; 根本 将矢*; 中島 理紗子*; 堺 公明*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 2 Pages, 2023/04
異常降雪時のナトリウム冷却高速炉のアクシデントマネジメントとして除雪を行った場合に、運転員による異常気象の認知の成否がプラントの安全性に与える影響を評価するため、運転員の認知確率を時間の関数としてモデル化し、プラント状態についての動的PRA解析を実施した。その結果、事象開始後、比較的早い段階での炉心損傷は、運転員の異常降雪の認知により回避されることを示した。
水野 朋保; 丹羽 元
International Congress on Advanced Nuclear Power P, 0 Pages, 2002/00
Na冷却MOX炉心について、再臨界回避方策を組み込んだ150GWd/tの高度化炉心概念を検討した。再臨界回避方策としては内部ダクト付集合体と軸ブランケット一部削除(ABLE)概念を、炉心型式としては均質2領域炉心と径方向非均質炉心を対象とし、これらの組み合わせで4種類の炉心の炉心性能などを評価した。これらの比較検討の結果、ABLE概念でCDA時の溶融燃料排出機能が確認できれば均質2領域炉心ABLE概念が最も有望と判断された。
呉田 昌俊; 秋本 肇; 山本 一彦*; 岡田 祐之*
Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/00
低減速スペクトル炉の炉心は、三角格子状の稠密な燃料棒配列であり、BWR型炉は高ボイド率条件で運転する特徴を有する。このため冷却限界の評価、すなわち熱的成立性の検証が重要な課題であった。そこで、BWR型低減速炉スペクトル炉の除熱限界を評価する目的で限界熱流束実験を実施した。本報では、質量速度等パラメータが限界出力に及ぼす影響と、熱設計に用いてきた限界出力計算式の評価結果に関して報告する。本限界熱流束実験により、燃料棒間ギャップが1.0mmである稠密炉心における質量速度,入口水温,出口圧力,そして径方向熱流束比の限界クオリティに及ぼす影響が明らかとなった。また、熱設計に用いてきた限界出力計算式(Arai式)が保守的に評価し、炉心熱設計が妥当であることを検証した。
岩村 公道; 大久保 努; 与能本 泰介; 竹田 練三*; 守屋 公三明*; 菅野 実*
Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00
日本における持続的なエネルギー供給を確保するため、低減速スペクトル炉(RMWR) に関する研究開発を進めている。RMWRは、成熟した軽水炉技術に基づいて、高燃焼度,長期サイクル,プルトニウムの多重リサイクル,ウラン資源の有効利用等の有用な特性を実現可能である。中性子の減速を抑えて転換比を向上させるために、稠密に配列されたMOX燃料棒の集合体が用いられる。燃焼度60GWd/tでサイクル長24ヶ月の自然循環冷却の330MWe小型RMWR炉心の概念設計が完了した。本炉心設計では、1.01の増殖比と負のボイド反応度係数が同時に達成されている。プラントシステムの設計では、経済性を向上させるために受動的安全機能が採用されている。現時点では、能動的及び受動的機器を組み合わせたハイブリッド型と完全受動安全型を候補として検討している。既に前者に関しては、原子炉機器のコストを下げるとの評価が得られている。
角田 弘和*; 佐藤 理*; 岡嶋 成晃; 山根 剛; 飯島 進; 神戸 満*
Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 6 Pages, 2002/00
月面用高速炉RAPID-Lでは完全自動制御を達成するために、革新的な反応度制御システムLEM,LIM及びLRMを装荷する。これらのシステムでは、Li-6を液体吸収材として用いる。このLi-6は、高速炉ではこれまで吸収材として用いられたことがない。そこで、原研の高速炉臨界集合体(FCA)を用いてLi-6の反応度特性を調べた。実験では、濃縮ウランとステンレス鋼を用いてRAPID-Lの中性子スペクトルを模擬した炉心をFCAに構築し、95%濃縮Li試料を用いてLi-6の軸方向反応度価値分布を測定した。測定結果を、RAPID-L設計手法による計算結果と比較したところ、両者は良い一致を示した。この結果から、炉心設計手法に対するバイアス因子を求め、RAPID-Lに装荷するLEM及びLIMの本数を決定した。
堺 公明; 森下 正樹
Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 0 Pages, 2002/00
鉛-ビスマス冷却自然循環炉の崩壊熱除去特性を評価するため、2次元熱流動を考慮した統合型プラント動特性解析コ-ド(MSG-COPD)を開発した。アルゴンヌ国立研究所にて設計研究が実施されている100MWe自然循環炉(STAR-LM)及びF/S(Phase I)の400MWeLBE冷却自然循環型中型炉を対象とした崩壊熱除去特性解析を実施した。その結果、自然循環炉では、温度成層化現象や定常渦などが形成され易く、それらを考慮した崩壊熱除去特性評価が重要であることが明らかになった。