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村上 龍敏; 加藤 正人; 鈴木 紀一; 宇野 弘樹*
Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.1859 - 1865, 2010/06
約3000ppmの炭素を含む脱脂後ペレットについて、焼結中、熱天秤と熱膨張計による測定を行い、焼結挙動を評価した。試験パラメータは、焼結雰囲気の水素/水分比とした。焼結雰囲気中の水素/水分比を減少させることに伴い、ペレットの到達O/Mと収縮率が増加した。この結果から、焼結雰囲気中の水素/水分比が高い場合には、炭素の熱還元反応によりO/M比が大幅に減少し、反面、焼結雰囲気中の水素/水分比がより低い場合には、雰囲気中の酸素ポテンシャルが高く保たれ、O/M比の低下が抑制されたものと考えられる。
/HO ratio in the sintering atmosphere on the sintering behavior of MOX pellets武内 健太郎; 加藤 正人; 砂押 剛雄*
Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.1866 - 1873, 2010/06
焼結雰囲気中のH/HO比をパラメータとして焼結中のMOXペレットのO/M変化と収縮率を測定し、焼結雰囲気中の酸素分圧が焼結挙動に与える影響を評価した。焼結中の試料のO/Mは焼結雰囲気中の酸素ポテンシャルと平衡となるO/Mに近づくように変化し、H/HO比が小さいほど試料のO/Mが高くなるとともに低温側で収縮が進む傾向を示した。試料の収縮速度は、1000
1300
Cと14001600Cの2つの温度領域でピークを示し、H/HO比が小さな試料では、低温領域で収縮速度が大きくなった。この結果から、焼結中のO/Mが高い試料は低温領域で、O/Mの低い試料は高温領域で焼結過程がおもに進んでおり、両温度領域における焼結は異なったメカニズムで支配されているものと考えられる。H/HO比一定の雰囲気でMOXを焼結するとO/Mが変化しながら焼結が進み、H/HO比に依存して焼結特性が大きく変化することを確認した。
栗坂 健一; 島川 佳郎*
Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.1220 - 1227, 2010/06
原子力機構が参画しているGeneration IV国際フォーラム(GIF)のリスク及び安全性作業グループ(RSWG)において、新たに総合安全性評価手法(ISAM)が開発された。ISAMは5個の異なる解析手法から構成される。それらは、定性的安全特性レビュー(QSR),現象同定及び重要度ランク表(PIRT),目的と達成手段の樹形図(OPT),決定論及び現象論的解析(DPA),確率論的安全評価(PSA)である。これらのうち、PIRT, OPT, DPA及びPSAについて、JSFRへの予備的な適用を実施した。JSFRは革新的な安全特性として自己作動型炉停止機構(SASS)及び自然循環崩壊熱除去能力を備えており、通常手段での炉停止失敗を伴う流量喪失時におけるSASSによる炉停止の検討に予備的なPIRTを適用した。また、JSFRの安全設計が深層防護に基づく適切な方法で行われていることを確認するために、OPTを構築した。OPTに示された一部の達成手段は崩壊熱除去の安全設計要件を特徴づけるものであり、DPAによって要件の充足性は確認された。また、それらの設計要件及び充足性確認結果をもとに崩壊熱除去にかかわるPSAの解析モデルを構築し、PSAを実施した。PSAはJSFRの定量的な安全レベルの把握及び安全設計の改善に役立った。
高瀬 和之; 菖蒲 敬久; 月森 和之; 村松 壽晴
Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.1725 - 1732, 2010/06
原子炉本体やその付帯設備等の健全性を確保する補修技術の確立を目的として、3次元微細加工が可能なレーザーを利用した金属材料溶接技術の開発が行われている。この開発の一環として、金属材料溶接技術の最適化を目指し、レーザー照射による金属材料の溶融凝固現象を数値シミュレーションによって定量評価する手法の開発を次世代部門と協力して行っている。本報では、平均径40ミクロンの超微細な金属パウダーがレーザー照射によって溶融する過程、並びにレーザー照射終了後に次第に凝固する過程を数値シミュレーションによって評価した結果を報告する。予測結果は共同研究者らが実施したレーザー溶接の実験結果の傾向をよく模擬しており、金属材料溶接シミュレーションの実現に向けて高い可能性を示すことができた。
近澤 佳隆; 鵜澤 将行*; 臼井 伸一*; 戸澤 克弘*; 小竹 庄司
Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.10142_1 - 10142_9, 2010/06
A comparative study on the JSFR fuel handling system has been conducted. Construction cost, safety and operation were compared between the reference system with EVST and the evolutional system without EVST. The result shows that the advanced systems cannot provide clear advantages even they adapt innovative technologies.
黒目 和也*; 村上 久友*; 辻田 芳宏*; 二神 敏; 早船 浩樹
Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.637 - 644, 2010/06
The Japan Atomic Energy Agency(JAEA), Mitsubishi FBR Systems, Inc (MFBR) and Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. (MHI) have been cooperated to study the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) in the Fast Reactor Cycle Technology Development (FaCT) project. In order to improve the economic of commercialized FBR plant, many innovative design concepts are adopted and started to investigate. For example, two-loop piping system and integrated IHX/pump are adopted to reduce the number of components and volume of the building. And double-walled tube SG is adopted to improve the reliability. In the FaCT project, these concepts have been studied, and many tests and evaluation have been carried out. In this report, our activities for the main components of JSFR such as two-loop piping system, integrated IHX/Pump, and steam generator are summarized.
加藤 篤志; 平田 慎吾; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 小幡 宏幸*; 小竹 庄司*; 鵜澤 将行*
Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.692 - 699, 2010/06
JSFRに採用する燃料交換機の異常時の対応性を把握するため、実規模モックアップを用いた試験を実施した。
相澤 康介; 藤田 薫; 平田 慎吾; 笠原 直人
Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.645 - 652, 2010/06
高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)で設計を進めているナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、すべての燃料集合体を対象にセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器(FFDL)を開発している。セレクタバルブ方式FFDLは、各燃料集合体出口にサンプリング管を設置して、サンプリング管により採取したナトリウムを回転プラグ上に設置した遅発中性子検出器及び核分裂性生成物ガス検出器で分析することにより、破損燃料を同定するものである。本検討では、JSFRに適合するセレクタバルブ方式FFDL構造を具体化するとともに、耐久試験の要求条件を検討し、これをもとに実規模のセレクタバルブを模擬した耐久試験装置の設計・製作を実施した。製作したセレクタバルブ耐久試験装置を用いて、ナトリウム中耐久試験を実施し、セレクタバルブ摺動部の耐久性を評価した。
田中 正暁; 大島 宏之; 山野 秀将; 相澤 康介; 藤崎 竜也*
Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.1699 - 1708, 2010/06
ナトリウム冷却高速炉の大口径エルボ配管部における流動解析評価手法の構築を目的とし、実機ホットレグ配管を1/3縮尺で模擬した水流動試験における高Re数条件での実験条件を対象として、CFDコードのレイノルズ応力モデル(RSM)を用いた非定常解析(U-RANS)を行い、エルボ周辺で発生する非定常渦流れと圧力変動発生メカニズムについて明らかにするとともに、実機ホットレグ配管を対象とした解析を行い、URANSによる本解析手法の適用性について確認した。
堺 公明; 小竹 庄司; 青砥 紀身; 伊藤 隆哉*; 神島 吉郎*; 大嶋 淳*
Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.521 - 530, 2010/06
原子力機構は、2050年よりも前の商業炉の導入を目指して、高速増殖炉実用化研究開発(FaCT)プロジェクトを進めている。そのため、2025年頃の実証炉の運転開始を目指し、実証炉に関する設計研究を実施している。これまで、150万kWe規模の実用炉に向けた実証炉として、75万kWe及び50万kWeのプラント概念を設計検討を進め、主要な原子炉構造や機器に関する比較評価するとともに、関連する研究開発を実施している。本報告は、それらの実施状況についてまとめたものである。
柳澤 和章; 長野 浩司*
Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.2140 - 2149, 2010/06
国家の経済と二酸化炭素取引に及ぼす温暖化防止技術によって生み出される間接効果に付き理解を深めるための研究を実施した。(1)2005年の時点で稼働中の我が国の軽水炉は54基であり、発電電気料金は発電端で16,466百万ドル、需要端で42,682百万ドルである。(2)原子力市場では、建設費用(2.0セント/kWh)は高いが燃料コスト(1.4セント/kWh)は安い。原発の導入は発電にかかわる燃料費の総額を低減しGDPを結果的に押し上げる。(3)軽水炉から放出される二酸化炭素(22g/kWh)は化石燃料使用の発電所から放出されるそれの1/23から1/44である。2004年における総発電電力量は8,651TWhである。石炭と石油を主たる二酸化炭素放出源と仮定すると、その放出量は7.43
108t-COとなる。化石燃料以外の燃料により3.79108t-COの二酸化炭素が排出抑制されるが、原発の寄与率はそのなかで57%と高い。二酸化炭素排出取引価格はt-COあたり開発途上国で18.5$、欧州共同体で27.7$であると仮定すると、我が国の原発による温暖化防止技術が生み出す間接効果は前者で3,993百万ドル、後者で5,989百万ドルとなる。