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久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 上出 英樹
Handbook of Generation IV Nuclear Reactors, Second Edition, p.173 - 194, 2023/03
第4世代原子炉の最近の開発進捗を網羅するよう取りまとめ、2016年発行の第1版から第2版として更新したもの。著者らは、本ハンドブックの第5章ナトリウム冷却高速炉ならびに第12章日本における第4世代ナトリム冷却高速炉概念の章を担当し、それぞれナトリウム炉の特徴と安全性を含む新しい技術展開、日本におけるナトリウム炉開発の成果と革新技術、東京電力福島第一原子力発電所事故を受けての安全性強化の取組を示した。
佐藤 博之; Yan, X.
Proceedings of 4th International Conference on Generation IV and Small Reactors (G4SR-4), 7 Pages, 2022/10
This paper presents a high temperature gas-cooled reactor (HTGR)-renewable hybrid system based on the GTHTR300C, a Generation IV commercial HTGR electricity and hydrogen cogeneration system designed by JAEA. The system is designed such that it is capable of providing electric grid stability by compensating the characteristic effects of intermittent and perturbating performance of the renewable energy power generation. In particular, the system is shown, through a new design proposal, to enable grid resilience by enacting emergency power supply from using such unique features of the system as being able to rapidly modulate helium inventory and charging/discharging massive thermal capacity core of the reactor. The paper describes simulation result that demonstrate the technical feasibility and operational performance of the system.
Van Rooyen, I. J.*; Ivan, L.*; Messner, M.*; Edwards, L.*; Abonneau, E.*; 上地 優; Lowe, S.*; Nilsson, K.-F.*; 岡島 智史; Pouchon, M.*; et al.
Proceedings of 4th International Conference on Generation IV and Small Reactors (G4SR-4), p.2 - 12, 2022/10
Developments in advanced manufacturing (AM) are occurring faster than the ability to introduce new materials and methods into design codes. Qualifying new AM technologies for use with nuclear design codes can be a long and complex process. The Generation IV International Forum (GIF) Advanced Manufacturing Materials Engineering Task Force (AMME-TF), focuses on how collaborative AM R&D could be used to decrease time to deployment of Gen-IV reactors. This paper provides a critical review of 2019 and 2021 surveys sampling nuclear reactor vendors, supply chain specialists, regulators, and other experts in GIF member countries. Both surveys confirmed that many AM technologies were considered opportunities by potential end users, although 90% of respondents identified the creation and approval of codes and standards as the greatest obstacle to their adoption. Industry prioritization on AM technologies, components and materials changed significantly during the three-year timespan. Additionally, the paper summarizes a 2021 modeling & simulation workshop that developed ideas on how to accelerate the qualification of AM and synthesizes the survey results and workshop conclusions into a review of critical research gaps and paths to address these gaps, particularly through international collaboration.
羽様 平
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, p.87 - 161, 2022/07
The prototype fast breeder reactor "Monju" is a sodium-cooled fast neutron reactor with an electric power of 300 MW developed in Japan. The reactor is a loop-type reactor with three sodium cooling systems and the reactor core consists of 198 fuel subassemblies each containing 169 pins with mixed oxide fuel. This chapter summarizes outline and features of Monju: design, R&D activities and technology development to establish the design, construction, experience in operation and maintenance, and technological achievements obtained in the operation.
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
長谷川 雄太; 今村 俊幸*; 伊奈 拓也; 小野寺 直幸; 朝比 祐一; 井戸村 泰宏
Proceedings of 13th Workshop on Latest Advances in Scalable Algorithms for Large-Scale Heterogeneous Systems (ScalAH22) (Internet), p.10 - 17, 2022/00
格子ボルツマン法(LBM)に基づく数値流体力学シミュレーションおよび局所アンサンブル変換カルマンフィルタ(LETKF)によるアンサンブルデータ同化をNVIDIA A100 GPU搭載スパコンに対して実装し、および最適化した。LBMとLETKFの協働のため、データ転置通信を実装し、LETKFのデータ依存性に基づいて計算,ファイルI/O、および通信のオーバーラップにより通信を最適化した。2次元等方乱流,アンサンブル数
,格子点数
の条件において、通信を最適化した実装は、LETKFを並列化しない単純な実装に対して3.85倍の高速化を達成した。LETKFの主要な計算カーネルは
の実対称密行列の固有値分解であり、その計算のため、バッチ形式固有値分解ソルバEigenGを新たに開発した。EigenGによるバッチ形式固有値分解は、既存ライブラリであるcuSolverに対して64倍の高速化を達成した。
武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.
High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02
本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950
Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。
福井 康人
Biographical Dictionary of Secretaries-General of International Organizations (Internet), 5 Pages, 2020/09
天野之弥前IAEA局長は2019年7月に逝去したが、国際機関の事務局長等の人名録に登録するため、その生い立ち,大学時代,外務省時代,IAEA事務局長時代について解説を執筆した。
中川 洋; 片岡 幹雄*
Biochimica et Biophysica Acta; General Subjects, 1864(4), p.129536_1 - 129536_6, 2020/04
被引用回数：7 パーセンタイル：33.84(Biochemistry & Molecular Biology)蛋白質の硬さと柔らかさは、構造ダイナミクスに反映される。蛋白質ダイナミクスの研究は柔らかさに焦点を絞った研究が多い。この総説では、蛋白質の硬さに焦点をあてる。硬さの程度は実験的には非干渉性中性子散乱で評価できる。この方法は、分子シミュレーションと相補的である。この実験手法では、ピコ秒からナノ秒の時間スケール, ナノメーターの空間スケールの蛋白質ダイナミクスの情報が得られる。これらのダイナミクスは、力の定数, ボソンピーク, 動力学転移, 動的不均一性といった指標によって蛋白質の硬さを定量化できる。これらの指標は蛋白質の2次構造や3次構造の硬さを反映する。さらに、これらの指標を用いることで、水和, 温度, 圧力, 蛋白質間相互作用などの影響によってどの程度硬くなるかが分かる。水和は他の環境要素と比べて硬さや柔らかさに対する影響が大きい。興味深いことに、水和は調和的運動と非調和的運動に対して逆の効果を示す。この水和効果の違いは、水素結合を介した蛋白質と水分子の動的なカップリングが原因かもしれない。
齋藤 禎一*; 平野 伸一*; 長岡 亨*; 天野 由記
Ecological Genetics and Genomics, 12, p.100042_1 - 100042_9, 2019/10
培養に依存しない分子生物学的手法によって、さまざまな環境中の微生物群集組成について分析が可能となった。これらの手法により、嫌気的で太陽光の存在しない、高温・高圧の極限環境からも多くの未培養原核生物が検出されている。近年、深海環境においても真核生物が検出されており、その結果真核生物が従来考えられてきたよりも広範囲にわたって生息可能であることが示された。本研究では、幌延深地層研究センターの地下施設深度250mの環境において、分子生物学的手法を用いた真核生物に関する研究を行った。その結果、幌延の深部堆積岩環境において、菌類が真核生物群集の優占種であることが示された。また、岩石試料中からZygomycete, Basidiomycete, Ascomyceteのような様々な種の菌類が検出された。本研究は、深部堆積岩地下環境における真核生物の多様性に関する研究として世界初の成果である。
山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二
Proceedings of 12th International Conference of the Croatian Nuclear Society; Nuclear Option for CO
Free Energy Generation (USB Flash Drive), p.109_1 - 109_15, 2018/06
2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UOペレットの代りにZrOペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。
山野 秀将; 鈴木 徹; 神山 健司; 工藤 勇*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06
本報は、我が国で設計されている第4世代ナトリウム冷却高速炉(750MWe級)における炉心損傷事故での溶融炉心の炭化ホウ素(B
C)とステンレス鋼(SS)の共晶反応及び移動挙動の重要性を示すとともに、それらの挙動に着目した1500Cを超える高温条件下での可視化基礎実験について発表する。まず、予想される挙動を考慮して厳密摂動計算ツールを用いて反応度推移を計算し、BC-SS共晶生成物移動挙動が大きな不確かさを持っており反応度推移のうえで重要であることを示した。この挙動を明らかにするため、高温加熱炉の中に溶融SSをBCペレットに接触させ、その反応を可視化する基礎実験を実施した。その実験により、共晶反応を可視化するとともに、固化した試験体の上部で密度分離によりBC-SS共晶生成物が固化・移動した様子が示された。
堂田 哲広; 檜山 智之; 田中 正暁; 大島 宏之; Thomas, J.*; Vilim, R. B.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
ナトリウム冷却高速炉は全電源喪失に至った場合でも自然循環によって炉心崩壊熱を除去することが期待される。原子炉安全の観点から、この場合の炉心最高温度は正確に評価されなければならない。このため、1次元プラント動特性解析コードSuper-COPDに3次元CFD解析コードAQUAを連成させ、自然循環時のプラント全体の熱流動を評価できる解析手法の開発を行っている。本研究では、開発中の連成コードの妥当性を確認するため、EBR-IIプラントで実施された自然循環崩壊熱除去試験の解析を実施した。その結果、得られた解析結果は測定データとよく一致し、連成コードの妥当性が確認された。
久保 重信; 島川 佳郎*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
第4世代国際フォーラムで開発された安全設計クライテリア及び安全設計ガイドラインに基づいた日本における将来のナトリウム冷却高速炉の安全設計概念に関する研究について記述した。ナトリウム冷却高速炉の特徴に応じ、固有安全または受動安全を取り入れた設計概念を構築した。東京電力福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえた設計対策を取り入れている。既存の設計・製作に関する技術とFaCTで開発を進めた革新技術が、この安全設計概念の実現のための鍵である。
関尾 佳弘; 山県 一郎; 赤坂 尚昭; 坂口 紀史*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06
改良316オーステナイト鋼(PNC316)のスエリング特性に直接的に影響を及ぼす照射点欠陥挙動(特に空格子の拡散挙動)を定量的に評価することを目的として、異なる温度で中性子照射されたPNC316に対してランダム粒界近傍に形成されたボイド欠乏帯の幅をそれぞれ測定し、温度とボイド欠乏幅の関係からPNC316の空格子移動エネルギーを評価した。その結果、その値は1.46eVと評価され、既存の評価手法である電子線その場観察試験(転位ループの成長速度評価)の結果とよく一致した。このことは、ボイド欠乏帯解析が特に照射中の空格子移動エネルギー評価に有効な方法であり、このエネルギー評価が照射損傷形態が異なる電子線照射からではなく、中性子照射後試験から直接的に評価できることを示している。
山田 美一; 瀬川 智臣; 加藤 正人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06
日本原子力研究開発機構では、廃棄物処分の負担軽減を目指して、高速炉及び加速器を利用したMA分離変換技術の研究開発を進めている。本研究開発を進めるためには、遠隔保守・補修を可能とした自動化燃料製造ラインを実現する必要がある。今回、燃料製造工程を簡素化した工学的規模のホットセル方式によるMA含有燃料製造施設の概念検討を実施したので報告する。
鈴木 紀一; 沖田 高敏; 青野 茂典
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
プルトニウム燃料第三開発室(PFPF)では、1988年より、工学規模での高速炉用MOX燃料の製造技術開発及び常陽・もんじゅの用MOX燃料の製造を行ってきた。特に、低密度仕様である「もんじゅ」の燃料製造では、様々な課題に直面したものの、製造技術の高度化により、それらの課題を克服してきた。本発表では、これまでにPFPFで培われた工学規模でのMOX燃料製造技術及び近年の燃料製造技術開発成果について報告する。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。またモデルの妥当性評価のための評価マトリクスを構築した。
前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。
Sofu, T.*; 岡野 靖
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06
第4世代原子炉に関わる国際フォーラム(GIF)は第4世代ナトリウム冷却炉の安全設計クライテリア(SDC)構築を2013年5月に完了した。SDCはGIFの安全・信頼性目標を反映し、GIFの基本的安全アプローチを踏襲したものである。SDCのねらいは、系統機器に関わるクライテリアの標準を構築し、GIF参加国間の安全設計のハーモナイゼーションを達成することにある。SDCの公開に続き、SDCは国際機関及び各国規制関連機関によるレビューとその反映が図られた。2年間にわたるレビュー及びフィードバックは、IAEA、米国NRC、フランスIRSN、中国NNSAとの間でなされた。本論文はSDC構築の経緯と国際レビューでのコメント及び提案を基にした改定の概要をまとめたものである。
