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丸山 修平; 大木 繁夫; 水野 朋保
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9300_1 - 9300_2, 2009/05
日本で行われている高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)プロジェクトの炉心・燃料設計研究では、軽水炉-高速炉移行期における高速炉の燃料組成の変動に関心が持たれている。本論文では、移行期の高速炉に供給されるTRU組成の変動幅をさまざまなリサイクルシナリオで評価するとともに、TRU組成変動に伴う炉心特性への影響についてもその要因とともに論ずる。
加藤 篤志; 平田 慎吾; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 小幡 宏幸; 小竹 庄司
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9281_1 - 9281_6, 2009/05
高速炉実用化の課題である経済性の向上を志向し、日本の先進ループ型Na高速炉では、革新技術採用によるシステム簡素化が図られている。燃料交換においては、炉上部機構に切り込みを入れ、その中での水平移動及び回転プラグでの回転移動により、炉上部機構を取り外すことなく燃料交換を実現できる燃料交換システムを開発しており、これにより炉容器のコンパクト化と燃料交換期間の短縮化を図っている。今回、実規模燃料交換機試験体を製作し、動作試験を実施している。今後、本概念の実用化にかかわる見通しを評価していくとともに、課題を把握していく。
近澤 佳隆
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9078_1 - 9078_6, 2009/05
遅延和法ビームフォーミングを用いた新しい音響計蒸気発生器水リーク検出器を提案した。本手法の利点は遅延和ビームフォーミングにより音源の指向性の分析が可能になる点にある。水リーク音はリーク部に集中するのに対し蒸気発生器の運転ノイズは管束部に一様に分布する。このため音源の指向性分布を解析することにより通常運転時の平坦な音源分布に対してリーク時はリーク方向に集中した分布を得ることが可能である。このことを利用してリーク音とノイズを分離できる可能性がある。数値解析ではノイズとリーク音の大きさが同等程度で従来手法で水リーク音の検出が難しい条件において本手法を用いることでリーク発生を明白に検出可能であることを示した。
古川 智弘; 大塚 智史; 井上 賢紀; 奥田 隆成*; 阿部 冨士雄*; 大貫 惣明*; 藤澤 敏治*; 木村 晃彦*
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9221_1 - 9221_7, 2009/05
われわれの研究グループでは、重金属冷却高速増殖炉及び超臨界水冷却高速増殖炉用の燃料被覆管として、優れた高温強度と高耐食性の両方を兼ね備えた酸化物分散強化型フェライト鋼(スーパーODS鋼)の開発を進めている。本報では、開発中のスーパーODS鋼の高温における機械的強度特性について評価した結果について報告する。
越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; et al.
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), 1 Pages, 2009/05
ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故のマルチフィジックス解析のためCOMPASSというコンピュータコードを開発している。熱流動・構造の複合問題にさまざまな相変化過程を伴う解析が必要であるため、MPS法というメッシュレス法を用いている。分離された素過程に対する検証及び実現象に対する検証を実施する。また、COMPASSは、大型SFR炉心における再臨界回避のための溶融燃料の流出を調べることもまた期待される。MOX燃料に加えて、金属燃料も考慮している。金属燃料と被覆材間の共晶反応は、相図計算,古典・第一原理分子動力学によって調べられる。数値計算手法に関連した基礎研究はCOMPASSのコード開発に役立つ。並列計算は大規模計算を扱うためOpenMPを使用して実施する。AVSにより可視化ツールもまた備えている。
相澤 康介; 小竹 庄司; 近澤 佳隆; 荒 邦章; 荒関 英夫*; 相澤 利枝*; 大田 裕之*
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9402_1 - 9402_8, 2009/05
ナトリウム冷却大型炉の1次主冷却系に適合する電磁ポンプ概念を検討した。設計検討の結果、5並列ポンプ概念を採用することで、機械式ポンプ組込型中間熱交換器と同等の寸法となることを示した。電磁ポンプを1次主冷却系に設置した場合の課題と考えられるフローコーストダウンと地絡について検討を行い、信頼性の高いフローコーストダウンシステム及び地絡検出システムを構築した。また、保守補修性の観点から機械式ポンプと電磁ポンプの比較検討を行い、定期点検における作業量は電磁ポンプが機械式ポンプの1/12となることを示した。さらに、大容量電磁ポンプの流動特性を把握するため、過去に実施された160m
/min電磁ポンプの試験解析を実施した。その結果、大容量電磁ポンプの流動特性は小容量電磁ポンプと同様の傾向となった。しかし、大容量電磁ポンプは磁気レイノルズ数と相互作用パラメータが大きくなることから、小容量電磁ポンプの試験解析と比較して、試験と解析の差異が大きくなることを示した。
根岸 和生; 細谷 拓三郎; 佐藤 健一郎*; 杣木 孝裕*; 松尾 一平*; 清水 克祐*
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9418_1 - 9418_7, 2009/05
ナトリウム冷却高速増殖炉の経済性向上を目的として、鋼板コンクリート構造格納容器(SCCV)の開発研究を行っている。本研究では、SC造による建屋構造や建設方法とともに、高速炉へ適用するための設計条件について検討を行った。また過酷事象時におけるSCCVの成立性を見通すために、高温下で曲げ試験を行う等の部材特性把握試験を実施した。この報告では、試験計画とともに試験の結果の一部を示す。
大野 修司; 清野 裕; 宮原 信哉
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9110_1 - 9110_9, 2009/05
ナトリウム冷却大型高速炉の炉心損傷事故の影響が原子炉容器外まで及ぶ場合における事故進展を検討し、CONTAIN/LMRコードを使用した感度解析によって事故進展の支配現象・支配因子を調べた。除熱源喪失時に想定される事故進展を対象とした解析から、ナトリウム蒸気の漏えい速度及びナトリウム・コンクリート反応の規模が重要な支配因子であることを明らかにするとともに、それらが格納容器へ与える圧力負荷に関して定量的な情報を整理することができた。
宇都 成昭; 堺 公明; 三原 隆嗣; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司; 青砥 紀身
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9298_1 - 9298_11, 2009/05
FaCTで進めている我が国の先進ループ型高速炉(JSFR)の設計研究及び関連する革新技術開発の現状を報告する。JSFRでは経済性向上のためコンパクトな原子炉容器を設計しており、水試験による炉内流動適正化や新しい燃料交換機開発のための実規模試験体の設計・製作などを設計に反映した。建設コスト削減のため格納容器と原子炉建屋の一体化を目指しており、その技術的実現のための要素試験を行った。受動安全による安全性向上のため自己作動型炉停止機構(SASS)と自然循環による崩壊熱除去システムを取り入れており、「常陽」を用いたSASS構成要素の照射データ取得,3次元熱流動評価手法の開発成果を各々の設計に反映した。高速炉の特徴に適合する保守・補修及び検査の方針を策定し、革新的な検査技術の開発を進めている。その他、短縮化2重配管,ポンプ組込型中間熱交換器,直管2重管型蒸気発生器,再臨界回避概念,免震システムなどの重要な革新技術についても、解析的及び実験的研究とともに開発を進めている。本研究の成果は、2007年に開始した実証炉の概念検討の結果と合わせて、2010年の革新技術の採否判断の不可欠な材料となる。
加藤 正人
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9451_1 - 9451_8, 2009/05
燃料の融点は、燃料設計において燃料の健全性を保証するための不可欠なデータである。本報告では、これまで得られた融点の測定データからデータベースを作成し、Pu含有率,マイナーアクチニド含有率,O/M及び燃焼度の影響を評価した。サーマルアレスト法による測定値は、標準試料の融点を測定することによって温度校正が行われ、融点が決定された。しかし、各研究で用いられた標準試料の融点は、その年代によって異なっている。本研究では、これまで報告されている融点を最新の標準試料のデータを用いてリバイスし、データベースを作成した。UO
の融点は、3132Kと見積もられた。MOXの融点は、Pu含有率の増加により単調に減少し、40%Puでは、3002Kである。MOXの融点測定結果から理想溶液モデルを用いて融点を評価し、PuOの融点として2894Kを得た。また、融点に及ぼすマイナーアクチニド含有率、O/Mの影響も評価した。
久語 輝彦; 秋江 拓志; 山路 哲史; 鍋島 邦彦; 岩村 公道; 秋本 肇
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9371_1 - 9371_8, 2009/05
原子炉と熱電変換素子の組合せによる電力供給システムは、深宇宙探査機の推進用システムの有望な概念と考えられる。本システムでは核拡散抵抗性の観点から低濃縮ウラン燃料を使用することとし、低濃縮ウラン燃料炉心の臨界性を調査した。燃料として酸化物燃料,窒化物燃料及び金属燃料を、減速材として、ジルコニウムやイットリウムの金属水素化物,ベリリウム,ベリリウム化合物,黒鉛を対象とした。反射体として、ベリリウム,ベリリウム酸化物,ベリリウム化合物,黒鉛を考慮した。燃料,減速材及び構造材の割合及び反射体厚さを変えながら低濃縮ウラン燃料炉心の臨界性を調査した。原子炉重量の低減を目指すうえで、高速中性子スペクトルの炉心より熱中性子スペクトルの炉心が、また減速材としてベリリウムや黒鉛よりも金属水素化物が良好であるとわかった。窒化物燃料,イットリウム水素化物減速材及びベリリウム反射体を組合せた原子炉の重量は、約500kgとなった。
堀口 賢一; 菅谷 篤志; 齋藤 恭央; 田中 憲治; 圷 茂; 平田 利明
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9411_1 - 9411_9, 2009/05
使用済燃料の再処理により発生する低放射性廃棄物を安全,効率的かつ経済的に処理することを目的に東海再処理施設内に低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)が建設され、現在試運転が実施されている。LWTFにおける処理対象廃棄物は、可燃/難燃性固体廃棄物と低放射性廃液である。難燃性固体廃棄物には材料腐食の原因となる塩素を含んでいる。また、低放射性廃液としては、放射能レベル,化学組成の異なる数区分の廃液が発生し、環境汚染の原因となる硝酸根やセメント固化処理法の妨害物質となる炭酸塩,リン酸などを含んでいる。この施設では可燃/難燃性固体廃棄物に対しては高減容が期待できる焼却処理法を採用し、液体廃棄物の新しい処理法として最終処分費用の大幅な低減化が期待できる核種分離技術を採用した。また、低放射性廃液に大量に含まれる硝酸根の触媒-還元による硝酸根分解法と、廃棄物の高充填を可能としたセメント固化法の開発に取り組んでいる。この技術開発の成果は、近い将来LWTFに導入する予定である。
石川 信行; 大久保 努
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9071_1 - 9071_8, 2009/05
軽水炉でのMOX利用について考察するため、プルトニウム有効利用性並びに経済性の観点からの評価を行い、特に、革新的水冷却炉の設計研究の範疇でもある高転換軽水炉のメリットについて言及することを目的とした検討を行った。まず、MOX軽水炉の経済性に関する相対的なポジションを明らかにするために、MOX軽水炉,ウラン軽水炉,高速増殖炉について発電コストの相互比較評価を行った。発電コスト評価においては、発電コストを決める要因である、天然ウラン価格,建設単価,燃焼度などのパラメータに関する感度評価も行った。MOX利用の経済的優位性については、プルトニウムクレジットの観点からも合わせて評価した。プルトニウム有効利用性に関しては、MOX軽水炉の代表ケースとして高転換軽水炉と高減速軽水炉について、プルトニウム多重リサイクル条件下でのプルトニウム有効利用性を排出されるプルトニウムの質(組成)の制約も考慮して評価した。さらに、高転換軽水炉についてその性能指標である転換比をパラメータとした導入可能規模の評価を行い、高転換軽水炉の有するポテンシャルを明らかにした。
秋江 拓志; 中野 佳洋; 大久保 努
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9304_1 - 9304_9, 2009/05
革新的水冷却炉(FLWR)は、Puの増殖と多重リサイクルが実現可能な低減速型の軽水炉である。その導入期において現行軽水炉との技術的連続性を保つため、高転換(HC)型のFLWRも提案されている。HC型の炉心が増殖(BR)型炉心へ移行する際には、同じ炉心構成の中に両者の型の燃料集合体が混在する。このHC型とBR型の集合体混在炉心体系では、中性子スペクトルの違いによりHC型とBR型集合体の境界領域に出力ピーキングが生じる恐れがあるので、その出力分布について検討した。その結果、2つの型の燃料集合体境界において出力ピーキングは非常に大きくなり得るが、燃料棒ごとの燃料富化度分布や燃料集合体の装荷パターンの最適化によって出力分布は有効に平坦化できることがわかった。HC型からBR型へのFLWR炉心の移行は、核的には大きな問題点なしに実施可能であると考えられる。
高田 昌二; 舟竹 良雄; 稲垣 嘉之
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9225_1 - 9225_5, 2009/05
発電出力300MWe級の高温ガス炉ガスタービン発電システム用ガスタービン発電機ロータを支持する磁気軸受の制御方法として、複数個所のロータの振動変位を測定し、複数個所の磁気軸受の磁力を連動制御する多入力多出力制御方式を提案した。発電機ロータは、定格回転数以下に4次危険速度を有する。モデル化誤差を低減するために、曲げ振動モードが不釣合いにより励起される振動形態と同じくなる4次危険速度で制御装置の伝達関数を導出した。また、低次元化誤差を低減するために、回転状態のロータの状態方程式の1404次の非対称係数行列をSchur分解によるモード分解法により低次元化した。不釣合い振動振幅は、定格回転数と4次危険速度で、それぞれ、53,75
m
であり、それぞれの振動振幅の許容値75m, 125mを満足した。
二神 敏; 早船 浩樹; 藤村 研; 佐藤 充*
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9169_1 - 9169_8, 2009/05
JSFRの蒸気発生器には、安全性のみならず、製作コストと運転コスト低減が目標性能として要求される。現在実施中のFaCTプロジェクトでは、上記を実現するための一案として、75万kwe出力の直管2重管SGが開発されている。一方、直管2重管SGは伝熱流動,主要構造要素の製作性等の多くの開発要素を含むことから、目標性能を達成可能な代替概念の構築が必要である。目標性能を達成可能な代替概念の構築のため、2重伝熱管を代替する要素技術について探索した。探索にあたっての課題は、大単機出力SGにおける、水リーク事故時の破損範囲の限定化の達成である。破損範囲の限定化を達成するための要素技術として、伝熱管の耐ウェステージ性向上と早期水リーク検出について検討した。本論文では、耐ウェステージ性向上と早期水リーク検出を可能とする要素技術を検討したうえで、それらの技術を組合せて目標性能を達成可能なSG概念の提案と、提案したSG概念に対する性能評価について述べる。さらに、その実現性を検討するための研究計画について述べる。
千葉 敏; Soukhovitski, E. Sh.*; Capote, R.*; Quesada, J.*
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9172_1 - 9172_7, 2009/05
これまで核子入射反応の計算のために開発してきたチャンネル結合模型OPTMANを拡張し、(p,n)反応を記述できるようレーン模型を組み込んだ。これによって、(n,n), (p,p), (p,n)反応の同時解析を200MeV程度のエネルギーまで行うことが可能となり、核データ評価やさまざまな核反応率の計算に用いることが可能となった。
田中 正暁; 大島 宏之; 山野 秀将; 相澤 康介; 藤崎 竜也*
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9285_1 - 9285_8, 2009/05
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縮尺とした既往水流動試験を対象に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を行い、適用可能な解析オプションの検討と解析結果の妥当性を確認した。さらに、レイノルズ数3.7E+6の条件における、ショートエルボで発生する非定常渦構造と圧力変動との関係について知見を得た。
中川 繁昭; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 野尻 直喜; 西原 哲夫; 後藤 実; 高松 邦吉
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9476_1 - 9476_6, 2009/05
As for the research and development concerning of the reactor technologies to develop the commercial HTGR system, the research to establish and upgrade basic technologies for the HTGRs has been progressing by using the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR). The HTTR is a graphite moderated and thermal neutron reactor with thermal power of 30 MW and reactor outlet coolant temperature of 950 
C in maximum. The 30 day long-term operation test with outlet coolant temperature of 850 C was carried out. Through those operations, basic performance data of the prismatic block typed HTGR concerning the burn-up performance, primary helium purity management, high temperature component performance, integrity of core component, etc., have been accumulating. In this paper, the major result of the HTTR 30 day long-term operation test with outlet coolant temperature of 850 C, will be shown and its contribution to future HTGR project will be discussed.
三澤 丈治; 中塚 亨; 吉田 啓之; 高瀬 和之
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), P. 9487_1, 2009/05
Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been enhancing the three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D, which has been originally developed for the thermal design procedure on two-phase flow thermal-hydraulics of light water reactors, to predict thermal hydraulics characteristics of the supercritical water-cooled nuclear energy system under operation and transient conditions. To verify the prediction performance of the ACE-3D code, numerical analyses have been performed based on some experimental data. As a part of these verifications, a present paper describes the predicted results of seven-rod bundle heat transfer experiments with supercritical pressure water performed at JAEA. As a result, the calculated wall temperatures on the surface of simulated fuel rods were in agreement with the experimental results. One of future subjects is important in the prediction accuracy on the heat transfer deterioration.