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久保 重信*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 小竹 庄司
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00
安全設計を具体化するため、上位レベルの安全原則から、各安全系のシステム,構造,機器(SSC)に対して設計要求を展開した。本報では、JSFRの安全系のSSCに対する設計要求を示す。
伊藤 主税; 荒木 義雄; 内藤 裕之; 岩田 圭弘; 青山 卓史
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00
高速炉プラントの安全性向上を目指して、レーザ共鳴イオン化質量分析法(RIMS)を用いた破損燃料位置検出及びNa漏えい検知技術の高度化に関する研究を進めている。破損燃料位置検出技術の開発では、燃料ピン中に封入されたガスによって燃料集合体を識別するタギング法にRIMSを適用し、カバーガスAr中にわずかに存在するXe及びKrの同位体比を測定する装置を開発して、「常陽」で実施した炉内クリープ破断試験に本装置を適用して破断した試料から放出されたタグガスを分析し、試料を同定した。また、大型化する高速炉の実用化を念頭に、現行のNa漏えい検出器より2桁検出感度を高めることを目標として、エアロダイナミックレンズを用いてNaエアロゾルをビーム形状に収束させて連続的に導入し、レーザアブレーションによりNaエアロゾルを原子化し、RIMSによりNa同位体を検出する装置を開発した。本研究により高速炉プラントの安全性を一層向上させ、高速増殖炉サイクルの実現に寄与していく。
近澤 佳隆; 小竹 庄司; 澤田 周作*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00
FR configuration comparison in the JAEA feasibility study (FS) from 1996 to 2006 has been summarized. A brief description of a FS pool concept and material mass comparison between FS pool and loop concepts have been provided. A shot review of pool designs has also been provided showing the FS pool concept has the most compact reactor vessel diameter.
experiments on the flow and freezing of metal fuel and cladding melts, 1; Test conditions and overview of the results深野 義隆; 川田 賢一; 佐藤 一憲; Wright, A. E.*; Kilsdonk, D. J.*; Aeschlimann, R. W.*; Bauer, T. H.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00
For metal fueled fast reactors, assessment of the core disruptive accident (CDA) is necessary for both design and licensing. The objectives of the Core Alloy Flow and Erosion (CAF) experiments are to investigate the fundamental flow, metallurgical interaction, and freezing behavior of uranium-iron-type melts within iron-based trough-shaped flow channels and provide information that can support the development of mathematical models that describe the movements of molten fuel-bearing core materials during CDAs. In the CAFE experiments, melt produced in yttria-coated crucible by induction heating flowed down within approximately 660 mm long inclined trough and was received by the catch cup located below the bottom of the trough. Flow was observed and recorded by three video cameras and many thermocouples. Four UT series tests were conducted using molten uranium whose melting point is 1400 K. Two E1T series tests were performed using U-Fe eutectic mixture whose melting point is 1000 K. In each test, 1 to 1.65 kg of melt was introduced into an inclined trough. These test results provide understandings on fundamental flow and freezing behavior of melts including metallurgical interaction in the steel flow channels with a variety of melt and flow channel conditions and also offer useful information for developing analytical models to describe such behavior.
磯部 展宏*; 川崎 信史; 安藤 勝訓; 祐川 正之*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00
一般的に、疲労もしくはクリープ疲労損傷による破損は、局所的な高ひずみ領域からのき裂発生と進展によるものであることから、構造不連続部における局所ひずみの評価は高速炉における高温構造設計で重要な技術となる。このため局所の応力とひずみを高精度で評価することを目的に応力再配分軌跡(SRL)法が提案されてきた。本研究では構造不連続部を持つ試験片による実験結果との対比を通して、このSRL法についての議論を実施した。具体的には、円弧状の切り欠き試験片に対して高温疲労試験を実施し、ひずみゲージで計測した局所のひずみとSRL法による予測ひずみを比較するとともに、試験の結果や解析検討の結果を通してその適用性について議論した。
Mayorshin, A. A.*; Skiba, O. V.*; Bychkov, A. V.*; Kisly, V. A.*; Shishalov, O. V.*; Krukov, F. N.*; Novoselov, A. E.*; Markov, D. V.*; Green, P. I.*; 舟田 敏雄; et al.
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00
本論文は、高速炉BN-600におけるバイパックMOX燃料ピンと21体集合体の製造,照射及びPIEを含む実証試験結果について述べる。これらの試験では、安全性に関する違反事項は生じなかった。実証試験は、ロシアの研究所RIAR, OKBM, BNPPと日本の文部科学省, 原子力機構及びペスコの国際協力で実施された。試験の目的は、兵器級プルトニウムの処分にバイパックMOX燃料の適用性を実証することである。
相澤 康介; 大嶋 淳*; 上出 英樹; 笠原 直人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00
本検討では、スリット付き炉心上部機構を有するナトリウム冷却大型炉に適合する破損燃料位置検出器を開発するため、炉心上部機構を模擬した水流動試験及び濃度評価解析を実施し、スリット部に位置する燃料集合体に対するサンプリング手法の成立性を評価した。
加藤 篤志; 小竹 庄司; 吉氏 崇浩*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00
FaCTプロジェクトでは、革新技術の導入により、JSFRの建設物量の削減を図っている。その経済性を評価するために、SCALLE(Sum of Cost Account Leading to future Logistics Economy)コードという評価手法を開発した。SCALLEコードでは、物量とそれに関連する単価を積み上げるボトムアップ手法を採用した。
加藤 篤志; 近澤 佳隆; 宇都 成昭; 平田 慎吾; 小幡 宏幸*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00
熱解析によりヘリウム冷却の新燃料輸送キャスクの実現性を評価した。評価は、全体解析及び燃料集合体内の詳細解析を実施した。詳細解析の結果、集合体内の熱分布は、おもに熱伝導及びヘリウムの自然対流により支配されており、2.2kW/体の発熱量を対象とした5体輸送キャスクの熱解析の結果、燃料集合体中心部の最高温度は361
Cとなり、制限値である395C以下となることを確認した。これにより、ヘリウムキャスクの基本的成立性を見通せた。
西山 昇; 小竹 庄司*; 鵜澤 将行*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 9 Pages, 2012/00
商用段階のナトリウム炉であるJSFRは経済性を指向してコンパクトな設計としている。商用炉は建設費を抑えて経済性を確保するとともに、運転・保守性に優れたプラントでなければならない。このためあらかじめJSFRに要求される保守・補修内容を想定し、これらの保守・補修が実施できるよう設備設計に反映するとともに、必要な検査装置を開発している。このような取り組みにより概念設計段階から、JSFRの保守・補修性の向上を目指している。
青砥 紀身; 宇都 成昭; 阪本 善彦; 伊藤 隆哉*; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00
JSFRの設計研究及び研究開発の進捗を報告する。2050年頃の導入を目指す実用炉は1,500MWeを対象とし、2025年頃の運開を計画している実証炉は500から750MWeを想定して設計研究を進めており、経済性,信頼性及び安全性向上のための革新技術についても研究開発を行っている。厳しい地震条件にも耐え得る原子炉容器のコンパクト化を追求するとともに、高クロム鋼製配管を用いた冷却系2ループ化を実現するため、配管エルボ内の流力特性や配管製作性についても検討している。Na-水反応への対策強化のため直管二重伝熱管SGを開発しており、熱流力設計や機器の試作を行っている。受動的炉停止機構SASSの成立性を実証するため、JSFRへの適用性を評価するための安全解析と「常陽」を用いた実証試験を行っている。また、経済性向上を目指した先進的燃料取扱いシステムの開発も進めている。革新技術のJSFRへの採否について議論しており、2010年度中に採否判断を終了する予定である。
衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 岡村 茂樹*; 渡辺 収*; 大山 一弘*; 根岸 和生; 小竹 庄司*; 阪本 善彦; 上出 英樹
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00
JSFRの設計においては、建設費の低減を目指して、原子炉容器径を小さく、炉内構造物を簡素にしている。原子炉容器径の低減は、先進的な燃料交換システムと運転中高温になる原子炉容器の概念を採用することで達成している。しかし、原子炉容器径の低減により、上部プレナム内の流速が増加し、流動場が厳しくなる。このため、カバーガスの巻き込みとホットレグ吸込口における液中渦によるキャビテーションの発生を抑制するため、上部プレナム流動場の最適化を実施した。加えて、設計地震荷重が増大し、かつ原子炉容器壁が上部プレナムの熱過渡に直接曝されることから、地震荷重と熱荷重に対する構造健全性を評価した。本論文は、これら原子炉構造の設計研究の特徴と結果について記載するものである。
此村 守; 一宮 正和; 向 和夫
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 9 Pages, 2012/00
もんじゅにおける研究開発及びこれに関連する研究開発について、2025年ごろまでの長期研究開発計画と、今後5年程度の具体的な研究開発内容とをまとめ、もんじゅを利用した研究開発計画の概要を広く国内外に公表する。本研究開発計画は、もんじゅの安全・安定運転による運転経験の蓄積,もんじゅのデータによる解析コードの検証、及び将来の照射施設に向けた準備を行うことを目的としている。これらの成果は実証炉の設計・運転に活用される。
岡村 茂樹*; 衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 根岸 和生; 阪本 善彦; 北村 誠司; 小竹 庄司*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00
本論文は、地震条件,免震システム及び主要機器の耐震性評価を含む、JSFRの免震設計について記載したものである。JSFRでは地震力を緩和するために免震システムを採用しているが、設計地震荷重は、2007年の新潟県中越沖地震以降、より厳しくなっており、既往の免震システムより主要機器に負荷される地震荷重を緩和する必要がある。このため、主要機器の固有振動数を考慮しつつ、既往の免震システムの性能を最適化することによって、より優れた免震性能を持つ免震システムを検討した。このナトリウム冷却炉向けに性能を最適化した新型免震システムには、既往のものより厚肉の積層ゴムとオイルダンパを採用した。また、この新型免震システムを適用した条件で原子炉構造の耐震性評価を行い、新型免震システムの性能を確認した。
D'hondt, P. J.*; 山岸 功; Weaver, D. R.*; Nordborg, C.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 15 Pages, 2012/00
経済協力開発機構原子力機関OECD/NEAは、原子力の科学技術で必要とされる試験研究施設に関する専門家グループの報告書を発刊した。関連する施設のデータベースはNEAウェブサイト(http://www.nea.fr/rtfdb/)において公開されている。本発表では、高速炉技術開発の現状と中期的課題についての専門家グループの勧告に焦点をあて、基盤技術構築のためゼロ及び低出力炉,特定の原子炉設計に関連する研究炉及び未臨界集合体等の施設の必要性について述べる。専門家グループは、利用可能な施設資源を最適化するための財政や科学面でのOECD加盟国の連携、それを促進する国際機関の役割、並びに有能な人材の確保と技術レベル維持の重要性についても勧告している。施設数が減少傾向にある中で、これまでに蓄積した豊富な情報の知識管理が重要性を増しており、その一例として過去の積分実験のデータベース化を進めているNEAのIRPhEプロジェクトについて述べる。
久野 祐輔; 千崎 雅生; 瀬谷 道夫; 井上 尚子
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00
近年、次世代核燃料サイクルなど原子力技術の開発にあたって核拡散抵抗性や保障措置への考慮が不可欠とされており、関連技術の開発,設計・建設を担当する実施主体が、有効かつ効率的に業務を進めるためには、設計初期段階から保障措置や核拡散抵抗性について十分な配慮をすることが重要である。次世代の原子力システム、特に再処理等核燃料サイクルの設計が本格化するに際し核不拡散対策としての保障措置や核拡散抵抗性技術を取り込んでいくためには、まずこれらの考え方の整理が重要である。本稿では、核拡散抵抗性の基本的な考え方、すなわち核拡散抵抗性の必要性について、それがどのように効をなすのか、そこにおける保障措置の位置づけや効果,設計において考慮すべき抵抗性対策の要点について議論する。
黒目 和也*; 河村 雅也*; 江沼 康弘*; 辻田 芳宏*; 佐藤 充*; 二神 敏; 早船 浩樹
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00
Steam generator (SG) with straight double-walled tube is adopted for the Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR). This paper describes the research and development of the SG with straight double-walled tube. To improve reliability of the SG against sodium-water reaction, the Double-walled tube is adopted. Double-walled tubes consist of inner and outer tubes, and they are mechanically contacted each other. It is important to keep high reliability without incurring a performance penalty. Therefore we put a cap on the amount of clearance less than a few micro meters, and design to keep contact in operating conditions. In this report, manufacturing technologies of the Double-walled tube and fabrication technologies such as welder for narrow space are reported.
中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 5 Pages, 2012/00
本研究では、三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを用いて超臨界圧軽水冷却高速炉(スーパー高速炉)の燃料集合体を簡易模擬した体系で熱流動特性の解析を行った。解析対象は、19本バンドル集合体であり、(1):チャンネルボックスに接するサブチャンネル、(2):(1)に接するサブチャンネル、(3):(1),(2)の内側に位置するサブチャンネルの3種を含む。本解析によって得られた最高被覆管温度は、設計基準を満たすことが確認された。
experiments on the flow and freezing of metal fuel and cladding melts, 2; Results, analysis, and applicationsWright, A. E.*; Bauer, T. H.*; Kilsdonk, D. J.*; Aeschlimann, R. W.*; 深野 義隆; 川田 賢一; 佐藤 一憲
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 9 Pages, 2012/00
The Core Alloy Flow and Erosion (CAF) experiments have measured fundamental flow, metallurgical interaction, and freezing behavior of uranium and uranium-iron melts within iron-based trough-shaped flow channels relevant to phenomena that might occur in a hypothetical severe accident in a metal fueled fast reactor. CAF simulations conducted so far have engineered interactions of fuel and structural materials over a prototypic range of accident-related melt compositions and temperatures. Real-time measurements included flow-channel temperatures and video recording of the flowing melt. Post-test evaluations compare and contrast flow behaviors, trough damage, and debris distribution and indicate that thermo-chemical interactions play a central role in the interaction of molten fuel debris flowing on cold structure and may inhibit bulk freezing of the debris on the structure.
内川 貞夫; 大久保 努; 中野 佳洋
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 8 Pages, 2012/00
FLWRは、発電炉としての経験・実績が豊富な軽水炉技術に立脚して増殖による持続的なプルトニウムの多重リサイクル利用を目指した水冷却高速炉であり、同一炉心構成のもとで燃料集合体の仕様を変更することにより、将来の核燃料サイクル環境の進展に対応した柔軟かつ高度な資源の利用を実現するものである。これまでの設計研究により、1.0を越える転換比と負のボイド反応度係数を維持してプルトニウムの多重リサイクル利用が可能であることを確認している。本論文では、FLWRの全体概念と炉心設計に関する最新成果を紹介する。
