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加藤 篤志; 向井田 恭子
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05
革新技術に採用による建設費の削減を図った日本の先進ナトリウム冷却高速炉について、東京電力福島事故後の安全対策強化を図った概念を構築するとともに、その建設費への影響を評価したものである。加えて、商用フェーズにおける建設費について、他の公開文献で得られる実績値や評価地を元に、安全対策による建設品増加を考慮しても、軽水炉に比肩する経済性を確保できる可能性があることを示すものである。
大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00592_1 - 16-00592_9, 2017/06
Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, core characteristic parameters at the beginning of cycle were evaluated by the best estimate deterministic and stochastic methodologies of ANL and JAEA. The results obtained by both institutions show a good agreement with less than 200 pcm of discrepancy in the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy in the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. The results by the stochastic and deterministic approaches were compared in each party to investigate impacts of the deterministic approximation and to understand potential variations in the results due to different calculation methodologies employed. Impacts of the nuclear data libraries were also investigated using a sensitivity analysis methodology.
大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, the atomic number densities and core characteristics at the end of cycle were evaluated by the best estimate deterministic methodologies of ANL and JAEA. The atomic number densities of plutonium isotopes calculated by both institutions showed a good agreement with less than 0.5% of discrepancy, except for the atomic number density of Pu-241. The atomic number densities of americium and curium isotopes showed less than 6% of discrepancy. The results of core characteristics at the end of cycle obtained by both institutions showed a reasonably good agreement with less than 400 pcm of discrepancy on the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy on the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. A burnup sensitivity analysis was employed to identify the major factors of the difference in the calculated atomic number densities at the end of cycle.
Stauff, N. E.*; 大釜 和也; Aliberti, G.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
Within the framework of the U.S.-Japan bilateral, the Civil Nuclear Energy R&D Working Group (CNWG), a core design study was conducted by ANL and JAEA. Its objective was to compare the core performance characteristics of metal-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) developed with different design preferences: JAEA preferred a loop-type primary system with high coolant temperature, while ANL targeted a pool-type primary system with a conventional coolant temperature. The comparative core design study was conducted based on the 3530 MWth Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) metallic-fuel core concept. This study confirms that both metal fueled SFR core concepts developed by ANL and JAEA based on different design preferences and approaches are viable options.
大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 6 Pages, 2016/06
日米二国間協力枠組による民生原子力研究開発ワーキンググループにおける国際協力の下、アルゴンヌ国立研究所(ANL)および原子力機構は、JSFR金属燃料炉心のベンチマーク研究を実施してきている。このベンチマーク研究では、ANLおよび原子力機構の決定論最確評価手法およびモンテカルロ法により、平衡サイクル初期の炉心核特性を評価した。ANLおよび原子力機構の解析結果は、中性子増倍率において200pcm以下の差で、ナトリウムボイド反応度、ドップラ係数および制御棒価値において3%以下でよく一致した。決定論による近似の影響を分析するとともに、解析手法の違いによる結果への影響を把握するため、決定論およびモンテカルロ法の計算結果を比較した。また、核データライブラリの違いによる影響を感度解析法により分析した。
近澤 佳隆; 加藤 篤志; 早船 浩樹; 島川 佳郎*; 神島 吉郎*
Nuclear Technology, 192(2), p.111 - 124, 2015/11
被引用回数：1 パーセンタイル：9.74(Nuclear Science & Technology)JSFRに対する厳しい外的事象評価を行った。耐震設計としては安全上重要な機器が直近の強い地震に対して機能が維持できることを確認した。また、津波に対しては可能的な全交流電源喪失を評価した。
上出 英樹; 安藤 将人*; 伊藤 隆哉*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
原子力機構, 日本原子力発電, 三菱FBRシステムズは、将来の持続可能な基幹電源の候補として、ナトリウム冷却高速増殖炉の実用化概念であるJSFRの設計研究を実施してきている。2011年以降は、東京電力福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえたGIFにおけるナトリウム冷却高速炉の安全設計クライテリア及び安全設計ガイドライン構築の活動に貢献するために、地震・津波等の厳しい外的事象に対する安全対策を取り入れるとともに、より実現性の高いものとするため、より細部の成立性や保守補修性に配慮して、設計概念の具体化を進めた。本報では、75万kWeのJSFR実証施設を対象として、2011年以降の設計進捗を取り入れた設計概念を概括する。
小林 順; 江連 俊樹; 上出 英樹; 大山 一弘*; 渡辺 収*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
JSFRではコラム型の炉上部機構(UIS)が原子炉容器の上部プレナムに設置されている。UISの底部板(CIP)において燃料集合体からの高温ナトリウムが、制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合し、高サイクル熱疲労が発生する可能性がある。我々は、制御棒集合体周辺における熱流動現象の把握やCIPにおける有意な温度変動の対策を得るために、原子炉上部プレナムモデルを使用した水流動試験を実施している。試験装置は原子炉上部プレナムの1/3スケールで60
セクタモデルである。実験によって、燃料集合体のハンドリングヘッドとCIP間の流体温度変動の特徴が計測され、流体の混合によって発生する有意な温度変動への対策が、ハンドリングヘッド出口からCIP下部表面との距離によって受ける影響について議論される。
江沼 康弘; 川崎 信史; 折田 潤一*; 衛藤 将生*; 宮川 高行*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
第4世代炉のナトリウム冷却高速炉に関する安全設計クライテリアを現在開発中である。そのため、原子力機構,日本原子力発電および三菱FBRシステムズは、開発中の高速炉JSFRが、本クライテリアを満足するように設計検討を実施している。また、本クライテリアを満足するための安全対策のほかに、保守補修性の向上も同時に図っている。本論文は、主要機器の設計進捗を説明したものであり、原子炉構造においては、検査用アクセスルートを増加させ、ポンプ中間熱交換器合体機器においては、交換性の向上を図った内容を説明している。蒸気発生器に関しては、2重管の選定状況を説明している。
植松 眞理 マリアンヌ; Pr
le, G.*; Mariteau, P.*; Sauvage, J.-F.*; 早船 浩樹; 近澤 佳隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(3), p.434 - 447, 2015/03
被引用回数：1 パーセンタイル：9.74(Nuclear Science & Technology)Electricite de France(EDF)と原子力機構は、2008年に、将来のナトリウム冷却高速炉(SFR)の研究開発協力並びに情報交換を目的とした二国間協定を締結した。二国間協力の枠組みのもと、日本の開発するナトリウム冷却高速炉(JSFR)設計と将来のフランスの開発するSFR概念について、第一に将来のフランスのSFRの投資者及び運用者であるEDFの要件に基づき、第二にフランスの将来SFRへの適応を目指して整備しつつある安全基準に基づき、比較検討が行われた。本論文では、JSFR設計とEDFの将来のフランスSFRへの設計要求との比較研究について報告するとともに、EDFの観点から有益と評価されたJSFRの革新儀湯津について報告する。また、本比較研究の結果として、日本及びフランスの2国間の安全ベースラインの相違点が示されている。
加藤 篤志; 早船 浩樹; 小竹 庄司*
Nuclear Engineering and Design, 280, p.586 - 597, 2014/12
被引用回数：4 パーセンタイル：30.92(Nuclear Science & Technology)JSFRでは、建設費削減のために2ループシステム、高クロム鋼の採用による配管短縮等の革新技術を採用している。これらの新規技術のコスト評価のため、新たなボトムアップ手法のコスト評価手法を構築した。これには、材料の選択、製造工程の考慮など革新技術のコスト評価を可能にする工夫がなされている。評価の結果、革新技術の採用、規模の経済性効果、習熟効果、共用化効果などに期待することで、軽水炉に比肩し得る経済性を達成できる可能性があることを示された。
磯野 健一; 久保 重信; 近澤 佳隆; 堂崎 浩二*; 大矢 武明*; 由井 正弘*
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/07
JSFR実証炉について、軽水炉並みにほぼ全ての構成要要素の保守補修を可能にすることを目標とし、主要機器である原子炉構造及び1次・2次主冷却システムを対象に保守・補修が困難な部位を抽出した。抽出した保守・補修困難部位について、改善策検討の原則を設定し、改善案を提案した。更に、改善した主要機器を統合してプラント概念を再構築し、それが実際の発電所として実現可能であるかを確認するため、系統成立性及び安全性確認等一連の評価を実施した。その結果、再構築した概念は750MWeの実証炉だけでなく1500MWeの実用炉にも採用できる見通しを得た。
大高 雅彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鵜澤 将行*; 金子 文彰*
no journal, ,
JSFRの使用済燃料プールに関し、外気異常高温時の冷却性評価と冷却系補給水系設備の信頼性向上検討を行った。
阪本 善彦; 深沢 剛司*; 川崎 信史; 岡村 茂樹*
no journal, ,
FBR実証施設として設計検討が進められているナトリウム冷却型高速炉(JSFR)では、主要機器への地震力低減の観点から、高速炉の特徴を考慮した免震システムを採用している。東北地方太平洋沖地震以降、設計地震動の見直しを行い、これまで以上に厳しい地震条件において耐震性を確保するだけでなく、安全設計ガイドラインの構築及び安全性向上の目的で、津波等の様々な外的事象に関する対応策を検討している。本報告では、設計地震動並びにその他の外的事象に対応する免震概念及び免震概念実現に向けた課題等を紹介する。
鍋島 邦彦; 相澤 康介; 近澤 佳隆; 岡崎 仁*; 林 真照*
no journal, ,
DN法FFDは、燃料破損時に燃料から冷却材中に放出される遅発中性子先行核からの遅発中性子束を計測することにより、燃料破損を検出する計装設備である。ここでは、安全設計クライテリア等の新たな指針類を踏まえ、DN法FFDへ要求される役割について整理するとともに、配置への影響低減のために配管を囲っていた部分の遮蔽体を削除した検出体系で、燃料破損伝播前に原子炉トリップが可能であることを確認した。
江沼 康弘; 半田 卓也; 島崎 正則*; 大野 幸彦*; 吉田 和弘*; 早川 教*; 井上 智之*
no journal, ,
ポンプ主軸周りのカバーガス空間における自然対流について、熱遮蔽板とカバーガス対流防止板との隙間量等をパラメータとして周方向温度分布への影響評価を実施した。また、その結果を基にした対策構造改良案の効果を評価するとともに、軸変形による軸受との接触有無を確認した。
加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鍋島 邦彦; 岩崎 幹典*; 秋山 洋*; 大矢 武明*
no journal, ,
JSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の特徴、及び、第4世代炉の安全設計クライテリア(SDC)を踏まえ、建屋配置設計における信頼性確保の考え方を検討した。
二神 敏; 江沼 康弘; 河村 雅也*; 神田 大徳*; 市原 隆司*
no journal, ,
JSFRにおける蒸気発生器(SG)のナトリウム-水反応対策について、GIF安全設計ガイドラインの設計拡張状態への対応も考慮して、密着防護伝熱管SGの概念を検討した。密着防護伝熱管は、2重バウンダリによる水リークの未然防止とナトリウム-水反応事故時の影響緩和を期待するものである。2重バウンダリによる水リークの未然防止については、共通要因による伝熱管と防護管の同位置破損と伝熱管破損時の内圧による防護管の従属破損を防止し、伝熱管が破損しても水リークが発生しないようにする。ナトリウム-水反応事故時の影響緩和については、万が一の初期水リークから大規模破損に至るような影響緩和機能の喪失等の設計拡張状態に対して、防護管肉厚による耐ウェステージ性を実力として期待する。なお、伝熱管と防護管のギャップは狭隘であることから、現実的には初期破損管の水リーク率は抑制される。上記で検討した密着防護伝熱管SGについて、万が一の初期水リークからの破損伝播解析を実施し、最大水リーク率が1DEG(1本ギロチン破断相当)に抑制されたことにより、資産保護性を有すると評価した。
山本 智彦; 川崎 信史; 石川 信行; 近澤 佳隆; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*
no journal, ,
JSFRの設計検討用地震動レベルの増大により、機器の耐震検討用の地震条件がこれまでよりも厳しくなっている。本報告では、耐震成立性上クリティカルとなっている主要機器の上下応答低減策に着目し、3次元FEM解析を通じて上下地震応答低減策の効果を確認する。また、従来から設計検討に用いている質点系モデルに上下応答低減策を反映したモデルを構築し、このモデルとFEMモデルの上下地震応答の整合性についても検討する。
横山 賢治
no journal, ,
OECD/NEA/NSC核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のサブグループ46(SG46)では、臨界実験等で得られる積分実験データの情報を核データライブラリの妥当性確認に効果的かつ効率的に利用する方法について検討している。SG46では、現在各国で設計研究が進められている主要な原子炉システムをリストアップして核データの不確かさに起因する設計目標精度を定めた上で、核データの要求精度を逆算し、核データ測定・評価の優先順位を示す予定である。この核データ要求精度の検討を進めるために、2018年5月の会合においてSG46のコーディネータから日本で設計が進められている高速炉の簡易解析モデルの提供依頼があり、2018年11月の会合で解析モデルを提供した。2019年6月に開催された前回会合では、このような解析モデルを提供した参加者に対して、解析対象とすべき炉心パラメータやそれらに対応する感度係数、不確かさ評価を実施して、核データ要求精度の検討に必要な入力情報として提供するよう要請があった。本発表は、この要請に対応して感度解析や不確かさ評価の結果を報告するものである。
横山 賢治
no journal, ,
OECD/NEA/NSC核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のサブグループ46(SG46)では、臨界実験等で得られる積分実験データの情報を核データライブラリの妥当性確認に効果的効率的に利用する方法について検討している。SG46では、現在各国で設計研究が進められている主要な原子炉システムをリストアップして核データの不確かさに起因する設計目標精度を定めた上で、核データの要求精度を逆算し、核データ測定・評価の優先順位を示す予定である。この核データ要求精度の検討を進めるために、SG46のコーディネータから日本の最新の高速炉の解析モデルの提供依頼を受け、2018年11月の会合で解析モデルを提供した。2019年11月に開催された会合では、この解析モデルを用いて感度解析や不確かさ評価を行った結果を報告した。同会合において、同様の結果を報告した参加者や今後同様の評価を行う参加者に対して、冷却材ボイド反応度に対する計算では摂動理論に基づいて漏洩項と非漏洩項に分離した計算を実施してほしいという要請があった。本発表は、この要請に対応して、漏洩項と非漏洩項の反応度と感度係数の計算結果を報告するものである。
