Behaviors of high-burnup LWR fuels with improved materials under design-basis accident conditions

天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10

Fuels for light water reactors (LWRs) which consist of improved cladding materials and pellets have been developed by utilities and fuel vendors to acquire better fuel performance even in the high burnup region and also raise the safety level of current nuclear power plants to a higher one. In order to evaluate adequacy of the present regulatory criteria in Japan and safety margins regarding the fuel with improved materials, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has conducted ALPS-II program sponsored by Nuclear Regulation Authority (NRA), Japan. In this program, the tests simulating a reactivity-initiated accident (RIA) and a loss-of-coolant accident (LOCA) have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in commercial PWR or BWR in Europe. This paper presents recent results obtained in this program with respect to RIA, and main results of LOCA experiments, which have been obtained in the ALPS-II program, are summarized.

Reactivity control system of the high temperature engineering test reactor

橘 幸男; 澤畑 洋明; 伊与久 達夫; 中澤 利雄

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.89 - 101, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.07.014

高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系から構成される。通常運転時、反応度は、16対の制御棒で構成される制御棒系により制御される。何らかの原因で制御棒を挿入できない場合は、後備停止系により、中性子吸収材である炭化ほう素ペレットを炉心内に落下し、原子炉を停止する。制御棒の構造材として、Alloy800Hが採用されているが、HTTRでは、スクラム時に制御棒温度が最高約900Cに到達するため、新たに、設計基準及び材料強度基準を定めている。本論文は、制御棒の設計基準,材料強度基準及びこれらに基づく温度・応力解析結果並びに制御棒系と後備停止系に関する試験についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)

大強度陽子加速器プロジェクト物質・生命科学実験施設機器技術設計書

物質・生命科学実験施設建設チーム

JAERI-Tech 2004-001, 1171 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-001-Part1.pdf:80.84MB
JAERI-Tech-2004-001-Part2.pdf:43.14MB

本報告書は、大強度陽子加速器計画(J-PARC)の物質生命科学実験施設(MLF)の機器製作の概念及び基本設計にかかわる平成14年度までの検討成果を技術設計書としてまとめたものである。第1章は、計画書に当たる建設の目的,目標,スケジュール,予算,体制についてまとめた。第2章以下に技術設計書に当たる、個々の機器の基本設計方針と検討内容を記述した。プロジェクトは日々新たな展開を見せ、本設計書段階からは相当詳細化され、あるいは、部分は変更されて製作設計として既に最終的な形として収束している機器もある。それらは、詳細技術設計書として近い将来、続報として報告する。

ナノマテリアルデザインコード整備

宮崎 幹也*

JAERI-Data/Code 2003-007, 55 Pages, 2003/05

JAERI-Data-Code-2003-007.pdf:2.53MB

新物質や新デバイスなどの研究開発は、これからの社会の発展を支える中心的な役割を果たすと考えられているが、経験的・実験的なアプローチが主体となったこれまでの取り組みは、もはや限界に達している。今後は物質の構造をより微細な状態で取り扱う必要があり、これまでの古典的な理論を用いた計算手法では既に、精度上の限界が生じている。これらの問題を解決する手法として、量子力学に基礎を置く最先端の電子状態計算手法についての研究が進められている。第一原理計算による物性予測に基づいた、このマテリアルデザインの手法は、このような状況におけるブレークスルーとなる可能性が極めて高いと考えられている。本報告書は、2002年9月17~21日にかけて原研ITLB棟及び国際高等研で行われた、「コンピュテーショナル・マテリアルズ・デザイン ワークショップ」(大阪大学「計算機ナノマテリアルデザイン」プロジェクト主催)において講習を実施したMACHIKANEYAMA-2000及びOSAKA-2000をPCクラスタシステムに導入した際に行った、サンプル計算問題を用いた動作確認の結果についてまとめたものである。さらに、これらの計算コードの利用環境整備の一環として、Graphical User Interface(GUI)環境の整備について検討を行った。

Effect of shielding design margin on the quantity of fusion reactor material

真木 紘一*; 今野 力; 前川 藤夫; 前川 洋; 林 克己*; 山田 光文*

Fusion Technology, 36(1), p.52 - 61, 1999/07

これまでの核融合炉の遮蔽設計では、安全側に見込んだ、いわゆる、安全ファクターを遮蔽計算値に乗じて遮蔽体の厚さを決定している。本論文では、遮蔽計算値の不確かさの起因カテゴリーを分析して遮蔽設計裕度を定義し、典型的な核融合実験炉を対象に、その物量に対する遮蔽設計裕度の感度解析を実施した。遮蔽実験解析結果等を考慮して実現可能と予想される遮蔽設計裕度として、ITERで採用されている安全ファクター3の代わりにその1/2に削減の可能性のある値1.5を採用すると、装置物量が約0.7%だけ低減できる。この結果は、装置コストが物量に比例すると想定し、典型的な核融合実験炉のコストとして10B$を仮定すると、遮蔽設計裕度に影響しない建屋、付属施設等も考慮して、コスト削減の感度として約55M$の低減に相当する。

核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 Q&A編

遮蔽安全性実証解析専門部会

JAERI-Review 96-002, 30 Pages, 1996/01

JAERI-Review-96-002.pdf:2.11MB

本報は「核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 Q&A編」として、遮蔽安全設計やその評価に携わろうとする人々が共通して持つ疑問(Q)に対し、解答(A)を示したものである。Q&Aとしては、約40項目あり、これらは、(1)遮蔽の概要、(2)遮蔽設計の方法、(3)遮蔽材、(4)バルク遮蔽、(5)ストリーミング、(6)スカイシャイン、および(7)遮蔽性能の確認、の7分野に分けて記載されている。本報の作成に当たっては、日本原子力研究所の核燃料施設安全性研究委員会の下に編成された「遮蔽安全性実証解析専門部会」のメンバーが原稿の執筆を担当し、さらに同専門部会で検討を加えた。ここで、本報には、日本原子力研究所が、科学技術庁から受託した「平成5年度遮蔽安全性実証解析」の成果の一部を含んでいる。

Material and design considerations for the carbon armored ITER divertor

I.Smid*; 秋場 真人; 荒木 政則; 鈴木 哲; 佐藤 和義

JAERI-M 93-149, 200 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-149.pdf:5.57MB

本報告は、ITERダイバータ板の有限要素解析を行う上で必要な物性データについて、最適なデータセットを種々の候補材料について評価するとともに、ダイバータ板の接合形状について有限要素解析を実施した結果をまとめたものである。特に、ヒートシンク材料のW-Cuは今回初めてITERダイバータ板への適用を提案した。有限要素解析は汎用コードABAQUSを用い、ろう付け時の残留応力およびプラズマ対向面に15MW/mの一様定常熱負荷が加わった時の熱応答と熱応力について解析を行った。また、解析に用いたダイバータ板の形状には異なる10種類の形状を採用するとともに、可能な材料の組み合せについても検討を行った。その結果、平板型のMFC-1とW-30Cu、MFC-1とDSCuの組み合せがITERダイバータ板の設計条件を満たす可能性があることを明らかにした。なお、本報告は平成3年10月より平成5年3月までNBI加熱研究室に在籍した原研リサーチフェローのIvica Smid氏の研究成果をまとめたものである。

二足歩行ロボットWL-12(Waseda Leg-12)の設計に関する調査報告

高西 淳夫*; 加藤 一郎*; 久米 悦雄

JAERI-M 91-197, 42 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-197.pdf:1.59MB

日本原子力研究所では、原子力知能化システム技術の研究テーマのもとで、二足歩行ロボットの研究を行っている。これまでにヴコブラトビッチの人体モデルを用いて直進定常歩行及び発進・停止歩行の完全歩行シミュレーションを実現した。今後は、シミュレーション結果の妥当性の検証と機械モデルの機構や特性等ハードウェアに関する問題点を明らかにするために、実際のハードウェアを試作する必要があり、現在ハードウェア化を目的としたモデル開発を進めている。そのため、二足歩行ロボットの設計に関する調査を実施した。本報告書は、早稲田大学における二足歩行ロボットWL-12の設計に関する調査報告であり、定常歩行、発進、停止動作を行う二足歩行ロボットの機械モデル及び制御システムの設計について述べたものである。

高温工学試験研究炉・炉心黒鉛構造設計方針における設計用データの解説

石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策

JAERI-M 91-153, 51 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-153.pdf:1.0MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体、制御棒案内ブロック等の炉心黒鉛構造物用として使用する黒鉛材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)であり、現在までこの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを、照射特性も含め精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。

高温工学試験研究炉・炉心支持黒鉛構造設計方針の解説

伊与久 達夫; 石原 正博; 豊田 純二*; 塩沢 周策

JAERI-M 91-070, 32 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-070.pdf:0.94MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物の健全性評価は、「高温工学試験研究炉・炉心支持黒鉛構造設計方針」に基づいて行うこととしている。本方針を、HTTRの炉心支持黒鉛構造物の健全性評価に適用するに際しては、その内容を明確にしておく必要がある。そのため、本報告はHTTRの炉心支持黒鉛構造物の設計を念頭にして、「炉心支持黒鉛構造設計方針」における応力制限の考え方、疲労制限の考え方、その他特別な荷重制限の考え方、酸化評価に対する考え方等について、具体的に解説したものである。