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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.
伊藤 健司; 近藤 哲緒; 中村 保之; 松野 広樹; 長沖 吉弘; 佐久間 祐一
デコミッショニング技報, (63), p.1 - 26, 2022/05
新型転換炉原型炉ふげんは、平成20年2月に廃止措置計画の認可を受け廃止措置段階に移行した。高速増殖原型炉もんじゅは、平成30年3月に廃止措置計画の認可を受け廃止措置段階に移行した。平成30年4月に敦賀地区の廃止措置業務を統括する敦賀廃止措置実証本部を新設し、ユニークな2つの原子炉の廃止措置を安全かつ着実に進めている。本報告では、「ふげん」及び「もんじゅ」における廃止措置計画の概要及び廃止措置工事等の実施状況について紹介する。
古賀 和浩*; 鈴木 和則*; 高木 剛彦; 浜野 知治
FAPIG, (196), p.8 - 15, 2020/01
高速増殖原型炉もんじゅは、既に(2017年6月より)廃止措置の第1段階である燃料体取出し期間(約5.5年: 2022年末まで)がスタートしている。その中で、最初の燃料体の取扱いとして、2018年8月
2019年1月に1回目の「燃料体の処理」運転(計86体)を実施した。富士電機は、「燃料体の処理」運転において、事業者の日本原子力研究開発機構に協力して期間を通して技術員を派遣するなどの技術支援を実施し、各種不具合を経験しながらも運転完遂に貢献した。本稿では、この1回目の「燃料体の処理」運転の実施内容及び不具合状況の概要を紹介する。なお、本稿は、FAPIG No194「高速増殖原型炉もんじゅ 廃止措置と燃料体取出し作業に向けて」の続編であり、そちらも参照されたい。
敦賀総合研究開発センター
JAEA-Technology 2019-007, 159 Pages, 2019/07
JAEA-Technology-2019-007.pdf:19.09MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution1.pdf:42.36MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution2.pdf:33.56MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution3.pdf:38.14MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution4.pdf:48.82MBJAEA-Technology-2019-007-high-resolution5.pdf:37.61MB
1968年の研究開発着手から約半世紀にわたる高速増殖原型炉もんじゅ(「もんじゅ」)の歴史と技術成果を取りまとめた。高速実験炉「常陽」に続く原型炉として、「もんじゅ」は、半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」,「設計と建設」,「試運転」,「原子炉安全」,「炉心技術」,「燃料・材料」,「原子炉設備」,「ナトリウム技術」,「構造・材料」,「運転・保守」,「事故・トラブル経験」の計11章に分けて、特徴や成果を概括している。
高野 和也; 丸山 修平; 羽様 平; 宇佐美 晋
Proceedings of Reactor Physics Paving the Way Towards More Efficient Systems (PHYSOR 2018) (USB Flash Drive), p.1725 - 1735, 2018/04
2010年に実施した、もんじゅ炉心確認試験における炉心反応度の照射依存性について評価した。ゼロ出力で実施した炉心確認試験において、
Puの崩壊に伴う反応度低下以外に、照射量増加に伴う正の反応度増加を確認した。照射依存の反応度増加は炉心確認試験開始から約1ヶ月(10
fissions/cm
)でほぼ飽和する。照射依存の反応度増加は、自己照射損傷に伴い蓄積した格子欠陥が炉心起動中の核分裂片照射により回復したことに起因すると仮定すると、運転前にMOX燃料に蓄積した自己照射損傷に伴う格子欠陥の約47%が回復したことに相当する。
市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*
JAEA-Research 2016-021, 32 Pages, 2017/02
JAEA-Research-2016-021.pdf:5.0MB
日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件: 空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度: 
2.04
C)を長期間にわたり有することを確認した。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; Gulden, W.*
Nuclear Fusion, 55(12), p.123008_1 - 123008_7, 2015/12
被引用回数：15 パーセンタイル：60.5(Physics, Fluids & Plasmas)水冷却方式のトカマク核融合原型炉について、真空容器の内外における大規模な冷却材喪失事故を解析した。解析により、そのような事故事象に対する原型炉システムの熱水力応答と、さらに放射性物質の閉じ込め障壁への圧力荷重を明らかにした。この解析結果は、真空容器の内と外における冷却材喪失事故は、それぞれ第1の閉じ込め障壁と最終閉じ込め障壁の健全性を深刻に脅かすことを示唆している。真空容器内冷却材喪失事故については、第1壁トロイダル方向全周破断時において、圧力抑制システムが作動しても、真空容器内圧は設計値まで到達することが分かった。真空容器外冷却材喪失事故については、1次冷却系ギロチン破断に起因するトカマクホールへの圧力荷重は極めて大きく、トカマクホールの健全性を深刻に脅かすことが分かった。論文では閉じ込め障壁への荷重の低減方法について議論した。
中道 勝; 金 宰煥
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1838 - 1842, 2015/10
被引用回数：15 パーセンタイル：77.56(Nuclear Science & Technology)原型炉ブランケットにおいては、高温下でより安定な先進中性子増倍材が必要である。ベリリウム金属間化合物(ベリライド)は、その候補の一つである。原料電極棒の製造のためのプラズマ焼結法と、造粒法として回転電極法を組み合わせることによって、ベリライド微小球製造に成功した。本研究では、Ti系ベリライド微小球のみならず、V系ベリライド微小球の製造技術開発の現状について報告するとともに、これらベリライド微小球の水素生成反応について報告する。
加藤 慎也; 下本 善彦; 加藤 優子; 北野 彰洋
JAEA-Technology 2014-043, 36 Pages, 2015/02
JAEA-Technology-2014-043.pdf:8.94MB
炉心管理運用コードシステム(以下、「炉心管理システム」という)は、原子炉の管理・運用に必要なデータ管理、解析実行、編集作業を一元的に制御することで業務の効率化を図ることを目的としたシステムである。炉心管理システムは、入力定数作成、核熱特性解析、放射線解析、炉心健全評価、炉心運用解析の5つのモジュールシステムから構成される。これらのうち、核熱特性解析モジュールシステムには、専用に開発した3次元拡散燃焼計算コードHIZER(以下、「HIZER」という)が組み込まれている。HIZERにより、「もんじゅ」の設計仕様、運用計画に特化した核特性解析が可能となり、「もんじゅ」炉心に対して高精度かつ高効率な核特性評価を実施することが可能となっている。本レポートではHIZERの計算方法及びHIZERの計算値の妥当性確認について述べる。
もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会
JAEA-Evaluation 2014-005, 275 Pages, 2014/11
JAEA-Evaluation-2014-005.pdf:134.4MB
原子力規制委員会は2011年3月の東京電力福島第一原子力発電所の事故を踏まえ、ナトリウム冷却高速炉等の研究開発段階発電用原子炉を対象とした重大事故を考慮した新規制基準を2013年7月に定めた。この基準については、パブリックコメント等を踏まえ再度見直しをすることとしているが、日本原子力研究開発機構はこれまでの知見を活かし、独自に「高速増殖原型炉もんじゅに関する重大事故を含む安全確保の考え方」を構築すべく、高速増殖炉の技術及び安全性評価に精通した専門家により「もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会」を設置し、科学的・技術的知見に基づき、検討することとした。本報告書は、委員会として高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方について重要な論点事項を本委員会として整理し、適切に対策を講じなければならない16の要求をまとめたものである。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 帆足 英二*; 深田 智*; 鈴木 晶大*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.
Proceedings of Plasma Conference 2014 (PLASMA 2014) (CD-ROM), 2 Pages, 2014/11
IFMF/EVEDA(国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動)において、世界最大流量率(3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを用い、幅100mmで厚さ25mmの自由表面を持つ高速(15m/s)リチウム流を、IFMIFの運転条件(250C、約10
Pa)で安定なリチウム流の形成を示す実証試験に成功した。また、リチウム施設開発におけるリチウム純化、リチウム安全や遠隔操作技術を含む最近の工学実証においても、いくつかの優れた結果が得られるとともに、リチウム施設に関する工学設計を併せて評価した。これらの研究開発で得られた成果は、核融合炉材料の開発に重要なキーテクノロジーとなる核融合炉の照射環境を模擬する加速器駆動型中性子源の開発を大きく進展させるものである。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10
水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。
中村 誠; 伊庭野 健造*; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 小川 雄一*
Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10
近年我が国において、加圧水冷却材と固体ペブル増殖ブランケットに基づくトカマク核融合原型炉の設計研究が進んでいる。しかしながら、このタイプの核融合原型炉の安全上の特徴はまだ十分に明らかにされていない。本論文は真空容器内・真空容器外における冷却材喪失事象の熱水力解析について報告するものである。水冷却原型炉の安全上(とりわけ閉じ込め障壁への荷重)について、熱水力解析の結果に基づいて議論する。そのような荷重を低減するための方策についても提案する。
石井 康友; 松永 剛
プラズマ・核融合学会誌, 90(10), p.641 - 643, 2014/10
幅広いアプローチ活動便り(51)では、原型炉R&D棟へのJET(Joint European Torus)ダストの搬入、BA原型炉設計及び安全性に係る共同研究合同会合の開催、サテライト・トカマク(JT-60SA)計画の進展状況に関して報告している。2014年8月18日、六ヶ所研究所の原型炉R&D棟に、JETで行われたITER模擬運転で得られた、タングステンを表面にコーティングした炭素タイル及びベリリウムタイルの試験試料が搬入され、資料分析の準備が開始された。また、7月30-31日に、六ヶ所の国際核融合エネルギー研究センターにおいてBA原型炉設計及び安全性に係る共同研究合同会合が開催され、日欧の原型炉設計研究の現状や個別の設計課題等について活発な議論が行われた。また、那珂核融合研究所では、JT-60SAトカマク本体に加え加熱装置の開発も順調に進んでいる。これら、BA活動における主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。
敦賀本部 高速増殖炉研究開発センター
JAEA-Review 2014-030, 138 Pages, 2014/08
JAEA-Review-2014-030.pdf:71.69MB
高速増殖原型炉もんじゅ(以下「もんじゅ」)は、日常の運転、保守等の経験を通して、我が国の高速増殖炉サイクル技術確立に向けた技術的成果を蓄積してきている。本年報は、平成25年度の「もんじゅ」の主な成果及びプラント管理に関連するデータをまとめたものである。
土谷 邦彦; 内田 宗範*; 河村 弘
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1057 - 1063, 2006/02
被引用回数：11 パーセンタイル：60.27(Nuclear Science & Technology)核融合原型炉の中性子増倍材料として期待されているBe-TiやBe-Vのようなベリリウム系合金は、高温で使用可能で化学的安定な先進材料として注目されている。そこで、ベリリウム系合金(Be-Ti)と構造材料(SS316LN)との両立性試験を行い、その両立性及び反応素過程について調べた。Be-Ti系合金としては、Be
Ti相と
Be相が共存するBe-5at%Ti及びBe-7at%Tiを用いた。接触面のX線回折の結果、反応生成物はBeNi及びBe
Feであった。SEM観察の結果、2種類のBe-Tiとも、800C
1000時間の反応層厚さは100
m程度と、Be単体(反応層厚さ:約300m)と比較して小さく、これらのBe-Ti系合金が良好な両立性を有することを明らかにした。この結果、BeTi相とBe相が共存するBe-Ti系合金は、高温での両立性に良好な特性を有することが示された。
小川 宏明; 山内 有二*; 都筑 和泰; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 神谷 健作; 河西 敏; 草間 義紀; 山口 薫*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.678 - 682, 2004/08
被引用回数：4 パーセンタイル：29.26(Materials Science, Multidisciplinary)JFT-2Mでは原型炉の構造材として有力視されている低放射化フェライト鋼(F82H)を段階的に真空容器内に設置して高性能プラズマとの適合性を試験する「先進材料プラズマ適合性試験」を実施している。フェライト鋼はその化学的特性(錆びやすい)から酸素不純物の増加が懸念されている。また、重水素保持特性に関してはこれまで十分なデータの蓄積がない。そこで、フェライト鋼を真空容器内壁の20%に設置した場合と全面に設置した場合の不純物挙動を分光診断で測定した。その結果、真空容器内壁全面に設置した場合であっても、プラズマが直接相互作用をしない位置に設置した場合では、不純物放出が大きな問題とならないことを示す結果を得た。また、フェライト鋼の重水素保持特性では、重水素はおもに酸化層に吸蔵され、機械研摩等により酸化層を除去した状態では、構造材として広く用いられているSUS-316Lと同様であることを示す結果を得た。
内田 宗範*; 宇田 実*; 岩立 孝治*; 中道 勝; 河村 弘
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1342 - 1346, 2004/00
被引用回数：5 パーセンタイル：35.25(Materials Science, Multidisciplinary)原型炉用中性子増倍材料として期待されているベリリウム金属間化合物(BeTi)製回転電極棒を真空鋳造法で製造するために必要な要素技術として、BeTiとの反応の少ない溶解炉材料技術及び健全な鋳塊を鋳造するための鋳造技術の二つの要素技術について行った研究成果を報告する。溶解炉材については、誘導溶解炉と候補耐火物製坩堝を用いた溶解実験により、溶湯との反応や不純物の汚染の少ない材質として、BeOの使用が有効であることを明らかにした。鋳造方法については、BeTiの鋳造実験より、鋳型形状が引け巣や鋳造割れに与える影響を明確にするとともに、これらを防止する手段として、水冷銅鋳型を鋳型底部の替わりに使用し、底部から強制冷却する方法が有効であることを明らかにした。
Ti内田 宗範*; 石塚 悦男; 河村 弘
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.499 - 503, 2003/09
被引用回数：26 パーセンタイル：82.89(Nuclear Science & Technology)原型炉用中性子増倍材として期待されているBeTiについて、ブランケット内での熱的特性を評価するために、未照射及び中性子照射したBeTiの熱伝導率を測定した。ベリリウム及びチタンの粉末からHIP法で製作したBeTiサンプル(
8 mm
2mm) をJMTRで高速中性子フルエンス(E
1MeV) 410
n/cm
の条件で330,400 and 500Cにおいて照射した。熱拡散率と比熱をレーザーフラッシュ法にて1000Cまで測定し、熱伝導率を計算した。中性子照射したBeTiは、照射による熱伝導率の低下が見られたが、充填層の有効熱伝導率を計算モデルにより推測したところ、十分に設計可能な範囲内であった。
栗原 良一; 渡辺 健一*; 小西 哲之
JAERI-Review 2003-020, 37 Pages, 2003/07
JAERI-Review-2003-020.pdf:2.08MB
日本原子力研究所で概念検討している将来の核融合原型炉は、系全体の熱効率を上げるために炉内機器の冷却材として超臨界圧水を使用する設計にしている。したがって、核融合原型炉の真空容器内でブランケット冷却配管が破断した場合に、超臨界圧水の放出挙動を評価することは安全性を確保するうえで重要である。しかし、それを正確に評価するためには、超臨界圧水ブローダウンの熱水力現象を解析しなければならない。そこで、現時点で実際に使用されている超臨界圧水冷却火力発電プラントにおいて、ボイラー火炉やタービン内で冷却水が噴出した場合の実験や解析が行われていないか、国内外の公開文献を調査した。また、将来の軽水炉として東京大学で設計された超臨界圧水冷却軽水炉のLOCA解析コードについて、超臨界圧水の熱伝達式に関する評価式等を調査した。核融合実験炉ITERモデルの真空容器内冷却水漏洩事象(ICE)の評価に用いたTRAC-BF1コードは、蒸気表や構成式が21MPa,374C以上の超臨界圧水に対応していない。そのため、超臨界圧水冷却の核融合炉においてICE事象が発生した場合の評価ができるようにTRAC-BF1コードを改良するうえで必要な課題について調査した。
