日本の原子力発電の動向

麻生 智一

日本機械学会誌, 107(1029), P. 43, 2004/08

http://ci.nii.ac.jp/naid/110004822134

2003年の日本の原子力発電の動向,軽水炉に関する安全性研究及び新型炉の開発状況について解説した。原子力発電は2003年12月末現在で改良型沸騰水型軽水炉(ABWR)を含む沸騰水型軽水炉(BWR)が29基、加圧水型軽水炉(PWR)が23基の合計52基が稼働中である。新規着工として北海道電力泊3号機(PWR)の建設が認可され、東北電力東通1号機(BWR),中部電力浜岡5号機(ABWR),北陸電力志賀2号機(ABWR)と合わせて4基が現在建設中である。東京電力の全原子力発電ユニットが一連の不祥事を受けた点検や定検のために停止し、その他発電所の定検等を合わせた影響で、2003年の年平均設備利用率は57.5%と大きく低下した。軽水炉に関する安全性研究は原子力安全委員会が策定した原子力安全研究年次計画に従い着実に進められた。高温工学試験研究炉(HTTR)では、炉心冷却材(ヘリウムガス)の流量低下に伴って原子炉出力が低下する高温ガス炉固有の安全性が実験的に確認された。また、国際熱核融合実験炉(ITER)計画では、米国,中国,韓国が同計画への参加を表明し、政府間協議でサイトの建設予定地が六ヶ所村(日本)とカダラッシュ(フランス)の2つに絞られた。

LOCA and RIA studies at JAERI

杉山 智之; 永瀬 文久; 中村 仁一; 更田 豊志

HPR-362, Vol.2, 12 Pages, 2004/05

軽水炉の安全規制に活用されるデータベースを提供するため、原研では、異常時及び冷却材喪失事故(LOCA)や反応度事故(RIA)等の想定された事故条件下における燃料挙動を明らかにするための研究を行っている。LOCA研究では急冷破断試験及び被覆管の酸化速度や機械特性に関する分離効果実験を行っており、照射被覆管を用いた試験に先立ち、運転中の腐食や水素吸収が及ぼす影響を調べる試験を非照射被覆管により実施してきたが、最近、照射被覆管を用いた試験を開始し、結果を得た。RIA研究では、高燃焼度燃料を対象とした一連のNSRRパルス照射実験を行っている。本論文は、原研のLOCA及びRIA研究で最近得られた結果を報告するものである。

日本の原子力発電の動向

羽賀 勝洋

日本機械学会誌, 104(993), P. 533, 2001/08

2000年の日本の原子力発電の動向、軽水炉に関する安全性研究及び新型炉の開発状況について解説した。原子力発電は2000年12月末現在で、改良型沸騰水型軽水炉(ABWR)を含む沸騰水型軽水炉(BWR)が28基、加圧水型軽水炉(PWR)が23基、新型転換炉(ATR)が1基の合計52基が稼働中である。また、東北電力女川3号機(BWR)、東北電力東通1号機(BWR)、中部電力浜岡5号機(ABWR)、北陸電力志賀2号機(ABWR)の4基が現在建設中である。2000年は、設備利用率が80.6%と昨年とほぼ同じ水準であった。軽水炉に関する安全性研究は原研において、事故時の核分裂生成物(FP)の放出挙動に関する研究、燃料の高燃焼度化とMOX燃料の利用に対応するための研究等が実施された。高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年11月の初臨界後、2回目の出力上昇試験を2000年4月から開始し30%出力を順調に達成した。また、国際熱核融合実験炉(ITER)計画では、原研の「JT-60」用電源を用いて行われたITER用超伝導パルスコイル実験において、磁場の持つ蓄積エネルギーで世界記録の20倍を達成し、ITER建設に必要なコイル性能の目標値を達成した。

安全性研究専門部会評価結果報告書; 平成12年度事後評価

研究評価委員会

JAERI-Review 2001-024, 35 Pages, 2001/06

JAERI-Review-2001-024.pdf:2.53MB

研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」等に基づき、安全性研究専門部会(外部専門家11名で構成)を設置し、東海研究所原子炉安全工学部,燃料サイクル安全工学部,環境安全研究部及び安全試験部の平成7年度からの5年間の研究開発実績について、事後評価を実施した。同部会は、平成12年12月から平成13年2月にかけて、当該部門の研究評価活動を実施した。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会(平成12年12月11日開催)における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目,評価の基準等に従って行われた。同部会が取りまとめた評価結果報告書は、研究評価委員会に提出され平成13年3月16日に審議され、妥当と判断された。本報告書は、この安全性研究専門部会による評価結果である。

日本の原子力発電の動向

神永 雅紀

日本機械学会誌, 103(981), p.42 - 43, 2000/08

http://ci.nii.ac.jp/naid/20000172151

1998年の日本の原子力発電の動向、軽水炉に関する安全性研究及び新型炉の開発状況について解説した。原子力発電は1999年12月末現在で、BWRが28基、PWRが23基とATRが1基あり、合計52基が稼働中である。3月には、中部電力浜岡5号機(ABWR)の建設が、8月には北陸電力志賀2号機(ABWR)の建設がそれぞれ着工された。1999年の設備利用率は80.6%であった。軽水炉に関する安全性研究は原研においてLSTFを用いた次世代型PWRの重力注入式ECCSに関する実証試験、VEGAによる超ウラン元素の放出挙動に関する研究等が実施された。高温工学試験研究炉(HTTR)は、1999年9月から出力上昇試験が開始された。臨界プラズマ試験装置(JT-60)を用いてITERの定常運転法の開発が進められ、「負磁気シアプラズマ方式」によりプラズマ電流を連続的に流す運転法が世界で初めて実証された。

日本原子力研究所における研究開発のあゆみ

数土 幸夫; 長岡 鋭

電気評論, 85(2), p.60 - 68, 2000/02

原研は昭和31年の創立以来、原子力分野における我が国の中核的総合研究開発機関として幅広い研究開発活動を進めてきた。本稿では、原研における最近1年間の研究開発の成果を中心に、研究開発の現状と動向を紹介する。

第2回NUCEFセミナー講演報文集; 1996年12月10日、東海研究所、東海村

NUCEFセミナーワーキンググループ

JAERI-Conf 97-002, 28 Pages, 1997/02

JAERI-Conf-97-002.pdf:1.09MB

第2回NUCEFセミナーは、1996年12月10日、原研東海研究所において開催された。本セミナーの目的は、核燃料サイクルバックエンド諸分野の研究者が討論、情報交換を行い、研究の効果的な推進、国内研究協力の推進に寄与する場を提供することである。セミナーでは、NUCEFに関連する再処理及び廃棄物処理処分の研究分野に関して、1件の基調講演と7件の研究発表がなされ、原研内外の研究者によって討議がなされた。本セミナーの参加者は、211名(うち原研外より129名)に達した。本報文集は、これらの発表及び討議について、その概要をまとめたものである。

Fundamental study of a water jet injected into a vacuum vessel of fusion reactor under the ingress of coolant event

高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰; 栗原 良一; 植田 脩三

Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1453 - 1458, 1996/12

核融合炉の第一壁やダイバータ等のプラズマ対向機器には、除熱のために多数の冷却水配管が組み込まれている。これら冷却水配管が何らかの理由で損傷し、配管内を流れる高温高圧水が真空容器内に噴出した場合、水が高温壁に接触して沸騰・蒸発して急激に容器内圧力が上昇することが考えられる。もし真空容器内圧力が安全装置(ラプチャーディスク)の動作時間よりも速く真空容器の耐圧値に達するならば、最悪事態として真空容器が破損することが考えられる。そこで、核融合炉の真空容器を模擬した予備実験装置を使って、真空容器内冷却材侵入事象(ICE)時の熱流動挙動を定量的に調べた。実験条件は、容器内真空度10Torr以上、容器内壁温度150~250C、高温高圧水の温度80C及び圧力3.5MPaである。その結果、圧力上昇速度は侵入水量に依存するものの、本実験の範囲では0.05MPa/s以下であり安全装置の動作時間を十分確保できることが分かった。また、水衝突面の温度分布から噴出水の衝突面上の影響範囲と噴出水量との関係を明らかにした。さらに、一次元の2相流計算の結果、ICE時の容器内圧力変動は数値的に予測できることを示した。

Proceedings of the First NUCEF International Symposium:NUCEF'95; Engineering Safety of Nuclear Fuel Cycle Facility(October 16-17,1995,Hitachinaka,Ibaraki,Japan)

NUCEF'95企画調整部会

JAERI-Conf 96-003, 210 Pages, 1996/03

JAERI-Conf-96-003.pdf:9.19MB

本報文集は、1995年10月16日~17日に開催された第1回NUCEF国際シンポジウム(NUCEF'95)における講演論文の全てとパネル討論の議事概要等を収録したのである。「核燃料サイクル施設の工学安全」をテーマとして、(1)核燃料サイクルの安全性に関する現状と重要課題、(2)核燃料サイクルに関する安全性研究の展望、(3)NUCEFにおける安全性研究の概要、(4)臨界安全、(5)事故評価と確率論的安全解析、(6)放射能放出低減化に関する研究とデータベースの6セッションで、合計14件の講演が行われた。また、パネル討論では、「核燃料サイクル分野における安全性研究課題とNUCEFの活用」に関して論じられた。

Proceedings of the 2nd JAERI Symposium on HTGR Technologies; October 21 23, 1992, Oarai, Japan

高温ガス炉技術国際シンポジウム実行委員会

JAERI-M 92-215, 687 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-215.pdf:23.58MB

平成4年10月22,23の両日茨城県大洗町で「第2回高温ガス炉技術国際シンポジウム」が原研主催で、かつ、IAEA、科学技術庁、日本原子力学会の後援のもとに開催された。本報は、本シンポジウムで発表された計47件の論文とHTTRに関連した研究成果のパネル展示11件を収録し、「第2回高温ガス炉技術国際シンポジウム」のプロシーディングとしてまとめたものである。本シンポジウムでは、各国の高温ガス炉計画の現状と見通し、安全性、運転経験、燃料及び熱利用を中心に、招待講演3件を含む計47件の論文が発表され、参加者は海外からバングラディシュ、ドイツ、フランス、インドネシア、中国、スイス、ポーランド、ロシア、英国、米国、ベネズエラ、IAEAの計11ヶ国、1国際機関及び日本からの約280名であった。又、高温ガス炉がいかに地球環境保全に貢献できるかについて、パネル討論が行なわれた。