ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の安全設計技術開発; プロジェクト全体概要

山野 秀将; 栗坂 健一; 高野 和也; 菊地 晋; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 白倉 翔太*

第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09

溶融塩蓄熱式高速炉の安全設計方針及びリスク評価技術、ナトリウム-溶融塩の熱交換性能評価技術と伝熱向上方策、及びナトリウム-溶融塩の化学反応特性評価と安全性向上方策を開発する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要について報告する。

Development of safety design technologies for sodium-cooled fast reactor coupled to thermal energy storage system with sodium-molten salt heat exchanger

山野 秀将; 栗坂 健一; 高野 和也; 菊地 晋; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 白倉 翔太*; 林 正明*

Proceedings of 8th International Conference on New Energy and Future Energy Systems (NEFES 2023) (Internet), p.27 - 34, 2023/00

https://doi.org/10.3233/ATDE231072

溶融塩蓄熱式高速炉の安全設計方針及びリスク評価技術、ナトリウム-溶融塩の熱交換性能評価技術と伝熱向上方策、及びナトリウム-溶融塩の化学反応特性評価と安全性向上方策を開発する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要について報告する。

Advanced sodium-cooled fast reactor development regarding GIF safety design criteria

早船 浩樹; 近澤 佳隆; 上出 英樹; 岩崎 幹典*; 庄司 崇*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06

第4世代原子炉システム国際フォーラム(GIF)の枠組みで検討されている安全設計クライテリア(SDC)を考慮した次世代ナトリウム冷却炉の設計系統についてまとめた。SDCおよび福島事故の教訓から除熱系喪失事象を回避するため除熱機能の強化を行った。耐震性の観点からは次世代ナトリウム冷却炉は既に免震システムを採用しているが、福島事故後の地震条件の変更を考慮して主要機器の耐震性の強化を行った。また、外部事象については建屋の強化等および安全系の分散配置により対策が行われた。これらの安全強化の検討はGIFで検討されている安全設計ガイドラインの策定に貢献している。

JSFR design progress related to development of safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactors, 1; Overview

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。

核変換実験施設の概念検討,4; 核変換物理実験施設の安全性検討

辻本 和文; 田澤 勇次郎; 大井川 宏之; 佐々 敏信; 高野 秀機

JAERI-Tech 2003-085, 158 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-085.pdf:7.79MB

加速器駆動未臨界システム(ADS)を用いた核変換技術の炉物理に関する研究開発を目的とした「核変換物理実験施設」の安全性の検討を行った。まず、実験施設の設計に反映させるために、以前に作成した「核変換物理実験施設の安全設計方針」及び重要度分類を見直し、安全設計方針の各項目に対する適合のための設計方針を検討した。この結果に基づき、陽子ビーム導入にかかわる機器・系統及び安全上重要な機器・系統について具体的な設計方針と主要設備の検討を行った。また、安全上重要な機器・系統に関する設計方針の検討結果を反映して、以前に実施した安全評価の判断基準,主要な解析条件及び予備解析結果の再評価を行った。この際に、公衆被ばく評価事象については、ICRP1990年勧告を取り入れて改訂された安全評価指針類に基づく線量評価を行った。さらに、核変換物理実験施設における設計基準外事象として、再臨界事象に伴う炉心崩壊事故を最新の知見及び計算機コードを用いて解析した。解析の結果、再臨界事象時においても原子炉建家の閉じ込め性能は十分確保される見込みであることがわかった。

ITERにおけるトリチウムの安全取り扱いに向けた設計の考え方

大平 茂

プラズマ・核融合学会誌, 78(12), p.1325 - 1330, 2002/12

https://doi.org/10.1585/jspf.78.1325

国際熱核融合炉(ITER)の安全上の特徴に基づいた安全設計や安全評価の技術的要件としての安全確保のための基本的な原則や考え方は、旧科学技術庁原子力安全局原子炉規制課の顧問会において報告書「ITER施設の安全確保の基本的考え方」に取り纏められた。ITER国内建設の場合、燃料であるトリチウムの取扱施設等の安全設計の基本設計及び基本的設計方針は、この安全原則に適合するように現在整備中の具体的方針等に従って実施されることとなる。ここでは、ITERのトリチウム取扱施設等の概要,安全設計と安全評価における技術的要件としての基本的な安全性の原則及びアプローチ(平常運転時におけるALARAの原則の履行,放射性物質を内蔵する機器の構造健全性の確保による事故の防止等)について説明し、万が一の事故時でも除去能力を有する排気設備が環境中への放射性物質放出を抑制し公衆の過度の放射線被ばくを防止することなど、日本における安全性の原則,考え方,技術基準に基づくトリチウムの安全設計概念等を述べた。

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の安全設計方針

片西 昌司; 國富 一彦; 高田 昌二; 中田 哲夫; 滝塚 貴和; 塩沢 周策

日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.185 - 188, 2002/00

高温ガス炉は、セラミック被覆燃料や黒鉛炉心構造物を使用していること、出力密度が低いことなどにより、高温に耐えることができ、かつ、異常事象の進展が緩慢であるといった安全上の特長を有する。これらの特長により、受動的冷却系のみで炉心の残留熱を除去でき、かつ、設計基準事象を越える事象でも炉心溶融の心配がないなど、高い安全性を有するシステムの設計が可能である。本稿では、現在設計を進めている高温ガス炉ガスタービン発電システムの安全にかかわる機器・系統の設計方針策定と設計の進捗,安全評価の対象事象の選定と判断基準の策定についての検討結果を報告するものである。

安全研究5カ年成果(平成8年度平成12年度-核燃料サイクル分野)

not registered

JNC TN1400 2001-015, 509 Pages, 2001/10

JNC-TN1400-2001-015.pdf:25.67MB

平成8年度平成12年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)に基づき実施した。本報告書は、核燃料サイクル分野(核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分分野の全課題並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち核燃料サイクル関連の課題)について、平成8年度平成12年度の5ヵ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。

Lessons learned from the ITER safety approach for future fusion facilities

Gordon, C.*; Bartels, H.-W.*; 本多 琢郎; Iseli, M.*; Raeder, J.*; Topilski, L.*; Moshonas, K.*; Taylor, N.*

Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.397 - 403, 2001/04

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00558-5

ITERの安全性は、概念設計活動フェーズ以来、設計を統合する作業の一部と位置づけられてきた。このプロジェクトで定めた通常/異常/事故時の放出基準を満たすために、安全設計の考え方とそれを設計に反映させるため安全設計要求が定められた。これらの妥当性を確認するために、現在安全解析作業が各ホームチームと協力して進行中である。その安全性評価は、核融合が固有に有する安全性を考慮して実施される。最終的に、ITERに用いられる安全性の考え方(アプローチ)と、安全解析の結果及びその評価は、GenericSiteSafetyReport(GSSR)と称する安全性報告書にまとめられる予定である。これらは、核融合の安全性の優位性を示すと同時に、将来の核融合炉の良い先例となるであろう。そして、ITERのホスト国の安全審査においても、ITERの考え方と評価が最小限の修正をもって受け入れられることが期待される。

Numerical analysis on thermal-hydraulic and dust transport behavior in fusion reactors at loss-of-vacuum events

高瀬 和之

Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.631 - 639, 2000/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00449-X

核融合実験炉の真空境界破断(LOVA)時に起こる熱流動挙動、例えば容器内への空気侵入、放射化ダストの飛散、温度差に起因する置換流等を高精度で予測するための数値解析コードの開発を行っている。本コードの基礎方程式群は圧縮性流体の式、状態方程式、微小粒子の運動方程式、置換質量計算式等から構成される。本報は、開発中のLOVA事象解析コードを用いて行った解析結果を示す。破断位置及び破断面積をパラメータとして行ったLOVA発生後の真空容器内の平均圧力計算値と時間の関係は、LOVA予備試験結果と10%以内の誤差で良く一致し、本コードが核融合実験炉の安全設計上十分な予測精度を有していることを確認した。また、本研究によって減圧下におけるダストの飛散挙動や置換流によるダストの移行挙動の予測が初めて可能になった。現在は真球状のダスト形状を仮定しているが、今後はダスト条件(密度、サイズ等)をパラメータとした解析が行えるようにコードを改良する考えである。