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大野 修司; 山野 秀将
日本原子力学会誌ATOMO
, 65(7), p.438 - 442, 2023/07
変動性再エネの導入拡大に伴う調整力の重要性を述べたのち、再エネと共存できる新型炉システムについて国内外の開発動向を紹介する。
松場 賢一; 篠原 正憲; 豊岡 淳一; 稲葉 良知; 角田 淳弥
エネルギー・資源, 43(4), p.218 - 223, 2022/07
世界的な「脱炭素化」の潮流において、日本は2050年カーボンニュートラルの実現に向けて、原子力を含めたあらゆる選択肢の追求を方針にしている。その有望な選択肢の一つである小型モジュール炉(SMR: Small Modular Reactor)を含む新型炉開発を推進することは、原子力に対する社会要請に応えるうえでも重要である。本稿では、国内外のSMR開発動向を解説するとともに、SMRを含む新型炉開発に係る日本原子力研究開発機構の取組みを紹介し、おわりにSMRを含む新型炉の国内導入に向けた今後の展望を述べる。
山野 秀将; 稲葉 良知
日本原子力学会誌ATOMO, 64(2), p.74 - 78, 2022/02
主要な開発国を対象に国外の開発動向を紹介するとともに、国内においては2050年カーボンニュートラルに向けた原子力イノベーションに係る革新炉開発の動向を主に紹介する。
麻生 智一
日本機械学会誌, 107(1029), P. 43, 2004/08
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。
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。
中塚 亨; 岡 芳明*; 越塚 誠一*
Nuclear Technology, 134(3), p.221 - 230, 2001/06
被引用回数：17 パーセンタイル：74.85(Nuclear Science & Technology)大幅な熱効率向上とコスト削減を目指した新型炉である超臨界圧軽水冷却炉の概念検討を行った。本報では、同じ貫流型プラントである超臨界圧ボイラを参考にして起動方式及び必要な機器を熱的な観点から検討した。超臨界圧に昇圧後核加熱を開始する定圧起動方式では減圧弁・フラッシュタンクからなる起動バイパス系が必要となる。亜臨界圧で核加熱を開始し徐々に昇圧する変圧起動方式では起動時のみ使用する気水分離器が必要となる。本研究により、いずれの起動方式を用いた場合も起動期間を通して被覆管の健全性が確保され起動が可能であることが示された。
神永 雅紀
日本機械学会誌, 103(981), p.42 - 43, 2000/08
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。
日比 宏基*; 久語 輝彦; 栃原 洋*; 嶋田 昭一郎*; 大久保 努; 岩村 公道; 和田 茂行*
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.11 - 0, 2000/00
負のボイド反応度係数と1.0程度の転換比を達成するMOX燃料を用いる水冷却炉である低減速スペクトル炉の概念検討を行った。本報では、PWR型炉の2つの炉心について検討した。一方は、燃料集合体とブランケット集合体をチェッカーボード状に配置させた非均質炉心で、重水冷却により高転換比を目指した。他方は、軽水炉冷却炉心で、六角形の集合体の中央部に燃料(シード)を配置し、その周辺にブランケットを配置したシード・ブランケット型燃料集合体を採用した。本研究により、両炉心とも負のボイド反応度係数を達成でき、非均質炉心は1.1程度の転換比を、シード-ブランケット集合体炉心は1.0程度の転換比を達成できる見通しが得られた。
大久保 努; 白川 利久*; 竹田 練三*; 横山 次男*; 岩村 公道; 和田 茂行*
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.7 - 0, 2000/00
1.0程度の転換比と負のボイド反応係数の達成を目指したMOX燃料を用いる水冷却炉である低減速スペクトル炉の概念検討を行った。本報では、BWR型炉の3つの炉心について概念を検討した。一つは、ウラン資源による長期的なエネルギー供給に有効な1.1程度の高転換比を目指し、二つ目は、高燃焼度及び長期サイクル(それぞれ60GWd/t及び2年程度)運転を目指し、三つ目は、ブランケットなしの現行炉と類似の燃料集合体の使用を目指した。本研究により、各炉心とも1.0以上の転換比と負のボイド反応度係数を達成できるとともに、それぞれの目標を達成できる見通しが得られた。
中塚 亨; 岡 芳明*; 越塚 誠一*
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.9 - 0, 2000/00
高い熱効率とコスト削減を目指した超臨界圧軽水冷却炉の概念検討を行った。本報では、同じ貫流型プラントである超臨界圧ボイラを参考にして起動方式及び必要な機器を検討した。超臨界圧から核加熱を開始する定圧起動方式では減圧弁・フラッシュタンクからなる起動バイパス系が必要となる。亜臨界圧から昇圧する変圧起動方式では起動時のみ使用する気水分離器が必要となる。本研究により、いずれの起動方式を用いた場合も起動期間を通して被覆管の健全性が確保され起動が可能であるとともに、起動系の物量を抑制する観点から、バイパス系に気水分離器を設置するこの炉独自の変圧起動が望ましいことが示された。
大久保 努; 新谷 文将
Proceedings of International Workshop on Current Status and Future Directions in Boiling Heat Transfer and Two-Phase Flow, p.177 - 181, 2000/00
稠密格子燃料棒配列で構成される新型の水冷却炉である低減速スペクトル炉の設計においては、そのような稠密格子配列における限界熱流束に対する評価手法を検証することが必要である。しかし、このような稠密格子配列における限界熱流速データは十分とは言えないことから、PWRと同じ運転圧力条件である15.5MPaの高圧力下において限界熱流束実験を実施している。本実験では、外径9.5mmの発熱棒7本を用いて、発熱棒間の間隔が0.6,1.0及び1.5mmのケースに対して実験を行っている。本報では、これらの実験の結果及びそれに対する検討を示す。また、既存の相関式とサブチャンネル解析で得られた局所流動条件を用いた評価と実験データとの比較を示す。
大久保 努; 久語 輝彦; 白川 利久*; 嶋田 昭一郎*; 落合 政昭
Proc. of Workshop on Advanced Reactors with Innovative Fuels, p.127 - 137, 1998/10
原研で実施されている新型炉の概念設計のうち、中性子の減速の程度を現行のものから増加あるいは減少させた水冷却型原子炉に関する検討の結果を紹介する。その一つは、100GWd/tの燃焼度と3年サイクル運転が可能なフルMOX炉心である。このタイプのPWR型炉として、減速度を2.5~3程度に幾分増加させた設計を検討しており、核分裂性Pu富化度7%の場合に、60GWd/tの燃焼度と2年サイクル運転が可能で、同富化度12%の場合に最終目標が達成可能である。また、BWR型炉として、やや低減速の炉心により同様の目標を達成可能なものを提案している。さらに別なタイプの炉心として、1以上の転換比を目指した高転換炉を減速度を著しく減少させることにより検討している。その一つのPWR型炉として、燃料棒間隔を1mm程度とし、減速材として重水を用いたものを検討しており、有望な結果を得ている。
大杉 俊隆; 岡嶋 成晃
日本原子力学会誌, 40(4), p.259 - 262, 1998/00
FCA装置の概要、1990年以降の研究成果として、(1)FCA-XVI炉心及びFCA-XVII炉心、(2)FCA-XVIII炉心、(3)FCA-XIX炉心での実験について述べた。さらに、今後の利用計画として、新型炉の核特性、高速炉の反応度特性、マイナーアクティニド消滅処理特性等の研究テーマを挙げた。最後に、今後のFCAの果たすべき役割について、国際協力、高速炉開発における基盤研究を進める上で、多様なニーズに応えることのできる臨界実験装置の必要性を強調した。
大久保 努; 新谷 文将; 岩村 公道; 楠 剛
Fourth Int. Seminar on Subchannel Analysis (ISSCA-4), p.267 - 286, 1997/00
原研で行われているサブチャンネル解析に関する研究活動は2つの分野に分けることができる。1つは、新型炉の炉心熱水力設計へのサブチャンネル解析の適用であり、もう一方は、実験解析に基づくサブチャンネル解析コードの改良である。最近実施した適用は、受動的安全炉や一体型舶用炉等の新型炉に対するものの他、関連するDNB実験の解析に対してCOBRA-IV-Iコードを用いて実施した。コードの改良としては、COBRA-TFコードに対して、適切な実験を解析することにより、その予測性能の評価と改良の必要性を判断して実施してきた。最近実施したものは、流体混合及びCHF現象に関するもので、これらのうち、単相流の混合に対する結果の検討を行った。本発表では、以上の原研におけるサブチャンネル解析に関する最近の研究活動の内容を報告する。
数土 幸夫
日本機械学会誌, 99(933), p.662 - 663, 1996/00
本報は、1995年内の日本における軽水炉と高温ガス炉、核融合炉の新型炉に関する原子力発電の運転、研究動向を総括したものである。軽水炉に関しては、1月の阪神、淡路大震災を受けて、各原子力発電所の耐震安全性の検討が行われた。年間の平均設備利用率は79.9%となり過去最高を記録した。高温ガス炉では、当初予定の初臨界の時期が1年早まり1997年となりHTTRの建設が加速された。核融合炉では、ITER計画が順調に進捗し、7月ITER中間設計報告書がとりまとめられるとともに、JT-60関連ではNBI装置の開発で41万V、6.1Aの世界トップレベルの粒子ビームの取出しに成功した。
茂木 春義; 田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実
動力・エネルギー技術の最前線 : シンポジウム講演論文集 1994, 0, p.305 - 310, 1994/00
日本原子力研究所は、高温ガス炉技術の基盤の確立と高度化を図るとともに高温工学に関する先端的基礎研究を行う熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度850
Cの高温工学試験研究炉(HTTR)を平成10年の臨界を目指し建設中である。本報は、HTTR建設の経緯、高温ガス炉の特徴、HTTRの概要及び建設の現状を日本機械学会が主催する「第4回動力エネルギー技術シンポジウム 動力エネルギー技術の最前線94」に発表するため、まとめたものである。
白井 英次; 曽山 和彦
原子力工業, 39(11), p.48 - 53, 1993/00
欧州及び米国の研究炉の現状、研究ニーズの動向、利用体制の特徴、問題点と今後の課題について、最近活発な動きを見せている近隣アジア諸国の状況とともに述べる。近年、世界各国の研究炉は共通問題として、維持費の増大、施設の経年変化対策、核不拡散政策に基づく核燃料の低濃縮化対策、米国の研究炉燃料の再処理停止による使用済燃料の再処理問題、放射性廃棄物の処理処分問題、デコミショニング対策など多くの問題を抱えている。一方、21世紀に向けて増加している材料科学、生命科学を中心とした研究ニーズに対応するため、ANS計画等の新型炉建設計画が世界各国で進められている。我が国でも超高中性子束炉の利用ニーズは高く大型中性子源の要望には根強いものがある。今後は国際的な連携のもと種々の問題への対処、研究炉利用研究及び新型炉の設計、建設を進めて行くことが必要となろう。
高橋 秀武; 市橋 芳徳; 星 三千男; 舩橋 達; 鶴野 晃; 古平 恒夫
エネルギーレビュー, 11(10), p.4 - 30, 1991/09
原研における研究炉を利用した研究の現状を概説した。第1章では、原研研究炉の利用の概要を述べ、第2章においては主にJMTRを利用した燃料・材料試験について紹介した。第3章では、中性子照射による核変化の利用と題し、放射化分析とRI生産について記している。第4章においては、物質の構造を探る中性子利用として中性子散乱及びラジオグラフィーに関して紹介し、第5章では、研究炉利用の将来を展望している。
山口 隆司; 羽賀 一男; 大坪 章
PNC TN9520 91-016, 107 Pages, 1991/08
核分裂・核融合ハイブリッド炉(以下,「ハイブリッド炉」と略す。)では,核融合(D-T反応)により14MeVの中性子を放出する。また核融合による発生エネルギー当り中性子放出個数は,核分裂の場合より約4倍多い。この高いエネルギーを持ち多量に放出される中性子を利用し,周辺のブランケット部で親物質を使った電力生産や核燃料生産,さらにTRUの消滅処理を行うことができる。このようにハイブリッド炉は実用化すると核燃料サイクル全体に与える影響が大きい。そのため,今からハイブリッド炉の特性を把握しておくこと,それに止まらず積極的にその実現の可能性を探り,研究開発の見通しを得ておくことは,動燃事業団でつちかった新型炉開発技術,燃料開発技術をさらに発展させ,原子力開発に新たな面から寄与する途を開く上で重要である。ハイブリッド炉解析用に開発され公開されている計算コードとしては,一次元輸送燃焼計算コード「BISON」がある。しかし,これまでのBISONではTRU消滅型ハイブリッド炉の設計計算を行うにはTRU核種についての断面積,燃焼チェーン等のデータが不足していた。そこで今回これらのデータを,核データライブラリJENDL-3からBISONに追加した。また,BISONにグラフィク出力機能を持たせ,照射量に対する元素別の原子個数密度や実効増倍率の変化のグラフが得られるようにした。本報告書は,改修されたBISONの機能を説明し,その取り扱い方を述べたものである。
Yan, X.
no journal, ,
日本原子力産業協会原子力人材育成ネットワークと国際原子力機関共催の「Japan-IAEA原子力エネルギーマネジメントスクール」に参加する、原子力発電新規導入予定国の若手研究者への教育を目的として、民生用原子炉開発の歴史、新型炉の概要、原子力機構における新型炉に関する研究開発の概要について説明する。
