Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鍋島 邦彦; 岩崎 幹典*; 秋山 洋*; 大矢 武明*
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.593 - 600, 2015/05
JSFRは先進ループ型ナトリウム冷却高速炉である。福島事故後、安全対策の強化が、主に崩壊熱除去系、使用済燃料プール、非常用電源設備などにおいて実施された。本稿は、これらの安全強化策と整合した建屋配置設計における基本的考え方を示す。シビアアクシデントに対する耐性強化の観点から、航空機衝突と続く火災、地震と続く津波などを想定し、これらを起因とする安全設備の喪失を防ぐための検討が実施された。この結果、崩壊熱除去系のうち少なくとも1系統は生き残り、非常用電源も使用可能とでき得る概念が示された。
武藤 康; 石山 新太郎
日本原子力学会誌, 42(10), p.1020 - 1027, 2000/10
被引用回数：1 パーセンタイル：12.08(Nuclear Science & Technology)熱効率が高く核燃料資源の節約や放射性廃棄物量低減に有効な高温ガス炉ガスタービン発電プラントの基本的特徴及び技術課題について、特会受託研究「高温発電システムフィージビリティスタディ」の成果に基づいて記述した。すなわち、最適な原子炉入り口ガス温度が圧力容器材料温度には厳しすぎる問題については2種類の解決策を考えていること、ヘリウムガスタービンは段数が多くなる傾向があり、一方ガスタービン機器はまとめて圧力容器内に配置する必要があることから、軸振動と保守が最重要課題となること、これについては横置きでタービン容器と熱交換容器を分離する方法によりほぼ解決されること、経済性の観点から重要な再生熱交換機効率95%のプレートフィン型熱効率器について試作及び流動解析により見通しが得られつつあることにつき述べた。
武藤 康; 宮本 喜晟; 塩沢 周策
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
本研究は科学技術庁から原研への電源特別会計による研究「高温発電システムのフィージビリティスタディ」の成果である。熱出力600MWtの高温ガス炉に直接ガスタービン中間冷却再生サイクルを接続した発電プラントの設計を行うことにより、構成機器の仕様及び熱効率を明らかにした。本設計の特徴は、原子炉においては一体成形型燃料ピン及びC/C制御棒被覆管の採用により、出力密度6MW/m
と燃焼度100GWD/tonを達成するとともに、原子炉入口ガス温度を通常よりもやや低い460
Cに選定することにより、原子炉圧力容器重量を製造可能範囲まで軽減したことである。タービン系に関しては、タービン、圧縮機の断熱効率をそれぞれ93%及び90%と高い値とし、かつ製作・保守可能な軸系設計及び配置を達成したことである。このような設計により、原子炉プラントとしては非常に高い46%の正味熱効率を達成することができた。
not registered
PNC TN1700 93-014, 139 Pages, 1993/01
2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由液体廃棄物の廃棄施設の海中放出設備の一部を移設するため。4. 工事計画当該変更に係る工事計画は,別紙-3のとおりである。
not registered
PNC TN1700 93-013, 41 Pages, 1993/01
2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由再処理施設の製品三酸化ウラン粉末の貯蔵能力を増すため。4. 工事計画当該変更の係る工事計画は,別紙-3のとおりである。
not registered
PNC TN1700 93-001, 681 Pages, 1993/01
再処理施設設置承認申請書の提出について核原料物質,核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律附則(昭和54年6月29日法律第52号)第2条第1項及び第2項に基づき,再処理施設設置承認申請書を下記のとおり提出いたします。記1. 再処理設備及びその附属施設を設置する事業所の名称及び所在地1.1 名称動力炉・核燃料開発事業団 東海事業所1.2 所在地茨城県那珂郡東海村大字村松4番地の332. 再処理を行う使用済燃料の種類及び再処理能力2.1 再処理を行う使用済燃料の種類本施設において再処理を行う使用済燃料は,軽水型原子炉の使用済燃料であって,初期ウラン濃縮度最高4w/o,燃料集合体1体あたりの燃焼度最高35,000MWD/t以下,1日あたり処理する使用済燃料の平均燃焼度約28,000MWD/t以下のものである。2.2 再処理能力本施設の再処理能力は,上記の使用済燃料について年間最大210トン(金属ウラン換算),1日あたり最大0.7トン(金属ウラン換算)である。3 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法イ 再処理施設の位置(1) 敷地の面積及び形状再処理施設は東海事業所敷地内の北東海岸よりで,太平洋に面し標高約5
7メートルの平担地に設置する。再処理のために用いる敷地面積は約14万平方メートルで,形状は下図の通りである。(2) 敷地内における主要な再処理施設の位置主要な再処理施設の各建家の配置は,分離精製工場(除染場を含む)と廃棄物処理場を分析所にそれぞれ通廊で接続し,これらの一つのグループの外側の北部にスラッジ貯蔵場を,同じく南東部に高放射性固体廃棄物貯蔵庫,低放射性固体廃棄物貯蔵場及び第二低放射性固体廃棄物貯蔵場を設置する。又,低放射性の固体廃棄物の貯蔵施設の南側にはアスファルト固化技術開発施設のうちアスファルト固化体貯蔵施設を設置する。分離精製工場の南西部には主排気筒を配し,分離精製工場とは排気ダクトで接続する。分離精製工場の西側にはクリプトン回収技術開発施設を設置し,南側に隣接してプルトニウム転換技術開発施設を設置する。廃棄物処理場の東側に隣接し低放射性廃液蒸発処理開発施設,極低放射性廃液蒸発処理開発施設を設置し,これらの施設の南側にはアスファルト固化技術開発施設のうちアスファルト固化処理施設を設置し,これらは順次通路で接続する。又,上記グループの北側に道
加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鍋島 邦彦; 岩崎 幹典*; 秋山 洋*; 大矢 武明*
no journal, ,
JSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の特徴、及び、第4世代炉の安全設計クライテリア(SDC)を踏まえ、建屋配置設計における信頼性確保の考え方を検討した。
