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論文

Development of prototype reactor maintenance, 3; Application to valves of sodium-cooled reactor prototype

近澤 佳隆; 高屋 茂; 田川 明広; 久保 重信

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 6 Pages, 2019/05

研究開発段階発電用原子炉施設(以下、「研開炉」という。)の特徴を考慮して、原子炉施設の安全性確保を最優先としつつ、炉型に適した保守管理技術体系を構築するために実施すべき保守管理に関する検討結果を行った。本報告では提案した研開炉の保守管理の考え方に基づき、ナトリウム冷却高速炉の特有な機器であるナトリウム弁の保全計画(点検計画)を検討した例を示す。

論文

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。

論文

Current status of GIF collaborations on sodium-cooled fast reactor system

早船 浩樹; Glatz, J.-P.*; Yang, H.*; Ruggieri, J.-M.*; Kim, Y.-I.*; Ashurko, Y.*; Hill, R.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2017/06

第4世代原子力システム国際フォーラムにおけるナトリウム冷却炉の協力の状況を運営委員会の共著としてまとめた。ナトリウム冷却炉の協力は2016年2月でフェーズIIとなり、10年間延長された。2015年にはシステム統合および評価プロジェクトも発足したため従来議論された研究開発は設計に反映されつつ展開されることになる。

論文

Development of prototype reactor maintenance, 2; Application to piping support of sodium-cooled reactor prototype

荒井 眞伸; 桾木 孝介; 相澤 康介; 近澤 佳隆; 高屋 茂; 久保 重信; 小竹 庄司*; 伊藤 隆哉*; 山口 彰*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

研究開発段階炉の保全の適用先としてもんじゅの配管支持構造物を検討した。配管支持構造物の寿命はプラント寿命より長いことは試験的に確認されている。初期段階としてアクセス可能な支持構造物について目視検査が考えられるが、高速炉の特徴として配管熱膨張が大きいため、最終的には配管変位監視による支持構造物の健全性監視が可能になると考えられ、その場合は、目視検査は代表部位のみに限定できると考えられる。

論文

Design study on measures to prevent loss of decay heat removal in a next generation sodium-cooled fast reactor

近澤 佳隆; 久保 重信; 島川 佳郎*; 金子 文彰*; 庄司 崇*; 中田 崇平*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

次世代ナトリウム冷却高速炉において第4世代原子炉に求められる安全要求を満たす除熱系喪失対策の検討を行った。設計基準の完全自然循環の崩壊熱除去系3系統に加え、独立した代替冷却設備の具体化を行った。

論文

Development of electromagnetic non-destructive testing method for the inspection of heat exchanger tubes of Japan Sodium-cooled Fast Reactor, 2; Detection of flaws on the inner surface using electromagnetic waves

佐々木 幸太*; 遊佐 訓孝*; 若井 隆純; 橋爪 秀利*

Electromagnetic Nondestructive Evaluation (XVIII), p.244 - 251, 2015/06

This study reports evaluations of applicability of a microwave nondestructive testing method for a flaw inside heat exchanger tubes in JSFR, which is a straight long-range tube whose diameter is 11.0 mm. Design of microwave probe profile on the basis of numerical simulations on transmission characteristics at the probe are carried out and the plate-structure microwave probe which enables to largely introduce microwaves into a pipe is confirmed. Experimental evaluations using straight brass pipe whose diameter and length are 11.0 mm and 12.0 m, respectively, reveal that good agreement between predicted location of a flaw and true locations.

論文

Demonstration of heat resistant fiber Bragg grating sensors based on femtosecond laser processing for vibration monitoring and temperature change

西村 昭彦; 竹仲 佑介*; 古山 雄大*; 下村 拓也; 寺田 隆哉; 大道 博行

Journal of Laser Micro/Nanoengineering, 9(3), p.221 - 224, 2014/11

 パーセンタイル:100(Nanoscience & Nanotechnology)

耐熱FBGセンサをフェムト秒レーザー加工により製作し、原子炉配管の高温に適用した。このセンサを鋼板表面に実装し、共振条件での振動試験を実施した。本センサの耐熱性能は600$$^{circ}$$Cである。安定化波長可変レーザーを使用して原子炉の日常点検のモニタとして利用できることを試験した。このセンサを繰り返し歪み計測を行なえるよう振動鋼板に取り付けた。溶接、ロウ付け、半田付け、そして貴金属接着剤など、各種の取り付け方法について議論した。

報告書

コンパクト化したナトリウム冷却炉の温度成層化現象に関する実験研究; 自然循環条件における成層界面挙動評価

萩原 裕之; 木村 暢之*; 小野島 貴光; 長澤 一嘉*; 上出 英樹; 田中 正暁

JAEA-Research 2014-014, 178 Pages, 2014/09

JAEA-Research-2014-014.pdf:53.12MB

日本原子力研究開発機構で設計検討が行われているナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、原子炉スクラム時において、炉上部プレナム内に温度成層化現象が発生する。成層界面では鉛直方向に急峻な温度勾配が形成され、時間経過とともに成層界面が上昇すると、炉容器壁に熱荷重が発生する。これまでに、強制循環試験(15%流量)を実施し、炉容器壁の熱応力に対して構造健全性を担保できる見通しを得ている。今回、1/11縮尺上部プレナム水流動試験装置により、強制循環から自然循環へ系統運用を変更した試験を実施した。加えて、直接炉心冷却系熱交換器(DHX)を運転した試験を実施した。本試験により、自然循環に系統運用を変更することで、成層界面での温度勾配が1/3程度に低下し、スクラム時の炉容器壁の構造健全性の裕度が大幅に増加することを明らかにした。また、DHXを運転した場合、DHX出口からの低温流体により、炉容器壁に急峻な温度勾配が生じることを明らかにした。

報告書

ODSフェライト鋼被覆管の設計評価用関係式の検討

水田 俊治; 上平 明弘; 鵜飼 重治

JNC-TN9400 2000-048, 28 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-048.pdf:0.64MB

高速増殖炉の被覆管材料としてのODSフェライト鋼は、耐照射性に優れるフェライト-マルテンサイト鋼中に酸化物(Y2O3)を微細に分散させて高温強度を改善しているため、燃料集合体の高燃焼度化とプラントの高温化を同時に達成可能な材料として期待されている。実用化戦略調査研究において、基準プラントである「MOX燃料Na冷却炉」の燃料被覆管にODSフェライト鋼を適用した場合の設計研究を供するため、ODS鋼フェライト鋼について、最新データを基に以下の材料特性・強度関係式を暫定的に策定した。(1)設計クリープ破断応力強さ(2)クリープ強度補正係数(環境効果)(3)外面腐食(Na中)(4)内面腐食(MOX燃料中)(5)熱伝導度

報告書

重金属冷却炉の崩壊熱除去特性解析 - 鉛、鉛-ビスマス、ナトリウム冷却炉の比較評価 -

堺 公明; 岩崎 隆*; 大島 宏之; 山口 彰

JNC-TN9400 2000-033, 94 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-033.pdf:4.36MB

サイクル機構では、高速増殖炉の実用化戦略調査研究として、多様な冷却材を対象とした幅広い実用化像に関する設計研究を進めている。その一環として、本研究では、鉛及び鉛-ビスマス合金を冷却材とする重金属冷却炉を対象として、重要な熱流動評価項目である崩壊熱除去特性について、ナトリウム冷却炉と比較し、冷却材の相違に基づく崩壊熱除去特性を比較整理することを目的としている。鉛及び鉛-ビスマスの重金属冷却材は、空気及び水と化学的に不活性であることから、経済性に優れた2次系削除のプラント概念が多く提案されている。本解析では、2次系削除プラントを等価的な比較対象プラントとして設定し、ナトリウム、鉛及び鉛-ビスマス冷却材についてSuper-COPDコードによる崩壊熱除去特性解析を実施し、それらのプラント動特性の相違について比較した。また、鉛冷却大型ループ型炉として最適化された設計概念を対象として、崩壊熱除去特性解析を実施した。その結果、一般的な特性として、重金属冷却材は伝熱面の酸化膜形成及び腐食等による伝熱への影響について今後確認が必要であるものの、崩壊熱除去特性に関しては、重金属冷却材は冷却性に優れたナトリウムと同等な除熱能力を有し、特に、受動的崩壊熱除去特性である自然循環特性に優れた能力を有することが明らかになった。

口頭

配管熱ひずみ計測のための耐熱FBGセンサの実装

西村 昭彦; 下村 拓也; 竹仲 佑介*; 寺田 隆哉; 大道 博行

no journal, , 

原子炉配管の保守保全のため、レーザ加工技術により600度以上の高温に耐えるFBGセンサの開発に成功した。今回は、敦賀白木地区建設中のナトリウム循環施設の直径3インチの配管エルボ部分にセンサの取り付けを行った。試作した耐熱FBGセンサを使用して、敦賀白木地区建設中のナトリウム循環施設の直径3インチの配管エルボ部分にセンサの実装を行った。センサ実装には金属接着剤を使用し、予備加熱として局所的にヒーターで200度に加熱し1時間保持することで、充分な固着力を得た。

口頭

国内外の高速炉の開発意義の再確認と開発状況

近澤 佳隆; 浅山 泰; 上出 英樹

no journal, , 

高速炉は核燃料サイクルの持続可能性の観点から必要不可欠である。ナトリウム冷却高速炉は国内外で豊富な運転経験があり産業化の観点から成熟した技術となっており、必要性が再確認されるとともに仏露中印等では積極的な開発が行われている。日本ではループ型炉であるJSFRが選定され開発されている。もんじゅにおいて保全を確立することは高速炉サイクル確立の観点から非常に重要となっている。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の除熱系喪失対策

近澤 佳隆; 久保 重信; 島川 佳郎*; 金子 文彰*; 庄司 崇*; 中田 崇平*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉において第4世代原子炉に求められる安全要求を満たす除熱系喪失対策の検討を行った。設計基準の完全自然循環の崩壊熱除去系3系統に加え、独立した代替冷却設備の具体化を行った。

口頭

次世代ナトリウム冷却炉高速炉の燃料交換機故障対策

近澤 佳隆; 相澤 康介; 加藤 篤志; 衛藤 将生*; 松永 尚子*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉では原子炉容器径の削減のため切込み付炉上部機構とパンタグラフ式燃料交換機を採用している。本検討では燃料交換機が固着した場合の対応の可否について検討を行った。

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