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報告書

高速増殖原型炉もんじゅ; その軌跡と技術成果

敦賀総合研究開発センター

JAEA-Technology 2019-007, 159 Pages, 2019/07

JAEA-Technology-2019-007.pdf:19.09MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution1.pdf:42.36MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution2.pdf:33.56MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution3.pdf:38.14MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution4.pdf:48.82MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution5.pdf:37.61MB

1968年の研究開発着手から約半世紀にわたる高速増殖原型炉もんじゅ(「もんじゅ」)の歴史と技術成果を取りまとめた。高速実験炉「常陽」に続く原型炉として、「もんじゅ」は、半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」,「設計と建設」,「試運転」,「原子炉安全」,「炉心技術」,「燃料・材料」,「原子炉設備」,「ナトリウム技術」,「構造・材料」,「運転・保守」,「事故・トラブル経験」の計11章に分けて、特徴や成果を概括している。

論文

Irradiation induced reactivity in Monju zero power operation

高野 和也; 丸山 修平; 羽様 平; 宇佐美 晋

Proceedings of Reactor Physics Paving the Way Towards More Efficient Systems (PHYSOR 2018) (USB Flash Drive), p.1725 - 1735, 2018/04

2010年に実施した、もんじゅ炉心確認試験における炉心反応度の照射依存性について評価した。ゼロ出力で実施した炉心確認試験において、$$^{241}$$Puの崩壊に伴う反応度低下以外に、照射量増加に伴う正の反応度増加を確認した。照射依存の反応度増加は炉心確認試験開始から約1ヶ月($$sim$$10$$^{17}$$ fissions/cm$$^{3}$$)でほぼ飽和する。照射依存の反応度増加は、自己照射損傷に伴い蓄積した格子欠陥が炉心起動中の核分裂片照射により回復したことに起因すると仮定すると、運転前にMOX燃料に蓄積した自己照射損傷に伴う格子欠陥の約47%が回復したことに相当する。

報告書

「もんじゅ」の原子炉格納容器全体漏えい率試験に対する代替露点検出器の実証試験

市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*

JAEA-Research 2016-021, 32 Pages, 2017/02

JAEA-Research-2016-021.pdf:5.0MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件: 空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度: $$pm$$2.04$$^{circ}$$C)を長期間にわたり有することを確認した。

報告書

「もんじゅ」炉心管理に用いる3次元拡散燃焼計算コードHIZERの整備

加藤 慎也; 下本 善彦; 加藤 優子; 北野 彰洋

JAEA-Technology 2014-043, 36 Pages, 2015/02

JAEA-Technology-2014-043.pdf:8.94MB

炉心管理運用コードシステム(以下、「炉心管理システム」という)は、原子炉の管理・運用に必要なデータ管理、解析実行、編集作業を一元的に制御することで業務の効率化を図ることを目的としたシステムである。炉心管理システムは、入力定数作成、核熱特性解析、放射線解析、炉心健全評価、炉心運用解析の5つのモジュールシステムから構成される。これらのうち、核熱特性解析モジュールシステムには、専用に開発した3次元拡散燃焼計算コードHIZER(以下、「HIZER」という)が組み込まれている。HIZERにより、「もんじゅ」の設計仕様、運用計画に特化した核特性解析が可能となり、「もんじゅ」炉心に対して高精度かつ高効率な核特性評価を実施することが可能となっている。本レポートではHIZERの計算方法及びHIZERの計算値の妥当性確認について述べる。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方

もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会

JAEA-Evaluation 2014-005, 275 Pages, 2014/11

JAEA-Evaluation-2014-005.pdf:134.4MB

原子力規制委員会は2011年3月の東京電力福島第一原子力発電所の事故を踏まえ、ナトリウム冷却高速炉等の研究開発段階発電用原子炉を対象とした重大事故を考慮した新規制基準を2013年7月に定めた。この基準については、パブリックコメント等を踏まえ再度見直しをすることとしているが、日本原子力研究開発機構はこれまでの知見を活かし、独自に「高速増殖原型炉もんじゅに関する重大事故を含む安全確保の考え方」を構築すべく、高速増殖炉の技術及び安全性評価に精通した専門家により「もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会」を設置し、科学的・技術的知見に基づき、検討することとした。本報告書は、委員会として高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方について重要な論点事項を本委員会として整理し、適切に対策を講じなければならない16の要求をまとめたものである。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ技術年報; 平成25年度

敦賀本部 高速増殖炉研究開発センター

JAEA-Review 2014-030, 138 Pages, 2014/08

JAEA-Review-2014-030.pdf:71.69MB

高速増殖原型炉もんじゅ(以下「もんじゅ」)は、日常の運転、保守等の経験を通して、我が国の高速増殖炉サイクル技術確立に向けた技術的成果を蓄積してきている。本年報は、平成25年度の「もんじゅ」の主な成果及びプラント管理に関連するデータをまとめたものである。

報告書

原型炉用過熱器伝熱管材SUS321のウェステ-ジ試験

宇佐美 正行*; 田辺 裕美*; 黒羽 光男

PNC-TN9410 86-023, 112 Pages, 1986/03

PNC-TN9410-86-023.pdf:6.08MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」の蒸気発生器において万一水リークが発生した場合の事故評価を行う上で、ナトリウム-水反応による伝熱管の損耗(ウェステージ)挙動を把握することは重要である。このため、過熱器材であるSUS321鋼を対象として、動燃大洗工学センター内の小リーク・ナトリウム・水反応試験装置(SWAT-2)及び大リーク・ナトリウム-水反応試験装置(SWAT-1)を用いて、それぞれ小リーク及び中リーク領域でのウェステージ試験を実施した。試験パラメータは水リーク率、ノズル-ターゲット間距離、ナトリウム温度である。主な結果は以下のとおり。 1. 小リーク領域(水リーク率:0.1$$sim$$10g/sec)でのSUS321鋼のウェステージ率は2・1/4Cr-1Mo鋼及びSUS304鋼と同様L/D(L:ノズル・ターゲット間距離、D:ノズル孔径)に依存し、L/D=20$$sim$$35にピークを有する。このSUS321の最大のウェステージ率は同じオーステナイト系ステンレス鋼であるSUS304の最大値の約1/2で、SUS321の方が耐ウェステージ性に優れている。2. 中リーク領域(水リーク率29及び145g/sec)のSUS321鋼のウェステージ率はL/Dに依存し、L/D=20$$sim$$50にピークを有する。これは2・1/4Cr-1Mo鋼の最大ウェステージ率に比べ約1/4で、耐ウェステージ性に優れている。 3. これらの結果を基に小リーク及び中リーク領域のそれぞれに適用できるウェステージ率評価実験式を導き出した。

口頭

新規制に対応した高速炉のSA対策,7; 1次主冷却系配管大口径破損に関する評価

山田 文昭; 橋本 昭彦*; 加藤 満也*; 有川 晃弘*

no journal, , 

「もんじゅ」安全評価では、発生頻度は無視し得る程極めて低いが、設計基準事故の1次冷却材漏えいの安全余裕を確認するために敢えて大口径破損評価が行われた。その後の試験データ等の蓄積を踏まえて最新評価した結果、従来評価の重大な炉心損傷に至らないことを再確認した。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅ敷地内破砕帯の調査結果

石丸 恒存; 島田 耕史; 末岡 茂; 安江 健一; 丹羽 正和; 梅田 浩司

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅにおいては、平成25年9月末に原子力規制委員会より更なる追加調査計画の策定の指示が出されたことを受けて、もんじゅ敷地内破砕帯等の追加調査を実施し、平成26年3月末に「全体とりまとめ報告」を原子力規制委員会に提出した。もんじゅ敷地内破砕帯については、剥ぎ取り調査範囲を拡充して調査を進め、敷地周辺の陸域及び海域については、山地/段丘境界での地形・地質調査、沿岸海域での海上音波探査等を追加で実施した。これまでに取得したデータからは、敷地内破砕帯に活動的であることを示す証拠は認められず、敷地周辺の陸域及び海域においても、既に活断層と評価されている白木-丹生断層以外に、活断層に関連する構造は認められていない。敷地内破砕帯は、最新活動面で確認された黒雲母の塑性的な変形から、地下数kmの深部環境下で形成された第四紀以前の古い時代の地質構造であると解釈される。

口頭

「もんじゅ」原子炉容器室内空間線量率の測定・評価

加藤 慎也; 加藤 優子; 北野 彰洋; 上山 正彦*; 福地 郁夫*

no journal, , 

「もんじゅ」の原子炉容器(RV)室内における空間線量率の評価のため、ガラス線量計による測定及びMCNPに基づく解析を実施した。MCNPを用いたRV室内の空間線量分布の評価及び実測値と解析評価値の比較を行った。その結果、RV室内の線量分布を得るとともに、MCNPを用いた解析手法の保守性及び妥当性を確認した。

口頭

Verification test of alternative dew point detector for CV-LRT in Monju

千葉 悠介; 市川 正一; 大野 真平; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 阿部 恒*; 北野 寛*

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅ(以下「もんじゅ」と記す)の原子炉格納容器全体漏えい率試験(以下「CV-LRT」と記す)に用いる塩化リチウム式露点検出器については、3ヶ月ごとのメンテナンスを必要としており、もんじゅのプラント運転工程計画上、12ヶ月以上の使用期間を有する露点検出器への採用見直しが望ましい。日本原子力研究開発機構は、各規程等で要求される仕様に対応できる代替露点検出器として、ヴァイサラ社製の静電容量式露点検出器(以下「代替露点検出器」と記す)を選定し、当該代替露点検出器の性能評価をした。CV-LRT条件下における、代替露点検出器による24時間の原子炉格納容器内露点測定を行い、既存の塩化リチウム式露点検出器との性能を比較評価した。さらに、代替露点検出器の性能確認として、大気環境下で2年間の露点測定を行い、高精度鏡面式露点検出器との性能を比較評価した。その結果、当該代替露点検出器は原子炉格納容器の漏えい率試験規定(JEAC4203-2008)の要求する計器精度を有することを確認した。

口頭

花崗岩中の破砕帯の活動性評価; 高速増殖原型炉もんじゅ敷地内破砕帯調査を例として

石丸 恒存; 島田 耕史; 末岡 茂; 安江 健一; 丹羽 正和; 梅田 浩司

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅにおいては、原子力規制委員会からの指示を受け、剥ぎ取り調査により、もんじゅ敷地内破砕帯の活動性に関する調査を進め、敷地内破砕帯に活動的であることを示す証拠は認められないことを示した。敷地内破砕帯の活動性評価では、上載地層法が適用できない状況であったことから、破砕帯の切断関係を詳細に調べたうえで、破砕帯中の黒雲母の塑性変形(150-250$$^{circ}$$C以上で形成)および破砕帯に沿う方解石脈中の変形双晶の特徴(150-300$$^{circ}$$Cで形成)等の鏡下観察結果から、敷地内破砕帯は深部高温環境下で形成された古い時代の小規模な地質構造と推定した。今回の敷地内破砕帯調査は、上載地層法が適用できない花崗岩中の破砕帯においても活動性評価が可能なことを示した例と考える。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅ付近の花崗岩に見られる並走粘土脈を含む小規模破砕帯の活動性評価例

島田 耕史; 石丸 恒存; 末岡 茂; 照沢 秀司; 安江 健一; 丹羽 正和; 梅田 浩司

no journal, , 

重要構造物付近の破砕帯の露出状況は多様であり、上載地層法が適用できない場合の活動性評価手法の整備が必要である。上載地層法は交差切りの法則を用いており、この法則に基づく基盤岩中の構造の切断関係による活動性評価手法は有望である。しかしながら、露出状況による制約や破砕帯自体の特徴として、切断関係が見られない、並走する粘土脈からなる小規模な破砕帯もある。ここでは、そのような事例として、一つの破砕帯露頭を取り上げ、延長部の確認、若いながらも破砕帯を覆う上載地層の年代推定、粘土脈の変位センスの確認、類似の構造を持つ破砕帯との比較、付近の活断層との粘土粒径の比較を行った。その結果、この破砕帯は小規模であり、付近の活断層と変位センスが異なり、活断層の活動時の付随的運動はなく、特異な段差は差別侵食によるものであり、累積変位量も活断層に比べ小さいことが明らかになった。これらからこの破砕帯は起震断層の運動が直接地表に現れた活断層ではなく、活断層に付随してずれ動く弱面としても機能していないと考えられる。

口頭

上載地層法に代わる破砕帯活動性評価手法

島田 耕史; 末岡 茂; 石丸 恒存

no journal, , 

上載地層法に代わる破砕帯活動性評価手法が必要である。上載地層法は、交差切りの法則に基づく相対的年代測定手法の一つである。この交差切りの法則は交差した地質体や地質構造の新旧関係を決める地質学の基本法則の一つであり、断層同士や変成変形岩の組織形成順序の指標とされてきた。すなわち、上載地層法と、変形組織の交差切りの関係による形成順序決定方法とは、同じ原理による相対的年代測定手法である。ここでは、交差切りの法則に基づく変形順序の特定、変形温度を示す地質構造の確認、地質体の熱史の検討を組み合わせた手法を、上載地層法に代わる方法として提示する。調査場所は高速増殖原型炉もんじゅの敷地内破砕帯調査の剥ぎ取り調査地点である。得られたデータから、破砕帯の活動は玄武岩貫入固結直後(約19Ma)以前の高温条件下で生じており、破砕帯は古い地質構造と評価される。本検討は基本的検討の組合せが上載地層法に代わる破砕帯活動性評価手法となり得ることを示しているが、有用性向上のため、データが得にくい状況への適用も念頭に事例研究を進める必要がある。

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