内圧が上昇した核燃料物質貯蔵容器の開封点検用チャンバーの設計

丸藤 崇人; 佐藤 匠; 伊東 秀明; 鈴木 尚; 藤島 雅継; 中野 朋之

JAEA-Technology 2019-006, 22 Pages, 2019/05

JAEA-Technology-2019-006.pdf:2.84MB

2017年6月6日に日本原子力研究開発機構大洗研究所燃料研究棟において発生した核燃料物質による汚染事故では、点検のためにフード内で核燃料物質を収納したプルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の蓋を開封した際に、内部の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂して核燃料物質の一部が実験室内に飛散した。事故の主原因は、核燃料物質と混在していたエポキシ樹脂の放射線分解によってガスが発生したことによる貯蔵容器の内圧上昇であった。燃料研究棟には他にも核燃料物質を収納している貯蔵容器が約70個存在するため、今後これらの貯蔵容器を開封点検し、内容物の状態確認及び有機物を含む試料等の安定化処理を実施する計画である。グローブボックス内において内圧の上昇した貯蔵容器の開封点検を安全・確実に実施するためには、気密環境下で貯蔵容器の蓋を開放して内部を点検できる耐圧チャンバー(開封チャンバー)の開発が必要となる。本報告書は、この開封チャンバーの設計に関する課題、その対策及び設計結果についてまとめたものである。

HTTRに接続する水素製造システムの系統及び機器設計(受託研究)

西原 哲夫; 清水 明; 谷平 正典*; 内田 正治*

JAERI-Tech 2002-101, 46 Pages, 2003/01

JAERI-Tech-2002-101.pdf:2.6MB

地球温暖化の要因となっている二酸化炭素の排出量を削減するため、クリーンな2次エネルギーである水素を積極的に利用することが期待される。産業界では水蒸気改質法により水素を製造することが主流となっているが、化学反応に必要な熱を炭化水素系燃料の燃焼熱で賄っているので、水素製造過程で大量の二酸化炭素を環境に放出している。したがって、水蒸気改質法において熱源に炭化水素系燃料を使用しないシステムを構築できれば、環境への負荷が軽減でき、地球温暖化問題の解決に貢献できる。高温ガス炉は原子炉出口で950Cという高温のヘリウムガスを供給できる原子炉であり、発電のみならず、化学プロセスの熱源として利用することが可能である。原研では、日本初の高温ガス炉であるHTTRを建設し、試験運転を行なっている。そして、このHTTRを用いて、核熱利用技術を確立することを研究課題として掲げ、水蒸気改質法による水素製造プラントをHTTRに接続して水素製造を実証するためのシステム検討を進めている。本報告はHTTR水素製造システムの系統設計及び機器設計の成果を纏めたものである。

中性子散乱施設使用済ターゲット取扱・保管設備の概念検討,2

安達 潤一*; 神永 雅紀; 佐々木 忍; 羽賀 勝洋; 麻生 智一; 木下 秀孝; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2001-093, 108 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-093.pdf:7.49MB

中性子散乱施設の使用済ターゲット容器等は高度に放射化するため被曝防止の観点から遠隔操作機器により交換する必要がある。また、使用済ターゲット容器の保管等に際しては、使用済ターゲット容器は崩壊熱を有するとともに内部に蒸発による外部汚染の可能性を有する水銀が残留していることを配慮する必要がある。このような使用済ターゲット容器等の取扱・保管設備について概念設計を行い、設備の基本概念を構築するとともに設備の基本仕様を明らかにした。本報告書は、合理化・簡素化を目的に行った、使用済ターゲット容器等の遠隔取扱機器についての最新の設計結果を反映した設備の基本概念と配置計画をまとめたものである。

超臨界水冷却固体増殖ブランケットシステムの概念検討

榎枝 幹男; 小原 祥裕; 秋場 真人; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 古作 泰雄; 黒田 敏公*; 菊池 茂人*; 柳 義彦*; 小西 哲之; et al.

JAERI-Tech 2001-078, 120 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-078.pdf:8.3MB

本報告書は、経済的競争力の強化と技術的な堅実さの維持を両立する原型炉ブランケットの概念構築を目的として行われた平成12年度の原型炉ブランケット設計会議での作業内容をとりまとめたものである。平成11年度の核融合会議戦略検討分科会の議論等から、原型炉の果たすべき使命に関して見直しがなされ、経済的な競合性を有する実用炉の原型であり、それと同じ材料と設計を使用して商業的に魅力ある動力炉の原型であるから、原型炉で、実用化に必要な技術はすべて開発し実証する、と結論付けられた。この見直しを受けて、過去数年にわたるプラズマ研究や炉工学技術開発の進展を勘案して、開発目標として再設定をし、原型炉としてA-SSTRで提案された超臨界水冷却方式の固体増殖ブランケットを目標とし、その概念検討を行った。本概念検討の結果、除熱,発電,燃料増殖,遮蔽などの基本的な性能に関して、超臨界水冷却固体増殖ブランケットの実現可能性が示された。また、電磁力に関する検討,超臨界水による腐食防止に関する予備調査,トリチウム生成挙動と回収方式の検討,冷却発電システムの検討,モジュール製作性の検討,遠隔保守着脱機構,交換計画の検討などを行い、今後解決するべき検討課題を明らかにした。

Conceptual designing of a reduced moderation pressurized water reactor by use of MVP and MVP-BURN

久語 輝彦

Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Particle Transport Simulation and Applications, p.821 - 826, 2001/00

複雑形状で強い非均質性を持つシード・ブランケット燃料集合体を採用したPWR炉心の概念設計を、連続エネルギーモンテカルロ法を用いて実施した。MVPコードを用いた多数のパラメータサーベイ計算とMVP-BURNコードを用いた格子燃焼計算によって、現実的な計算時間で転換比、ボイド反応度係数等を精度良く評価することができた。そして、低減速炉RMWR概念に適したシード・ブランケット集合体概念が確立された。

知的原子炉設計システム(IRDS)用核設計モジュール及びデータベースアクセスモジュール

久語 輝彦; 土橋 敬一郎*; 中川 正幸; 井戸 勝*

JAERI-Data/Code 2000-011, p.138 - 0, 2000/02

JAERI-Data-Code-2000-011.pdf:7.41MB

新型炉の概念設計を支援することを目的として、簡便かつ効率的に核分野の設計及び評価を行うことのできる炉心核設計モジュール及び炉心設計データを格納するデータベースアクセスモジュールを開発した。これらは、知的原子炉設計システムIRDSの一部として機能する。これらの利点として、各種炉型が扱えること、炉心概念の変更に柔軟に対応できること、炉型や設計内容に対応するため汎用解析コードSRACを内蔵していること、さらに短時間かつ容易に解析計算を行うため入出力処理を自動化していること等の機能を有している。これらは、エンジニアリングワークステーション上で動作し、マンマシンインターフェースを充実させている。本報告書は、モジュールの構成、操作方法、炉心設計データの取り扱い方法等について記したユーザーマニュアルである。

Advantage of modified JAERI passive safety reactor (JPSR-II)

村尾 良夫; 落合 政昭

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 2, p.1075 - 1085, 1997/00

運転・保守技術者の原子炉安全性に与える依存性を減らす為、原研において簡素化受動的安全炉概念(JPSR)を開発した。本概念においては、一次系に接続された系統と放射性物質を含む系統は全て、格納容器に格納された。本概念を専門家に評価してもらったところ、大きな技術的長所とともに、いくつかの経済的短所が指摘された。この短所を減らすため、概念の改良を行い、JPSR-II概念を開発した。この改良により、圧力容器の小型化、原子炉停止失敗の可能性の排除、受動的安全系、補機系の機器類の個数と容量の減少を達成した。本報告は、JPSR-II概念について述べるとともに、その長所について議論する。

高温ガス炉-水素製造システムの汎用性を有する安定な制御設計概念

羽田 一彦; 柴田 大受; 西原 哲夫; 塩沢 周策

日本原子力学会誌, 38(10), p.834 - 844, 1996/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.38.834

高温ガス炉からの核熱を用いて水素を製造する原子炉システムでは、原子炉本体と水素製造システムとの熱的動特性が大きく異なるため、安定な制御性を有する制御概念を構築する必要があり、この制御概念は、種々の水素製造法にも応用できる汎用性を有することが重要である。そこで、高温の熱を必要とする水素製造法について制御設計上の特性を比較し、高温熱を使う吸熱反応が共通性を有するとともに、この反応の原料等として水蒸気が必要であることを明らかにした。さらに、水蒸気改質水素製造システムの過渡特性を検討し、原子炉を冷却するヘリウム回路に設ける蒸気発生器により原子炉システムとしての安定性が確保できることがわかった。これらの結果に基づき、安定な制御性を確保し、かつ、汎用性を有する制御概念として、ヘリウム回路において高温吸熱反応器の下流に蒸気発生器を設置することを提案し、これを代表的な水素製造法に適用した。

Intelligent system for conceptual design of new reactor cores

久語 輝彦; 中川 正幸

Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.207 - 208, 1995/00

知的システムIRDSは、種々の解析コード、データベース及びマンマシンインターフェイスを備えて、効率的に原子炉炉心の概念設計を支援する。モデル構築、タスク実効、設計評価、設計案修正といった設計プロセスをマンマシンインターフェイスを通して、会話的に進めることができる。種々のデータベース、知識ベースにより、効率的に設計作業を進めることができる。概念設計の目的である設計パラメータの最適化を直接支援するために、設計が成立する設計変数の範囲(設計ウィンドウ)を自動的に探索する機能を備えている。2変数に対する設計ウィンドウ探索では、境界探査法を用いる。また、多次元空間における(多設計変数に対する)設計ウィンドウ探索では、計算時間の短縮のため、炉心特性の推定するニューラルネットワークを利用している。IRDSは、炉心設計に関わる種々の設計作業を支援する知的計算機環境を設計者に提供する。

知的原子炉設計システム(IRDS)用炉心熱流力設計モジュールの開発

久語 輝彦; 藤井 貞夫*; 中川 正幸

JAERI-Data/Code 94-001, 187 Pages, 1994/08

JAERI-Data-Code-94-001.pdf:7.51MB

新型炉炉心の概念設計の支援を目的として、簡便かつ効率的に熱流力分野の設計及び評価のできる炉心熱流力設計モジュールを開発した。本モジュールは知的原子炉設計システムIRDSに組み込まれる。利点として、各種の炉型が扱えること、炉型や設計内容に応じて4つの熱流力・燃料挙動解析コードを内蔵していること、概念の変更に柔軟に対応できること、容易に結果の判断ができるように分かりやすい形式で結果を提示できること等の機能を有している。本モジュールは、エンジニアリングワークステーション上での実行を前提とし、入出力処理に関するマンマシンインターフェースを充実させている。更に、効率的な設計支援を目的として、知識工学的手法を用いて、任意の2設計変数に関する設計成立範囲(設計ウィンドウ)探索機能を内蔵している。本報告書は、モジュールの構成、操作方法、解析に必要な入力変数の解説等を記したものである。