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論文

Design study around beam window of ADS

大井川 宏之; 辻本 和文; 菊地 賢司; 倉田 有司; 佐々 敏信; 梅野 誠*; 西原 健司; 斎藤 滋; 水本 元治; 高野 秀機*; et al.

Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.325 - 334, 2005/11

原研は、マイナーアクチニド(MA)の効果的な核変換を目的とした加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発を進めている。原研が提案するADSは、熱出力800MWの鉛ビスマス冷却タンク型未臨界炉でMAとプルトニウムを混合した窒化物燃料を装荷する。鉛ビスマスは入射陽子ビームによる核破砕反応で中性子を発生させるターゲットとしても使用される。本研究では、ビーム窓周辺の設計に焦点を絞ったADSの成立性について検討した。ホットスポット燃料ピンの冷却性確保のために、ターゲット領域とダクトレス燃料集合体の間に隔壁を設けた設計とした。また、ビーム窓の冷却を効果的に行うように、流調ノズルを設けた。熱流動解析の結果、最大ビーム出力30MW時においても、ビーム窓の外表面最高温度を摂氏500度以下に抑制できることがわかった。外圧とビーム窓内の温度分布の結果生じる応力も、許容制限値以下となった。

論文

Overview of the Japanese fusion reactor studies programme

関 泰

Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.247 - 254, 2000/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:33.53(Nuclear Science & Technology)

1993年の第5回IAEA核融合炉設計と技術に関する会合以降に日本においてなされた核融合炉の設計研究を紹介する。前回会合からの5年間に、日本における核融合炉の研究はトカマク炉、ヘリカル炉とレーザー炉により集中してきた。トカマク炉の研究は4件ありA-SSTR,CREST,DREAMとIDLTである。ヘリカル炉はFFHRがあり、レーザー炉はKOYOである。5年前の多様な閉じ込め方式の炉が研究されていた状況と較べると閉じ込め方式は3方式に絞られ、各々の検討がより多くの研究者を動員した大規模なものとなってきた。また各検討チーム間の協力と交流も各種の委員会、会合、シンポジウムを通して活発になってきた。

論文

Confirmatory thermal-hydraulic analyses of safety design concept of a passive safety light water reactor JPSR

新谷 文将; 寺前 哲也*; 落合 政昭

Proc. of Post-SMiRT14 Int. Seminar 18, p.E1.26 - E1.32, 1997/00

原研では、安全性の大幅に向上した原子炉概念を創出することを主な目的として、受動的安全炉JPSR概念の設計研究を実施している。この概念の主な特徴のひとつが受動的安全系の採用である。本報では本概念の安全性を確認するために過渡熱水力解析コードRETRAN-02とREFLA/TRACコードを用いて実施した事故解析の結果について報告する。受動的安全系は、事故をLOCAと非LOCAに分類して、それぞれに対応できるように設計されている。それぞれの代表事例として破断面積がコールドレグ流路面積の200%から5%までのLOCA事象と、完全除熱喪失事象及び主蒸気管破断事故の解析を実施した。解析の結果、受動的安全系のみで、これらの事象に対して安全性を保てることが示された。

論文

Conceptual design study of accelerator-driven systems for nuclear waste transmutation

滝塚 貴和; 西田 雄彦; 佐々 敏信

Proc. of 2nd Int. Conf. on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications, 1, p.179 - 185, 1996/06

原研では国の群分離・消滅処理技術研究開発長期計画(オメガ計画)のもとで加速器駆動消滅処理システムの概念設計研究を進めている。2つの型式のシステム概念;固体システム及び溶融塩システムについて検討した。固体システムは熱的特性が良く、乾式再処理に適合した窒化物燃料を用いる。溶融塩システムについては、ナトリウム・ベースの塩化物溶融塩と鉛ベースの塩化物溶融塩の比較、検討をする。大強度陽子加速器を用いた加速器駆動消滅処理のための工学実験及び実証試験の技術課題と研究施設構想を議論する。

論文

Transient analysis for design of primary coolant pump adopted to JAERI passive safety reactor JPSR

新谷 文将; 村尾 良夫; 岩村 公道

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(10), p.1039 - 1046, 1995/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:37.69(Nuclear Science & Technology)

受動的安全炉JPSRの設計研究の一環として、同炉に設置するキャンドポンプの慣性モーメントを決定するために、DNB発生の観点から最も厳しい冷却材流量喪失事故をRETRANコードを用いて解析した。解析の結果、DNB発生限界を密度反応度係数とポンプ慣性モーメントにより関係づけることができ、これより、現在の設計のJPSRでは、慣性モーメントを既存PWRの8%に相当する250kg・m$$^{2}$$に設定することにより原子炉スクラムなしでもDNBの発生を回避できることがわかった。また、この条件は内蔵型フライホイールにより実現可能であること、及びJPSRの特徴のひとつである炉心の固有の性質によりスクラム不作動時にはDNBを回避できることがわかった。

論文

Status of fusion power reactor design activity in JAERI

関 泰

Materials for Advanced Enaergy Systems & Fission and Fusion Engineering 94, 0, p.43 - 50, 1995/00

原研において22年間にわたってなされてきた核融合動力炉の設計活動についてレビューを行うとともに、最近の成果である定常トカマク炉SSTR等の設計概念を紹介する。

論文

Fusion reactor design and technology programe in Japan

関 泰

Fusion Engineering and Design, 25, p.49 - 66, 1994/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:28.77(Nuclear Science & Technology)

日本でなされた核融合炉の設計研究をレビューし、各炉型の長所および実現に必要なR&D課題を摘出した。1973年になされたトカマク型動力炉の設計以来多数の磁気閉じ込め及び慣性閉じ込め核融合炉の検討がなされてきた。これらの大部分がD-T燃料サイクルを用いているが、近年D-$$^{3}$$Heサイクルを用いたものが検討され始めた。核融合動力炉を実現するために必要な技術として、構造材料、超電導磁石、中性粒子入射装置、プラズマ対向機器、トリチウム増殖ブランケット、真空技術、トリチウム処理・安全取扱技術及び遠隔操作技術をレビューした。そして核融合炉に必要な技術レベルと較べて現在の達成レベルを評価した。

報告書

廃溶媒液中燃焼処理プロセスの概念設計・技術評価

内山 軍蔵; 前田 充; 藤根 幸雄; 千田 充久*; 桐島 健二*

JAERI-M 93-213, 204 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-213.pdf:6.12MB

超ウラン核種を含有する蒸留残渣等の廃溶媒の処理プロセスとして提案した液中燃焼法を中心とするプロセスについて、処理施設の概念設計及び予備コスト評価を行った。また、これらの結果に基づいて安全性等の技術の特質、TRU廃棄物の低減効果、経済性等の評価を行い、併せて実用化上の重要課題を整理した。その結果、2次プロセス廃液を全く排出しない単純な処理・固化システムを達成し得ること、TRU廃棄物の発生量を競合技術(乾留固化法)に比べ数10分の1以下に低減できること、建設費は再処理施設全コストの1%以下の小さな値に止め得ることなどを明らかにした。また、TRU核種を分離したリン酸カルシウム系低レベル廃棄物については、一時貯蔵、輸送時の安全性、遮蔽負担を考慮するとTRU核種とともに$$beta$$$$gamma$$核種の除染をより積極的に考慮する必要があることなどを確認した。

報告書

軸方向非均質炉心概念を用いた高転換BWR炉心の基本特性評価

森本 裕一*; 奥村 啓介; 石黒 幸雄

JAERI-M 92-067, 35 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-067.pdf:1.06MB

軸方向非均質炉心概念を用いた高転換BWR炉心について、基本的な炉心特性を評価するため、Halingの原理に基づき、熱水力計算と結合した三次元炉心燃焼計算を行った。1.0に近い高い転換比を達成するため、本炉心の実効的な減速材対燃料体積比を0.25程度と小さくし、また、正の冷却材ボイド反応度係数を低減させるため、炉心は軸方向ブランケット部と核分裂性燃料部の多重層として構成される。燃焼解析の結果、冷却材ボイド反応度係数は均質炉に比べて負側へ移行できることを確認した。また、取出し燃焼度を45GWd/tとした場合、提案炉心の核分裂性プルトニウム残存比は1.03となる。

論文

Entry-length effect on the thermal-hydraulic design of plasma-facing components of fusion reactors, Part I; Non-MHD flow

功刀 資彰; M.Z.Hasan*

Fusion Technology, 19, p.1024 - 1029, 1991/05

核融合炉のプラズマ対向機器としては、第1壁、リミッタ及びダイバータがある。従って、これらの機器の冷却材流路はプラズマ対向面で熱放射による加熱を受ける。冷却材流路が円形の場合、この熱流束は周方向に不均一な分布となり、境膜温度差や流体内温度分布に大きな影響を与える。本報では、不均一加熱下での熱伝達率(Nu)分布と助走区間の影響について述べる。MHD効果について検討するため、電気伝導性は有するが磁場を考慮しない液体金属流れの場合についても述べる。MHD効果については第2報で述べる。流れは完全に発達した層流を仮定した。表面での不均一加熱のため、最大加熱点での熱伝達率は40%まで減少した。また、不均一加熱により助走区間が2倍以上増加した。

論文

Entry-length effect on the thermal-hydraulic design of plasma-facing components of fusion reactors, Part II; MHD flow

M.Z.Hasan*; 功刀 資彰

Fusion Technology, 19, p.1030 - 1035, 1991/05

核融合炉のプラズマ対向機器としては、第1壁、リミタ及びダイバータがある。これらの機器はプラズマ対向面で熱放射による加熱を受ける。冷却材流路が円形の場合、この熱流束は周方向に不均一となる。また、流路に直交する磁場の存在は、電気伝導性流体を冷却材に用いた場合、流速分布を平坦化させ、これもまた、周方向への温度不均一をもたらす。これら2つの不均一性(熱流束とMHD効果)は境膜温度差及び流体温度分布に影響を与える。本報では、Nu数の変化、Ha数による助走区間の変化及び表面熱流体の変化による影響について述べる。磁場の無い場合の流体金属熱伝達については第1報に述べる。熱流束と速度分布の周方向分布は、従来の定義に基づくNu数に対して負値を与えた。また、均一熱流束時に比べて60%のNu数の減少を示した。さらに、助走区間についても均一加熱時よりも2倍以上の増加を示した。

報告書

改良舶用炉MRXの概念設計

原子力船研究開発室

JAERI-M 91-004, 532 Pages, 1991/02

JAERI-M-91-004.pdf:13.82MB

原研では1983年より継続して、将来の魅力的な舶用炉の実現を目指して改良舶用炉の設計研究を進めている。現在二つの舶用炉概念を固めたところである。一つは砕氷舶用の100MWtのMRX(Marine Reactor X)であり、もう一つは深海潜水調査船用の300kWeのDRX(Deep-sea Reactor X)である。これらの炉は、高度の受動的安全性確保と小型化を実現するために、一体型PWR、原子炉容器内装型制御棒駆動装置、原子炉容器水漬式格納容器受動的崩壊熱除去システムを採用したところに特徴がある。本報告書はMRXの設計を集大成したものである。

報告書

高転換軽水炉の炉心概念設計

奥村 啓介; 秋江 拓志; 森 貴正; 中川 正幸; 石黒 幸雄

JAERI-M 90-096, 169 Pages, 1990/06

JAERI-M-90-096.pdf:5.02MB

原研では、在来軽水炉あるいはその延長上の技術を用いて、天然ウランの節約とプルトニウムの利用効率を改善することを目的とし、1984年より高転換軽水炉の研究開発を行ってきた。本報告書は第1期計画(1985~1989年)において実施した炉心概念成立性の検討結果を主として核設計の観点からまとめたものである。核設計に関しては、これまで以下のような種々のタイプの炉心を検討してきた;1)均質稠密格子炉心、2)均質準稠密格子炉心、3)準稠密格子親物質棒スペクトルシフト炉心、4)扁平炉心、5)軸方向非均質炉心。各炉心の燃焼性能と概念成立性を検討するため、定常運転時における炉心燃焼解析と熱水力特性の解析を実施した。その解析結果に基づき、軸方向非均質炉心を原研の参考炉心として選択した。

報告書

保障措置設計のための分子法レーザー同位体分離プロセスのシミュレーション解析

岡本 毅*; 西村 秀夫

JAERI-M 89-098, 42 Pages, 1989/08

JAERI-M-89-098.pdf:1.19MB

分子法レーザー同位体分離技術を用いた濃縮プラントは、高度に先端技術を駆使したプラントとなるので、このプラントに対する保障措置システムの設計は、核不拡散上並びに商業上機微な情報を保護するとともに有効で効率的な保障措置を実現するという相矛盾する要請を共に満たす必要性から、困難な課題である。本報告では、まず、このようなプラントに対する保障措置設計のためのアプローチについて検討し、既存の理論及びデータのみに立脚したプロセスモデルの開発とこのモデルを用いた保障措置の設計を中心とするアプローチを提言した。次に、このアプローチに沿った研究の第一歩として、当該濃縮プロセスである赤外多光子解離過程の内、光選択励起反応のダイナミックスを数値モデルを用いて計算機でシミュレーションを行い、モデルプラントのプロセス設計のための基礎データを得た。

論文

Design study of swimming pool type tokamak reactor; SPTR

迫 淳; 東稔 達三; 関 泰; 飯田 浩正; 湊 章男*; 坂本 寛巳*

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(6), p.491 - 503, 1982/00

トカマク炉最大の問題点である炉体分解修理にかかわる問題を容易にする方法として、水を満たしたプール内に炉を設置する方式のトカマク炉の設計研究を行い、その実現可能性の検討と問題点の摘出を行った。この炉はブランケットの交換が容易であるために、プラズマ形式に未知の要素が多い実験炉段階には特に適合性が大きいものと考えられる。また、動力炉への適用においても多くの利点が見出される。

論文

多目的高温ガス実験炉の設計とその課題

青地 哲男; 安野 武彦; 安川 茂; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 武藤 康

日本原子力学会誌, 19(12), p.806 - 813, 1977/12

 被引用回数:0

原研においては、多目的高温ガス炉の研究開発の一環として実験炉の設計研究を進めてきた。この実験炉では、核熱利用実験、照射試験などが行われるため、設計条件にはかなり厳しいものがある。これらについては、本誌(日本原子力学会誌)Vol.13(8)(1971)に資料として、その時点の開発状況が述べられたが、本稿では、昨年の新型炉専門部会のcheck&reviewの終了した時点における実験炉の炉心設計とプラントの安全解析に重点をおいて、設計の概要とその課題を解説する。

報告書

多目的高温ガス実験炉の安全保護系機能; 第1次概念設計に基づく

江崎 正弘; 三竹 晋; 石黒 興和*; 伊藤 勝*; 小沢 保*; 高谷 純一*

JAERI-M 6893, 119 Pages, 1977/01

JAERI-M-6893.pdf:3.55MB

多目的高温ガス実験炉の安全保護系の特性を、平常運転時のプラント保護ならびに事故状態における原子炉保護の観点から、第1次概念設案に基づいて解析・評価した結果を述べたものである。本設計研究の内容は、既存の既存の基・指針に基づく安全保護計画の策定及び保護緒元の立案、原子炉特性の解析による平常運転時での運転保護方案の明確化、並びに事故状態における原子炉保護系の機能評価などを含み、それ等の結果より実験炉設計で考慮すべき事項を示している。この安全保護系の機能評価により、想定される事故事象に適した保護シーケンスが明らかとなるとともに、今後のプラントのシステム改良点、(1)補助冷却系の容量の変更、並びに(2)中間ループ(2次)系への容量10%程度のポニー・モータの設置などが判明した。

報告書

一流体溶融塩増殖炉の概念設計研究,前編; ORNL-4541翻訳

大道 敏彦; 古川 和男; 加藤 義夫; 大野 英雄; 勝田 博司

JAERI-M 5181, 130 Pages, 1973/03

JAERI-M-5181.pdf:5.31MB

Oak Ridge National Laboratory でここ数年に亘って開発研究されてきた一流体溶融塩増殖炉の概念設計研究(ORNL-4541)の翻訳である。一流体溶融塩増殖炉の設計の基本的考え方、手順が核的特性、構成機器、材料、安全性等、種々の面から議論されている。この分冊はこれらのうち、炉設計の全般的概要、原子炉一次系、現時点において残された問題点とそれらの実現可能性に関する部分を紹介する。

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