Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
山野 秀将; 二神 敏; 佐々 京平*; 中村 博紀*; 時崎 美奈子*; 久保田 龍三朗*
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 12 Pages, 2025/09
本研究では、受動的炉停止能力に関して、第4世代国際フォーラムで開発された安全設計クライテリアとガイドラインを我が国で最近に設計されたナトリウム冷却高速炉へ適用した。
Chauvin, N.*; Martin, P.*; 尾形 孝成*; Calabrese, R.*; Janney, D.*; 廣岡 瞬; 加藤 正人; Staicu, D.*; McClellan, K.*; White, J.*; et al.
NEA/NSC/R(2024)1 (Internet), 289 Pages, 2025/07
OECD/NEAのWorking Party on Scientific Issues of Advanced Fuel Cycles(WPFD)/Expert Group on Innovative Fuel Elementsでは、各国の核燃料研究の専門家による協力のもとで、酸化物及び金属燃料を対象とした推奨燃料物性値を取りまとめ、燃料照射挙動解析コードのベンチマークに反映する活動を行ってきた。本報告は、公開文献をベースに推奨燃料物性値を取りまとめたものであり、格子定数、融点、熱膨張、熱伝導率、比熱、弾性率、酸素ポテンシャル及び相変化について、物性値、評価式及びそれらの適用範囲を示す。
山野 秀将; 二神 敏; 柴田 明裕*
Proceedings of Advanced Reactor Safety (ARS 2024), p.151 - 160, 2024/08
本研究では、動的安全保護系に関して、第4世代国際フォーラムで開発された安全設計クライテリアとガイドラインを我が国で最近に設計されたナトリウム冷却高速炉へ適用した。
山野 秀将; 二神 敏; 日暮 浩一*
Proceedings of Advanced Reactor Safety (ARS 2024), p.121 - 130, 2024/08
本論文は、信頼性を向上させた崩壊熱除去系について、第4世代炉国際フォーラムで開発された安全設計クライテリアと安全設計ガイドラインを我が国で最近設計されたナトリウム冷却高速炉へ適用したことを記述する。
上出 英樹; 川崎 信史; 早船 浩樹; 久保 重信; 近澤 佳隆; 前田 誠一郎; 佐賀山 豊; 西原 哲夫; 角田 淳弥; 柴田 大受; et al.
次世代原子炉が拓く新しい市場; NSAコメンタリーシリーズ, No.28, p.14 - 36, 2023/10
高速炉、高温ガス炉を始めとする次世代原子炉の開発が進み、日本を含む世界の電力あるいは熱利用など産業利用の市場への貢献が目前となっている。ここでは、世界の動向を含め日本の開発状況についてまとめ、特に第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)の活動ならびに日本の高速炉、高温ガス炉、世界のSMRについて開発の現状を解説した。
久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 上出 英樹
Handbook of Generation IV Nuclear Reactors, Second Edition, p.173 - 194, 2023/03
第4世代原子炉の最近の開発進捗を網羅するよう取りまとめ、2016年発行の第1版から第2版として更新したもの。著者らは、本ハンドブックの第5章ナトリウム冷却高速炉ならびに第12章日本における第4世代ナトリム冷却高速炉概念の章を担当し、それぞれナトリウム炉の特徴と安全性を含む新しい技術展開、日本におけるナトリウム炉開発の成果と革新技術、東京電力福島第一原子力発電所事故を受けての安全性強化の取組を示した。
二神 敏; 久保 重信; Sofu, T.*; Ammirabile, L.*; Gauthe, P.*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10
In the framework of the GIF, an effort to develop Safety Design Criteria (SDC) for SFR systems was initiated in 2011. For this purpose, an SDC task force (SDC-TF) was formulated in July 2011. The SDC-TF members consist of representatives of CIAE (China), CEA (France), JAEA (Japan), KAERI, KINS (Republic of Korea), IPPE (Russia), ANL, INL, ORNL (United States of America), EC and IAEA. This paper describes the outline of the SDC and SDGs contents and its development background as shown above. These SDC and SDGs refer related IAEA safety standards, such as SSR-2/1 Safety of Nuclear Power Plants: Design, SSG-52 Design of the Reactor Core for Nuclear Power Plants. This paper focuses on both technology neutral aspects, which are common parts between the SDC/SDG and IAEA standards, and SFR specific aspects.
Rodriguez, D. C.; 小泉 光生; Rossi, F.; 高橋 時音; Abbas, K.*; Nonneman, S.*; Pedersen, B.*; Oberstedt, S.*; Schillebeeckx, P.*
Proceedings of International Safeguards; Reflecting on the Past and Anticipating the Future, 7 Pages, 2022/10
Under the MEXT subsidy to develop nuclear security, the ISCN is investigating the Delayed Gamma-ray Spectroscopic analysis technique to evaluate mixed nuclear materials. Primarily we are focusing on developing the analysis for any form of mixed nuclear material, but dominantly used nuclear fuel that is challenging due to the long-lived fission products and minor actinides hiding the U and Pu signatures. We describe the analysis we are developing and the associated instrumentation to interrogate the sample. We show that this can be applied to small samples and assemblies, as well as alternative fuel cycle materials.
岡野 靖; Ammirabile, L.*; Sofu, T.*
2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.253 - 262, 2020/05
第4世代原子炉システムに関する国際フォーラムのISAM(Integrated Safety Assessment Methodology)手法は5つの評価ツール(QSR, PIRT, OPT, DPA, PSA)を総合的に用いるもので、各ツールにより安全に関する様々なレベルの問題に対応すると同時に、全体としては、評価対象や設計進展度合いに応じた柔軟な評価を原子炉システムに対し行えるものである。5つのツールは各出力が別の入力に用いられるなど、設計プロセス全体にわたり総合的に活用される。論文では、これらISAM各ツールの内容と評価の進め方、活用事例について報告を行う。
上出 英樹; 伊藤 隆哉*; 小竹 庄司*
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(9), p.562 - 566, 2018/09
ナトリウム冷却高速炉は、ウラン資源の利用率を飛躍的に向上させるとともに、プルトニウム他の長寿命TRU核種を効率的に燃焼させ、使用済み燃料の減容化・潜在的な有害度低減を可能にする優れたポテンシャルを持ち、実証段階へと進みつつある有望な高速炉概念である。ロシアのBN-800が2016年10月より商業運転を開始したことはその実用化に向けて大きな一歩であり、ロシアはこれにより商用段階に入ったとしており、次期炉であるBN-1200ではGIFの掲げる安全性, 経済性目標の達成を目指している。中国では600MWeの実証炉の建設を開始し、インドは原型炉PFBRの運開を目前に控え、これに続き実用炉6基の建設計画を有している。ここでは各国のナトリウム冷却炉の開発の進展を概観するとともに、日本における開発状況と今後の方向性をまとめた。
Vasile, A.*; Ren, L.*; Fanning, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; 山野 秀将; Kang, S.-H.*; Ashurko, I.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2017/06
安全運転(SO)に関するタスクは3つのワークパッケージに分類している。具体的には、WP-SO-1「手法、モデル及びコード」では安全評価のためのツール開発、WP-SO-2「実験計画及び運転経験」では実験施設やナトリウム冷却高速炉(例えば、もんじゅ、フェニックス、BN-600やCEFR)のメンテナンスや試験経験、WP-SO-3「革新的な設計や安全システムに関する研究」では第4世代炉の安全技術、例えば、能動的及び受動的安全系や他の特定設計設備に関連したものである。本論文は、そのSOプロジェクトの最近の活動について記述する。
中井 良大
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
第4世代原子力システム国際フォーラムの安全設計クライテリアタスクフォースは第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計要求を規定する安全設計クライテリアフェーズI報告書の完成以降、その具体的な適用を支援するための安全設計ガイドラインを整備している。安全設計ガイドライン整備の目的は安全設計クライテリアの設計への適用にあたって固有/受動的安全特性の活用およびシビアアクシデントの防止および緩和対策を含む特定の課題について安全性の向上の観点から開発者/設計者を支援することである。最初の報告書の「安全アプローチ安全設計ガイドライン」は炉心の反応度と除熱喪失に関する課題に関する安全アプローチをガイドすることを目的としている。第2の報告書の「系統別安全設計ガイドライン」は、安全上重要な構築物、系統および機器である炉心、冷却系、格納系に関する機能要求を示す。
川端 邦明
Artificial Life and Robotics, 21(4), p.500 - 509, 2016/12
本論文では、繰り返し伸長型プロセスに基づいた移動ロボットの軌道生成手法について提案を行う。実世界での移動ロボットの活用を考えれば、軌道はその都度直面する状況に応じて生成されなければならない。提案手法では、オンラインで繰り返し軌道セグメントと呼ばれる局所的な軌道の伸長を行う形式の軌道生成手法の計算手法について述べる。
堺 公明; Ren, L.*; Tsige-Tamirat, H.*; Vasile, A.*; Kang, S.-H.*; Ashurko, Y.*; Fanning, T.*
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
The Generation IV (GEN-IV) international forum is a framework for international cooperation in research and development for the next generation of nuclear energy systems. The SFR Safety and Operation (SO) project addresses the area of the safety technology and the reactor operation technology developments. The aim of the SO project includes (1) analyses and experiments that support establishing safety approaches and validating performance of specific safety features, (2) development and verification of computational tools and validation of models employed in safety assessment and facility licensing, and (3) acquisition of reactor operation technology, as determined largely from experience and testing in operating SFR plants. In this paper, recent activities in the SO project are described.
Bolind, A. M.*; 瀬谷 道夫
JAEA-Review 2015-027, 233 Pages, 2015/12
JAEA-Review-2015-027.pdf:30.21MB
米国エネルギー省/国家安全保障庁の次世代保障措置イニシアティブ(NGSI)での「使用済み燃料非破壊測定プロジェクト」で検討されている14の最新の使用済み燃料集合体非破壊測定(NDA)技術手法に関する調査研究成果を報告するとともに、このNDAの精度の観点からの議論と批評を行う。この報告書では、現在提案されているNDA方法に関する主たる問題である測定結果の大きな曖昧さ(誤差)が、第一義的には独立な測定手法で行っていないことから発生していることを示す。この報告書では筆者らは、NDA結果を改善するためには、NDAの物理量が3次元構成となっているため、少なくとも3つの独立したNDA手法が必要であることを示す。
Rouault, J.*; Abonneau, E.*; Settimo, D.*; Hamy, J.-M.*; 早船 浩樹; Gefflot, R.*; Benard, R.-P.*; Mandement, O.*; Chauveau, T.*; Lambert, G.*; et al.
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.824 - 831, 2015/05
ASTRIDプロジェクトは2012年に予備概念設計を終えた。このフェイズでは、革新的なオプションの評価を実施することであった。現在、2015年まで実施する概念設計の第2フェイズにあり、概念設計全体の取り纏めと、安全オプションレポートの作成を2015年末に実施する。2014年には、日本及びVELAN社が新たなパートナーとして参画し、設計及び研究開発に係る協力関係を樹立した。ASTRIDプロジェクトの次の主なマイルストンは、堅実で一貫性のある概念設計ファイルを2015年末にリリースすることとなる。
Rouault, J.*; Le Coz, P.*; Garnier, J.-C.*; Hamy, J.-M.*; 早船 浩樹; 飯塚 透*; 持田 晴夫*
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.832 - 837, 2015/05
仏国は、2010年から2013年にかけて各国の機関とASTRIDプロジェクト支援協力を実施してきた。2014年、ASTRID及びナトリウム冷却高速炉に係る日本との協力関係がプロジェクトに組み込まれた。本協定機関であるCEA, AREVA, 原子力機構, 三菱FBRシステムズ及び三菱重工業は、設計及び研究開発協力に加えてジョイントチームを構成し、これは日本の貢献をフォローするとともに、共通課題に対する共同評価を実施することを特徴としており、両国の関心を共有していくこととしている。
沢 和弘; 植田 祥平; 柴田 大受; 角田 淳弥; 大橋 準平; 栃尾 大輔
JAERI-Tech 2005-024, 34 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-024.pdf:2.15MB
第四世代(GEN-IV)原子炉システムの有力な候補となっている超高温ガス炉(VHTR)では、燃料は15
20%FIMA,高速中性子照射量6
10
m
(E
0.1MeV)においても健全性を保つ必要があるが、従来のSiC被覆燃料粒子では、このような厳しい条件下で健全性を保ったデータはない。原研で開発してきたZrC被覆燃料粒子は、SiC被覆燃料粒子よりも高温かつ高燃焼度下で健全性を維持できると期待されている。原研では、(1)従来よりも大型の被覆装置によるZrC蒸着技術の開発,(2)ZrC検査技術の開発,(3)ZrC被覆層の照射試験及び照射後試験を開始する。また、反応度投入試験を実施して被覆燃料粒子の破損機構を把握し、反応度事故時の燃料温度制限の緩和を目指す。VHTRでは、炉心の黒鉛構造物も高い中性子照射条件下で健全性を維持しなくてはならない。そこで、黒鉛構造物の超音波伝播特性や微小硬度計による圧子の押込み特性により、黒鉛構造物の機械的特性を非破壊的に評価できる技術を開発する。本報は、文部科学省からの受託研究として2004年11月から開始したこれらの研究開発の計画と2004年度の成果についてまとめたものである。
中川 繁昭; 坂場 成昭; 高松 邦吉; 高田 英治*; 栃尾 大輔; 大和田 博之*
JAERI-Tech 2005-015, 26 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-015.pdf:1.77MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また実用高温ガス炉及び第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が2002年より実施されている。本報は、2005年3月に計画している制御棒引抜き試験(SR-3),循環機停止試験(S1C-3/S2C-3),流量部分喪失試験(SF-2)の試験内容,試験条件,事前解析結果等について述べたものである。事前解析の結果、炉心の負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着くことが明らかとなった。
中川 繁昭; 高松 邦吉; 橘 幸男; 坂場 成昭; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.301 - 308, 2004/10
被引用回数：25 パーセンタイル：79.88(Nuclear Science & Technology)HTTRを用いた安全性実証試験が、HTGRの固有の安全性を実証するため、及びHTGR用安全解析コードの検証のための実測データを提供するために実施中である。安全性実証試験は2つのフェーズに分けられ、最初のフェーズでは異常な過渡変化やATWSを模擬した試験を実施する。次のフェーズでは事故を模擬した試験を実施する。制御棒の誤引抜きや流量低下事象を模擬した最初のフェーズについては、2002年度から開始され2005年まで実施する予定である。事故を模擬する次のフェーズの試験については、2006年度から開始する予定である。本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。
