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論文

Study on Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Design study of fuel and reactor core

後藤 実; 相原 純; 稲葉 良知; 植田 祥平; 深谷 裕司; 岡本 孝司*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

日本原子力研究開発機構はプルトニウム燃焼高温ガス炉の設計研究を行っている。プルトニウム燃焼高温ガス炉は核分裂によりプルトニウムを削減するため、効率的な削減には高燃焼度が必要とされる。燃料設計においては、高燃焼度での被覆燃料粒子の破損を防ぐために、酸素ゲッターとして機能し内圧を抑制する薄いZrC層を燃料核に被覆することとした。被覆燃料粒子の圧力容器としての機能を持つSiC層の応力解析をZrC層による内圧抑制効果を考慮して行い、500GWd/tの高燃焼度における被覆燃料粒子の破損割合は目標値を満たした。炉心設計においては、高燃焼度を達成するために軸方向燃料シャッフリングを採用することとした。全炉心燃焼計算及び燃料温度計算を行い、炉停止余裕及び反応度温度係数といった核特性値、及び燃料温度は目標値を満たした。

報告書

Excellent feature of Japanese HTGR technologies

西原 哲夫; Yan, X.; 橘 幸男; 柴田 大受; 大橋 弘史; 久保 真治; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 後藤 実; 植田 祥平; et al.

JAEA-Technology 2018-004, 182 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-004.pdf:18.14MB

日本における高温ガス炉の研究開発は1960年代後半に開始した。原子力機構は国内メーカーと協力して、システム設計, 燃料, 黒鉛, 金属材料, 原子炉技術, 高温機器, 燃料・黒鉛の照射試験、高温熱利用技術等の研究開発を実施してきた。1990年に日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉HTTRの建設を開始し、1998年に初臨界に達し、その後、様々な試験運転を行い、日本の高温ガス炉技術を確立するとともに、高温ガス炉が有する固有の安全性を実証してきた。本報告書では、高温ガス炉システムの設計例、日本が有する世界最高の高温ガス炉技術及びHTTRの建設、運転保守を通じて得られた知見、熱利用技術について紹介する。

論文

Conceptual design of the iodine-sulfur process flowsheet with more than 50% thermal efficiency for hydrogen production

笠原 清司; 今井 良行; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 329, p.213 - 222, 2018/04

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力機構が開発を行っている商用高温ガス炉GTHTR300C(Gas Turbine High Temperature Reactor Cogeneration)を熱源とした、熱化学水素製造IS(iodine-sulfur)プロセスのフロー計算による概念設計を行った。水素製造効率を向上させる以下の革新的技術を提案し、プロセスに組み込んだ:ブンゼン反応排熱の硫酸フラッシュ濃縮への回収、硫酸濃縮塔頂からの硫酸溶液投入による硫酸留出の抑制、ヨウ化水素蒸留塔内でのヨウ素凝縮熱回収。熱物質収支計算により、GTHTR300Cからの170MWの熱によって約31,900Nm$$^{3}$$/hの水素製造が見積もられた。革新的技術と、将来の研究開発により期待される高性能HI濃縮、分解器、熱交換器の採用によって、50.2%の水素製造効率の達成が見込まれた。

論文

Current status of the next generation fast reactor core & fuel design and related R&Ds in Japan

前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹

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

安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。

論文

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

論文

Tradeoff analysis of metal-fueled fast reactor design concepts

Stauff, N. E.*; 大釜 和也; Aliberti, G.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Within the framework of the U.S.-Japan bilateral, the Civil Nuclear Energy R&D Working Group (CNWG), a core design study was conducted by ANL and JAEA. Its objective was to compare the core performance characteristics of metal-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) developed with different design preferences: JAEA preferred a loop-type primary system with high coolant temperature, while ANL targeted a pool-type primary system with a conventional coolant temperature. The comparative core design study was conducted based on the 3530 MWth Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) metallic-fuel core concept. This study confirms that both metal fueled SFR core concepts developed by ANL and JAEA based on different design preferences and approaches are viable options.

論文

Design study of a 750 MWe Japan sodium-cooled fast reactor with metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*

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

Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.

論文

Analysis of fuel subassembly innerduct configurational effects on the core characteristics and power distribution of a sodium-cooled fast breeder reactor

大釜 和也; 中野 佳洋; 大木 繁夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1155 - 1163, 2016/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.52(Nuclear Science & Technology)

JSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)では、炉心崩壊事故(CDA)対策として、内部ダクト付燃料集合体を採用している。炉心核計算において、この内部ダクト構造を直接取扱い、全内部ダクトが炉心中心に対して外側を向くように集合体を配列した場合(外向)、全内部ダクトが内側を向くように集合体を配列した場合(内向)に比較して、炉心中心付近の出力分布が高くなることが報告されている。この要因を分析するため、本研究では、モンテカルロ法に基づく輸送計算および燃焼計算コードを使用し、種々の内部ダクト配列において炉心の出力分布および炉心特性を評価した。この結果、外向および内向配置における炉心中心の出力分布の違いの主要因は、内部ダクト配列の違いに起因する核物質の空間分布の違いであることがわかった。同じメカニズムで、炉心中心以外においても内部ダクト配置の違いにより出力分布に影響が生じることがわかった。また、内部ダクト配置の違いによる制御棒価値への影響を確認した。

論文

JSFR design progress related to development of safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactors, 4; Balance of plant

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 鍋島 邦彦; 大高 雅彦; 鵜澤 将行*; 猪狩 理紗子*; 岩崎 幹典*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

JSFR実証施設のBOP設備として燃料取扱設備、電源設備、空調・補機冷却系、建屋配置等を対象として、SDCを満足するため設計方針と評価についてまとめた。燃料貯蔵設備については原子炉冷却系と同様の考え方による除熱系の多重・多様化の強化、電源設備については従来の非常用電源の強化に加え代替非常用電源の追加、空調・補機冷却系:安全系機器の依存関係の明確化、多様化の観点から崩壊熱除去を海水冷却で行った場合の影響評価、建屋配置については外部事象評価の概要(地震,津波,風,雪)、分散配置方針、漏えい対策等を中心に安全設計クライテリア及びそのガイドラインの設定の背景となった評価結果を報告する。

論文

Improvement of transient analysis method of a sodium-cooled fast reactor with FAIDUS fuel sub-assemblies

大釜 和也; 川島 克之*; 大木 繁夫

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

内部ダクト付燃料集合体を採用したJSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の過渡挙動を精緻に評価するため、プラント動特性解析コードHIPRAC用の新たなモデルを開発した。このモデルでは、内側および外側炉心燃料チャンネルを、バンドル内、周辺部および内部ダクト隣接部にわけて、それぞれのチャンネルにおける冷却材再分布および温度を評価できる。バンドル内および周辺部のチャンネルの冷却材温度分布については、過去に実施した$$alpha$$-FLOWによる解析結果との比較により検証した。内部ダクト内の冷却材温度分布は、汎用熱流動解析コードSTAR-CD ver. 3.26により解析した。この結果に基づき、内部ダクト内での水平方向に均一な温度分布を仮定した伝熱モデルをHIPRAC用のモデルとして適用した。750MWe JSFRの低除染TRU含有燃料炉心における反応度係数を評価し、これを用いて、HIPRACコードにより冷却材喪失型事象における過渡挙動を評価した。新旧モデルの解析結果の比較から、詳細な冷却材温度評価により、内部ダクトやラッパ管ギャップなどを含む燃料集合体周辺部の冷却材温度および冷却材フィードバック反応度の過大評価が改善されることが示された。

論文

Large-scale direct simulation of two-phase flow structure around a spacer in a tight-lattice nuclear fuel bundle

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Computational Fluid Dynamics 2004, p.649 - 654, 2006/00

日本原子力研究開発機構が研究を進めている革新的水冷却炉は減速材の割合を減らして中性子の減速を抑制することで高い転換比が期待できる原子炉であり、炉心には直径13mm程の燃料棒が1mm程度の燃料棒間ギャップ幅で三角ピッチ状に稠密に配置される。このような狭隘流路内の二相流挙動を高温高圧の原子炉条件下で詳細に計測することは困難であることから、著者らは実験データを必要としないシミュレーションだけによる評価法の開発を行っている。本論文では、革新的水冷却炉の炉心燃料集合体1カラム内二相流を対象にして、超高性能計算機による大規模シミュレーションの結果を示す。本研究によって、燃料集合体内の狭隘流路に設置されるスペーサまわりの気相と液相の挙動や燃料棒外表面を薄膜状に流れる液膜挙動などが定量的に明らかになるとともに、シミュレーションを主体とした炉心熱設計手法の実現に対して高い見通しが得られた。

報告書

革新的水冷却炉研究会(第8回)に関する研究会報告書; 2005年2月10日,航空会館,東京都港区

小林 登; 大久保 努; 内川 貞夫

JAERI-Review 2005-029, 119 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-029.pdf:11.01MB

「革新的水冷却炉研究会」は、軽水炉によるプルトニウムリサイクルを目指して日本原子力研究所(原研)が研究開発を進めている革新的水冷却炉(FLWR)に関して、大学,電力会社,原子力メーカー及び研究機関等の研究者と情報交換を行って今後の研究の進展に資することを目的に実施しているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第8回となる今回は、平成17年2月10日に航空会館で行われ、日本原子力学会北関東支部並びに関東・甲越支部の共催を得て、電力会社,大学,研究機関,メーカー等から75名の参加があった。まず、原研における革新的水冷却炉の全体構想と研究開発状況とともに、軽水炉プルトニウム利用の高度化にかかわる燃料サイクル長期シナリオに関する発表が行われ、要素技術開発の現状として稠密炉心の熱流動特性試験及び大阪大学から稠密炉心の核特性予測精度評価技術の開発に関して報告された。続いて次世代軽水炉を巡る動向として「高経済性低減速スペクトルBWRに関する技術開発」,「スーパー軽水炉(超臨界圧軽水炉)の設計と解析」と題して、それぞれ東芝と東京大学からの発表があった。本報告書では、各発表内容の要旨及び当日に使用したOHP資料,講演に対する質疑応答を掲載した。

報告書

研究炉使用済燃料輸送容器の改造必要性について; JRC-80Y-20T落下衝撃解析結果の検討

研究炉使用済燃料輸送容器構造検討グループ

JAERI-Review 2005-023, 133 Pages, 2005/07

JAERI-Review-2005-023.pdf:18.88MB

原研では、2基のステンレス製研究炉使用済燃料輸送容器JRC-80Y-20Tを作製し、1981年から使用してきた。シリサイド燃料を輸送するために設計変更を米国原子力規制委員会(NRC)に申請したが、落下衝撃解析に用いたDavisの評価式がその適用範囲外であることを指摘され、2004年4月以降の容器使用が認められなかった。衝撃応答解析コードLS-DYNAを用いた計算結果を追加でNRCに提出したが、蓋のシール領域に塑性変形を示しており、依然として容器承認が取得できなかった。このような輸送容器の設計承認問題に対応するため、検討グループを6月末に設置した。同グループでは、まず既に実施した落下解析結果の妥当性検討として、入力データの妥当性検討及び感度解析を実施した。検討した範囲において落下解析がおおむね妥当であり、解析結果の見直しだけで容器承認をNRCから得ることはできないと結論付けた。

論文

Numerical analysis of three-dimensional two-phase flow behavior in a fuel assembly

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

WIT Transactions on Engineering Sciences, Vol.50, p.183 - 192, 2005/00

原子炉熱設計に必要である炉心内水-蒸気系二相流構造の詳細を大規模シミュレーションによって明らかにする研究を行っている。従来の熱設計手法ではサブチャンネル解析コードに代表されるように実験データに基づく構成式や経験式を必要とするが、新型炉に関しては熱流動に関する実験データが十分ではないため、従来手法による熱設計では高精度の予測は困難である。そこで、著者らは、シミュレーションを主体とした先進的な熱設計手法を開発し、これに従来手法を組合せることによって効率的な新型炉開発の実現を目指している。本論文では、次世代型水冷却炉を対象にして気泡流や液膜流に関する大規模な気液二相流シミュレーションを行い、燃料棒が3角ピッチ状に稠密に配置され、流れ方向にスペ-サを有する燃料集合体内における複雑な水と蒸気の3次元分布を定量的に明らかにした結果を示す。

論文

近代ノード法と不連続因子の基礎

奥村 啓介

日本原子力学会第36回炉物理夏期セミナーテキスト, p.81 - 102, 2004/08

不連続因子を使用する近代ノード法は、近年の商業用軽水炉の炉心特性解析において、広く利用されるようになってきた。これらの基礎理論,数値計算手法,計算結果の例について、初心者向けに解説する。

報告書

加速器駆動未臨界炉に関する実験的基礎研究,原子力基礎研究Hl2-031(委託研究)

代谷 誠治*; 三澤 毅*; 宇根崎 博信*; 市原 千尋*; 小林 圭二*; 中村 博*; 秦 和夫*; 今西 信嗣*; 金澤 哲*; 森 貴正

JAERI-Tech 2004-025, 93 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-025.pdf:6.69MB

本研究では、京都大学原子炉実験所の将来計画に関連して、(1)高エネルギー中性子の物質透過実験,(2)京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)における加速器駆動未臨界炉(ADSR)模擬実験,(3)MCNP-Xコードによる京都大学原子炉(KUR)型ADSRの概念的核設計を行い、ADSR型の研究用中性子源の実現に資するとともに、ADSR一般の開発に向けた炉物理的課題を抽出することを目的とした。本研究を通じて、ADSRの基本的特性の概略を理論的,実験的に把握することができ、今後の研究を推進するうえで必要な基礎的知見が得られた。その知見をあえて一言で表現すれば、予想に違わず、ADSRの基本特性は未臨界炉の基本特性に大きく左右されるということである。今後、ADSRの実現に向けて、より詳細な研究を着実に積み上げることが必要と考えられるが、そのためには、(1)核データのより一層の精度向上,(2)未臨界度測定や高エネルギーから低エネルギー領域に及ぶ中性子束の絶対値測定などのADSRを対象とした炉物理実験手法の確立,(3)核破砕中性子発生挙動から遅発中性子挙動の取り扱いを含むADSR関連の解析ツールの整備が必要不可欠である。

報告書

第6回低減速軽水炉に関する研究会報告書; 2003年3月6日,東海研究所,東海村

鍋島 邦彦; 中塚 亨; 石川 信行; 内川 貞夫

JAERI-Conf 2003-020, 240 Pages, 2003/11

JAERI-Conf-2003-020.pdf:27.66MB

「低減速軽水炉研究会」は、日本原子力研究所(原研)が革新的水冷却炉として研究を進めている低減速軽水炉について、研究の効率的推進に資することを目的として、所内関連部門の研究者と大学,国公立試験研究機関,電力会社,原子力メーカー等の所外研究者とが情報交換を行っているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第6回となる今回は、平成15年3月6日に東海研で行われ、昨年同様、日本原子力学会北関東支部の共催を得て、所内関連研究者,大学,研究機関,メーカー等から100名の参加があった。第1部では、原研における低減速軽水炉の研究開発の現状とともに、小型低減速炉の設計研究,低減速炉心の臨界実験,高性能被覆管の開発,限界熱流束実験に関する最新の研究成果(5件)が報告された。また、第2部では、革新的原子炉研究開発を巡る動向として、「実用化戦略調査研究」及び「超臨界圧水冷却炉の研究」について、それぞれサイクル機構と東芝からの発表があった。

報告書

HTTRの出力上昇試験結果に基づく中間熱交換器の構造強度評価

竹田 武司; 橘 幸男; 中川 繁昭

JAERI-Tech 2002-091, 45 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-091.pdf:1.77MB

HTTR(高温工学試験研究炉)の中間熱交換器(IHX)は、ヘリウム/ヘリウムの熱交換器であり、高温ガス炉の核熱利用を将来実証するうえで重要な機器である。IHXの熱容量は10MWであり、ヘリカルコイル状の伝熱管を96本有している。IHXの構造設計では、内部構造物のうち、ハステロイXR材である伝熱管,内筒等に対して弾クリープ解析を実施している。HTTRの出力上昇試験の中で、原子炉スクラム時におけるIHX内の冷却材温度変化は設計時の想定より早いことがわかった。そこで、出力上昇試験で得られた冷却材温度データに基づき、想定した高温試験運転で全出力(30MW)からの原子炉スクラム時の冷却材温度変化が、IHXの伝熱管,内筒下部レジューサの構造強度に及ぼす影響について調べた。その結果、寿命期間中(10$$^{5}$$h)の累積クリープ主ひずみ,累積クリープ疲れ損傷係数は、「高温ガス炉第1種機器の高温構造設計指針」に定められた制限値を満足していることを確認した。

論文

Development of Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) for sustainable energy supply

岩村 公道; 大久保 努; 呉田 昌俊; 中塚 亨; 竹田 練三*; 山本 一彦*

Proceedings of 13th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2002) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/10

我が国における持続可能なエネルギー供給を確保するため、原研は原電及び日立と共同で低減速スペクトル炉(RMWR)の研究開発を実施した。RMWRは、燃料の有効利用,プルトニウム多重リサイクル,高燃焼度・長期サイクル運転が可能な軽水炉であり、中性子の減速を抑えて転換比を向上させるため、稠密格子MOX燃料集合体を使用している。またボイド反応度係数を負にするため扁平炉心を採用した。1,356MWの大型炉と330MWの小型炉の設計を行った。大型炉心では転換比1.05,燃焼度60GWd/t,運転サイクル24ヶ月の性能が達成できた。7本ロッドの限界熱流束実験を実施し、熱流動的成立性を確認した。

報告書

加速器駆動炉の炉物理ワーキングパーティー活動報告書; 平成11年7月~平成13年3月

炉物理研究委員会

JAERI-Review 2001-047, 180 Pages, 2002/02

JAERI-Review-2001-047.pdf:10.03MB

炉物理研究委員会の下に、加速器駆動型未臨界炉システム(ADS)の現状と課題を炉物理的な観点から検討することを目的として、平成11年7月に「加速器駆動炉の炉物理ワーキングパーティー(略称ADS-WP)」が設立された。本ワーキングパーティーでは、第1回ADS-WP会合において、2年間の活動指針を討議し、(1)「高エネルギー領域の中性子輸送計算の問題」,(2)「未臨界炉に特徴的な静特性と動特性(安全性)の問題」,(3)「概念設計、要素技術開発を含むシステム設計の問題」の3課題を重点的に取り上げていくことを決定した。ADS-WPの活動期間は平成11年7月より平成13年3月であり、この間に合計4回の会合を開催し、これらの課題について討議した。また、原研と高エネルギー加速器研究機構との共同による「大強度陽子加速器計画」における原研「核変換物理実験施設」計画への意見・要望の調査・取りまとめを行った。本資料は、上記活動期間中におけるADS-WPの活動成果を取りまとめたものである。本資料がADS-WPの成果を概観し、さらには今後の新たな研究活動の指針選定に役立つことを期待する。

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