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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。
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。
杉田 裕; 蔭山 武志*; 牧野 仁史; 新保 弘*; 羽根 幸司*; 小林 優一*; 藤澤 康雄*; 蒔苗 耕司*; 矢吹 信喜*
Proceedings of 17th International Conference on Computing in Civil and Building Engineering (ICCCBE 2018) (Internet), 8 Pages, 2018/06
本論文は、原子力機構が開発を進めている、地層処分場の設計を合理的に行う設計支援システム(Integrated System for Repository Engineering: iSRE)の開発状況について国際学会において発表するものである。本システム開発の基本的な考え方として、共通のデータモデルを介してプロジェクトの3次元モデル及び関連データを共有するCIM技術を利用している。本論文では、処分事業期間における設計の繰り返しに代表される工学技術についての情報管理の特徴に適合する設計支援システムとして、"iSRE"の機能の検討・設計とプロトタイプの構築、および処分事業で実際に想定される作業を模擬した試行を通じての機能確認について示した。その結果、工学技術に関する情報管理の基礎となり得ると考え検討・設計・試作したiSREのDB機能について、期待していた機能を発揮できる見通しを得るとともに、実用化に向けた課題を抽出した。
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。
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。
橘 幸男; 澤畑 洋明; 伊与久 達夫; 中澤 利雄
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.89 - 101, 2004/10
被引用回数：10 パーセンタイル：54.05(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系から構成される。通常運転時、反応度は、16対の制御棒で構成される制御棒系により制御される。何らかの原因で制御棒を挿入できない場合は、後備停止系により、中性子吸収材である炭化ほう素ペレットを炉心内に落下し、原子炉を停止する。制御棒の構造材として、Alloy800Hが採用されているが、HTTRでは、スクラム時に制御棒温度が最高約900
Cに到達するため、新たに、設計基準及び材料強度基準を定めている。本論文は、制御棒の設計基準,材料強度基準及びこれらに基づく温度・応力解析結果並びに制御棒系と後備停止系に関する試験についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
He/ST fusion power reactor下遠野 英俊*; 西尾 敏; 近藤 駿介*
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.675 - 681, 2003/09
被引用回数：5 パーセンタイル：35.67(Nuclear Science & Technology)増殖ブランケットの不要な燃料DHeを導入したSTトカマク炉の可能性を検討し、炉としての設計解の領域を探索した。最重要機器のトロイダルコイルには高温超伝導を想定し最大磁場は18
19テスラを期待した。設計条件、HH
2, 
/
1.1、及び許容応力800MPaを満足してプラズマ電流7585MAで核融合出力2.3GW程度の炉が成立することを明らかにした。
杉江 達夫; Costley, A. E.*; Malaquias, A.*; Medvedev, A.*; Walker, C.*
Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/07
本システムは、ダイバータ部での不純物粒子の同定と、粒子流入束の二次元測定等を主な目的としており、プラズマ制御に欠かせない計測システムの一つである。200nmから1000nmの広い波長領域の光を分光計測する。このシステムは、目的の違う異なった三種類の分光器で構成される。(1)不純物の種類をモニターする分光器,(2)粒子束の空間分布を高速測定する分光器、それと(3)イオン温度及び粒子の運動エネルギーを測定する高分散分光器である。二次元測定はダイバータカセット内部にモリブデン製ミラーを設置し、互いに交差する視野と水平ポート及び上部ポートからの視野を使って実現させる。一方、計測用ミラー,観測窓等の計測機器要素が、現存の核融合実験装置に比べて2桁以上高い放射線(中性子,
線等)や高エネルギー粒子にさらされ、反射率や透過率などの性能が劣化することが懸念されている。これらの計測機器要素に対する放射線及び粒子照射効果は、ITER工学R&Dの中で精力的に研究され、多くの基礎データが得られ、耐放射線性機器も開発された。本システムの設計は、それらの結果を十分に反映させて進められている。
ROSA-Vグループ
JAERI-Tech 2003-037, 479 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-037.pdf:19.25MB
大型非定常試験装置(LSTF)は、110万kW級のPWRを同一高さ及び体積比1/48で模擬し、小破断冷却材喪失事故や過渡事象時の熱水力応答を実規模圧力で総合的に模擬する試験装置である。またAP600に代表される次世代型炉をも良く模擬することができる。ROSA-V計画では、3次燃料集合体を使用したLSTFで89回の実験を実施し、2001年6月以降、新たに設置した4次燃料集合体を使用して5回の実験を行った。ROSA-V計画は、設計基準事故を超える事故を対象としたアクシデントマネジメント策の有効性確認をはじめ、将来型原子炉の新型安全系の有効性確認の実験、また非均一で多次元の熱流動現象を予測する計算コードやモデルの検証・開発に資する個別効果実験を実施してきた。本報は、3次及び4次燃料集合体を整備したLSTFの詳細情報を示し、実験計画立案と実験結果の解析に役立てるものである。
西原 哲夫; 清水 明; 谷平 正典*; 内田 正治*
JAERI-Tech 2002-101, 46 Pages, 2003/01
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。
堤 正博; 大石 哲也; 木内 伸幸; 坂本 隆一; 吉田 真
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(9), p.957 - 963, 2002/09
被引用回数：4 パーセンタイル：28.08(Nuclear Science & Technology)低レベルのRI・研究所廃棄物からの微弱な線を計測するために、2
ジオメトリーにコンプトン抑制を配したアンチコンプトンスペクトロメーターを設計した。対象とする試料は重くて大きいために、計測システムは試料側に対して前面開放型となる。本報告では、コンプトン抑制及び自然放射性核種に起源するバックグラウンド成分の低減に関する本システムの特性や特徴について、モンテカルロシミュレーションにより評価した。その結果、アンチコンプトン手法は高エネルギー線によるバックグラウンドの抑制だけでなく、周囲のバックグラウンド自然放射線の低減に極めて有効な手段であることがわかった。
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。
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。
猪 博一*; 植田 祥平; 鈴木 紘; 飛田 勉*; 沢 和弘
JAERI-Tech 2001-083, 46 Pages, 2002/01
JAERI-Tech-2001-083.pdf:6.31MB
本報は、高温照射試料取扱設備(使用済燃料検査室(I))の設計条件及び設計結果をこれらの主要な設備ごとにまとめたものである。高温照射試料取扱設備は、同じ建家内にあるHTTRで照射を行った使用済燃料,高温照射試料を対象として検査及び照射後試験の一部を行う小型のセルである。本設備は既設の高温工学試験研究炉(HTTR)原子炉建家内の限られたスペースに追設するものであり、取合条件を考慮して限られたスペースを有効に利用できるよう設計した。本設備は3つのセルで構成され、主要な設備として使用済燃料等からの中性子線及び線を遮蔽するための遮蔽体,換気空調装置,試料の取扱に用いる内装機器等がある。今後、本設備及び大洗研究所のホットラボを利用してHTTR燃料・材料の照射後試験を実施し、高温ガス炉技術基盤を確立するとともに、長期的にはHTTRにおける照射試験・照射後試験を通じて、要素技術の開発,先端的基礎研究を行っていくこととしている。
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
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。
西原 哲夫; 武藤 康; 内田 正治*; 吉岡 直樹*
JAERI-Tech 2001-077, 44 Pages, 2001/12
JAERI-Tech-2001-077.pdf:2.16MB
本報告書は原研が文部科学省の委託を受け、平成8年度から平成12年度にかけて実施した「高温発電システムのフィージビリティスタディ」の中から、需要地近接立地を念頭においた安全目標の設定、並びに、経済性向上のための安全設備の合理化に関する検討結果を纏めたものである。高温ガス炉システムの安全目標として、許容被ばく線量は軽水炉に適用される値を用いることとしたが、設計基準事象及び設計基準外事象として考慮する事象の発生頻度を軽水炉より低く設定し、安全余裕を大きくとることとした。安全評価事象に関しては、高温ガス炉ガスタービン発電システムを対象として代表的な起因事象及び原子炉を安全に停止させるための保護動作を適切に設定してイベントシーケンスを展開し、起因事象及び保護動作に確率論的考えを導入して設計基準事象及び設計基準外事象を摘出した。そして、高温ガス炉の特徴である大きな安全余裕を考慮することにより、軽水炉で要求されているいくつかの安全設備を合理化しても、安全目標を満足できることを明らかにした。最後に、安全機能の重要度,各設備の機器種別の設定を行った。
西原 哲夫; 塩沢 周策; 小川 益郎
IAEA-TECDOC-1236, p.11 - 25, 2001/08
IAEA主催の国際共同研究として、「HTTR熱利用系の設計及び評価」が1994年から1999年の5年間にわたり実施された。その最終報告書がTECDOCとしてまとめられることとなった。原研は、第3章のHTTRの概要、及び第5章の水蒸気改質法を用いた水素製造に関する日本での設計成果について執筆を担当した。
西原 哲夫; 羽田 一彦
日本原子力学会誌, 41(5), p.571 - 578, 1999/05
被引用回数：5 パーセンタイル：39.57(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉水素製造システムでは、原子炉で発生したトリチウムの製品水素への移行を可能な限り低減する必要がある。さらに、水素製造システムでは、過剰に供給する水蒸気を再利用することによりトリチウム水が蓄積され、さらに製品水素のトリチウム量を増加させる可能性がある。そこで、製品水素を非放射性物質として位置づける観点から製品水素のトリチウム濃度の目標値を5Bq/g-H
と定めた。そして、その目標値を満足させるためには、水素を生成する反応器のみならず、原子炉1次系と水素製造システムの間に設ける中間熱交換器もトリチウム透過量を抑制する必要があり、この手段として酸化膜やコーティングが有効であること、並びに、水素製造システムでリサイクル水のトリチウムを回収する必要はないことを明らかにした。
稲垣 嘉之; 羽田 一彦; 西原 哲夫; 武田 哲明; 日野 竜太郎; 羽賀 勝洋
JAERI-Tech 97-050, 125 Pages, 1997/10
HTTRによる高温核熱利用の有効性の実証を目的として、天然ガスの水蒸気改質による水素製造システムの建設を計画している。本報告書は、炉外技術開発試験装置の運転制御系の構成と解析による試験装置の過渡特性について述べたものである。HTTR接続の水素製造システムでは、システムの起動・停止等の過渡時において、HTTRに外乱を与えない制御系及び運転シーケンスを構築することが重要であった。このことを考慮して、炉外技術開発試験装置では、運転モードを定格時運転モードと異常時運転モードに分類し、各々について運転シーケンスを設定した。定格時運転シーケンスは、HTTRと水素製造システムの起動から定格運転状態、停止に至るまでのものである。異常時運転シーケンスは、システム異常のために原料ガスの供給が停止する事故条件を模擬したもので、ヘリウムガスは蒸気発生器で受動的に冷却される場合である。この手順を動特性解析上で再現し、システムの過渡特性を調べた。その結果、設定した運転制御系は適切であることを確認した。
西原 哲夫; 羽田 一彦; 塩沢 周策
JAERI-Research 97-022, 110 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-022.pdf:4.1MB
高温ガス炉-水素製造システムの安全性に関する検討を行い、以下に示す安全設計の考え方等を提案した。原子炉建家内部の火災・爆発に対しては、その破損により可燃性物質が流入するおそれのある機器・配管を耐震レベルA
もしくはC(S)で設計し、これらの配管を引き回すトレンチ等を窒素雰囲気とすることを提案した。原子炉建家外部の火災・爆発に対しては、水素製造プラントと原子炉の安全上重要な機器との間に離隔距離を取ることを提案した。対象とすべき事故は、大規模液面火災、ファイヤーボール、容器内爆発及び蒸気雲爆発とし、特に蒸気雲爆発に対しては新しい評価方法の考え方を提案した。システム配置上近接立地が要求される場合には、可燃性物質貯蔵タンクを地下埋設式常圧貯蔵タンクとし、強制排気システムを設置することを提案した。
