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論文

A Conceptual design study of pool-type sodium-cooled fast reactor with enhanced anti-seismic capability

久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。

論文

Status of the JENDL project

岩本 修; 柴田 恵一; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 市原 晃; 中山 梓介

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02005_1 - 02005_6, 2017/09

 パーセンタイル:100

The latest version of the general purpose file JENDL-4.0 was released in 2010 with enhancing data of fission products and minor actinides. After that, the neutron energy range of JENDL-4.0 were extended up to 200 MeV adding proton induced reaction data. They were compiled as JENDL-4.0/HE and released in 2015. An activation cross section library for decommission of nuclear reactor, JENDL/AD-2016, is under development and will be released by 2017. It will contain neutron reaction data for approximately 300 nuclides in energy range of $$10^{-5}$$ eV to 20 MeV including isomer production cross sections. Evaluation of nuclear data for the next version of the general purpose file is also in progress. It is planned to be released by 2022. Several new evaluations mainly for fission products that had not been updated in JENDL-4.0 were already done. Data for light nuclei and structure material will be updated. Minor actinides data are still important to develop transmutation system of nuclear waste. They will be updated using new measurements especially done in J-PARC. Status of the JENDL project in developing the general and special purpose files will be presented.

論文

Activation cross-section file for decommissioning of LWRs

柴田 恵一; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 岩本 修

JAEA-Conf 2016-004, p.47 - 52, 2016/09

軽水炉施設の廃止措置を進めるためには、放射性廃棄物の量を正確に予測することが必要である。そのための基盤データベースの一つとして中性子誘起による放射化断面積ファイルを整備した。対象となる放射性生成物は線量告示にある半減期30日以上の227核種と超長半減期12核種の計239核種である。この生成物に至る可能な核反応パスから、標的となる原子核を選定した。この標的核に対する放射化断面積データはJENDL-4.0, JENDL/A-96及びJENDL-4.0以降に新たに行われた評価から採用し、302核種から構成される放射化断面積ファイルを作成した。既存の評価値と比較すると残留核が準安定状態に至る捕獲反応で大きな差があることが分かった。今後、更なるデータ改良を行って2016年度中に断面積ファイルを公開する予定である。

論文

Development of multi-group neutron activation cross-section library for decommissioning of nuclear facilities

奥村 啓介; 小嶋 健介; 田中 健一*

JAEA-Conf 2015-003, p.43 - 47, 2016/03

原子力施設の廃止措置において発生する放射性廃棄物の安全性評価においては、構造物の放射化により発生する放射性核種インベントリの評価が必要である。その評価においては、場所や物質に依存する多様な中性子スペクトルで照射される多くの構造材中不純物核種の放射化に特に留意する必要がある。それゆえ、多くの核種と反応に対して正確な放射化断面積データが必要となる。そこで、近年公開された評価済核データライブラリJENDL-4.0及びJEFF-3.0/Aに基づき、原子力施設の廃止措置に適用するための新しい多群放射化断面積ライブラリ(MAXS)を開発した。同ライブラリは、VITAMIN-B6の199エネルギー群構造を有し、779核種に対する(n,$$gamma$$), (n,f), (n,2n), (n,3n), (n,p), (n,$$alpha$$), (n,d), (n,t), (n,n$$alpha$$), (n,np)反応等の断面積と核異性体比のデータを収納する。

論文

Radioactivity evaluation of the secondary sodium in DRACS of the Japan Sodium-cooled Fast Reactor

佐々木 研治*; 内藤 克昭*; 大木 繁夫; 大久保 努; 小竹 庄司*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.94 - 98, 2014/04

実用高速炉の直接炉心冷却系(DRACS)は異常・事故時に炉心を冷却するために設けられた安全上重要なシステムである。DRACSの2次系配管は非管理区域に引回す計画であるため、DRACSの炉内熱交換器(DHX)内の2次系ナトリウムの放射化量を制限する必要がある。本研究ではモンテカルロ計算コードMCNPと核データ・ファイルJENDL-3.3を用いて、炉心から漏えいする中性子によるDHX内の2次系Na-24生成量、DRACSのNa-24放射能濃度、2次系配管周りの線量率を評価し、非管理区域に引回しても、遮へい設計の観点からは問題ないことを確認した。

報告書

炉内構造物の放射化核種の主要な生成経路(共同研究)

山本 健土; 奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力

JAEA-Research 2013-038, 88 Pages, 2014/02

JAEA-Research-2013-038.pdf:3.15MB

放射化生成物の生成量の予測精度を向上させるためには、その生成起源となる初期組成元素及び生成経路上の核反応を正確に把握しておくことが重要である。本検討では、ORIGEN2コード及びJENDL-4.0に基づく断面積ライブラリセットORLIBJ40を使用し、炉内構造物の材料であるジルカロイ, SUS304, インコネル718を対象として、初期組成元素の感度解析及び断面積の感度解析を行うことにより、放射化生成物の生成量に影響を与える初期組成元素及び核反応を定量的に明らかにした。感度解析の結果を用いて、炉内構造物の放射化評価において重要な核種について、主要な生成経路をまとめた。

論文

Design study on safety protection system of JSFR

石川 信行; 近澤 佳隆; 藤田 薫; 山田 由美*; 岡崎 仁*; 鈴木 慎一*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.483 - 489, 2012/06

JSFRの安全保護系の検討として、ロジック回路構成、安全保護系で用いる信号、設定値等の検討を進めてきた。加えて検討においては、想定される多様なパラメータを考慮した包括的な解析評価を行い、安全保護系への要求要件を満足するかの評価が必要となる。そのため、本報告では、TOP(Transient over power)型、LOF(Loss of flow)型、LOHS(Loss of heat sink)型の代表事象について安全評価を行い、炉心燃料の健全性に関する安全判断基準に照らして安全保護系の充足性を評価した結果を中心に、JSFRの安全保護系の検討状況について報告する。

論文

Current status of SFR development in Japan

家田 芳明; 近澤 佳隆; 小竹 庄司*

ATW; International Journal for Nuclear Power, 57(3), p.163 - 168, 2012/03

日本における高速炉開発の経験と現状が要約されている。実施中のFaCTプロジェクトは高速炉サイクルを2050年頃に実用化する計画であり、文部科学省, 経済産業省, 電力, メーカーと原子力機構の共同で推進されている。FaCTフェーズ1の成果として、JSFRのキー技術の成立性が確認されたが、東北沖で発生した大地震の影響で、フェーズ2の開始を待つ状態にある。日本の原子力研究開発政策は、東北沖地震と津波の影響を受けるかもしれないが、原子力エネルギーの重要性は変わりない。ここでは、東電福島第一原子力発電所事故から学んだ教訓、もんじゅの安全性向上への反映、次世代高速炉システムの安全設計基準への反映に焦点を当てて述べる。

論文

Safety design requirements for safety systems and components of JSFR

久保 重信*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 小竹 庄司

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00

安全設計を具体化するため、上位レベルの安全原則から、各安全系のシステム,構造,機器(SSC)に対して設計要求を展開した。本報では、JSFRの安全系のSSCに対する設計要求を示す。

論文

Development of transfer pot for JSFR ex-vessel fuel handling

平田 慎吾; 近澤 佳隆; 加藤 篤志; 宇都 成昭; 小幡 宏幸*; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)では、システム簡素化のための燃料取扱系の開発を進めている。炉外燃料取扱については、燃料交換時間を短縮し稼働率を向上するために、コンパクト化原子炉容器に適合した燃料集合体を2体同時に移送できる2集合体移送ポットを開発している。燃料集合体2体同時移送において、移送系の故障等に対しても収納した燃料を制限温度内に抑え除熱成立性を確認するための試験及び解析研究について示す。

論文

In-service inspection and repair program for commercialized sodium-cooled fast reactor

西山 昇; 小竹 庄司*; 鵜澤 将行*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 9 Pages, 2012/00

商用段階のナトリウム炉であるJSFRは経済性を指向してコンパクトな設計としている。商用炉は建設費を抑えて経済性を確保するとともに、運転・保守性に優れたプラントでなければならない。このためあらかじめJSFRに要求される保守・補修内容を想定し、これらの保守・補修が実施できるよう設備設計に反映するとともに、必要な検査装置を開発している。このような取り組みにより概念設計段階から、JSFRの保守・補修性の向上を目指している。

論文

JSFR design study and R&D progress in the FaCT project

青砥 紀身; 宇都 成昭; 阪本 善彦; 伊藤 隆哉*; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00

JSFRの設計研究及び研究開発の進捗を報告する。2050年頃の導入を目指す実用炉は1,500MWeを対象とし、2025年頃の運開を計画している実証炉は500から750MWeを想定して設計研究を進めており、経済性,信頼性及び安全性向上のための革新技術についても研究開発を行っている。厳しい地震条件にも耐え得る原子炉容器のコンパクト化を追求するとともに、高クロム鋼製配管を用いた冷却系2ループ化を実現するため、配管エルボ内の流力特性や配管製作性についても検討している。Na-水反応への対策強化のため直管二重伝熱管SGを開発しており、熱流力設計や機器の試作を行っている。受動的炉停止機構SASSの成立性を実証するため、JSFRへの適用性を評価するための安全解析と「常陽」を用いた実証試験を行っている。また、経済性向上を目指した先進的燃料取扱いシステムの開発も進めている。革新技術のJSFRへの採否について議論しており、2010年度中に採否判断を終了する予定である。

論文

Conceptual design study of JSFR, 2; Reactor system

衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 岡村 茂樹*; 渡辺 収*; 大山 一弘*; 根岸 和生; 小竹 庄司*; 阪本 善彦; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

JSFRの設計においては、建設費の低減を目指して、原子炉容器径を小さく、炉内構造物を簡素にしている。原子炉容器径の低減は、先進的な燃料交換システムと運転中高温になる原子炉容器の概念を採用することで達成している。しかし、原子炉容器径の低減により、上部プレナム内の流速が増加し、流動場が厳しくなる。このため、カバーガスの巻き込みとホットレグ吸込口における液中渦によるキャビテーションの発生を抑制するため、上部プレナム流動場の最適化を実施した。加えて、設計地震荷重が増大し、かつ原子炉容器壁が上部プレナムの熱過渡に直接曝されることから、地震荷重と熱荷重に対する構造健全性を評価した。本論文は、これら原子炉構造の設計研究の特徴と結果について記載するものである。

論文

Seismic isolation design for JSFR

岡村 茂樹*; 衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 根岸 和生; 阪本 善彦; 北村 誠司; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

本論文は、地震条件,免震システム及び主要機器の耐震性評価を含む、JSFRの免震設計について記載したものである。JSFRでは地震力を緩和するために免震システムを採用しているが、設計地震荷重は、2007年の新潟県中越沖地震以降、より厳しくなっており、既往の免震システムより主要機器に負荷される地震荷重を緩和する必要がある。このため、主要機器の固有振動数を考慮しつつ、既往の免震システムの性能を最適化することによって、より優れた免震性能を持つ免震システムを検討した。このナトリウム冷却炉向けに性能を最適化した新型免震システムには、既往のものより厚肉の積層ゴムとオイルダンパを採用した。また、この新型免震システムを適用した条件で原子炉構造の耐震性評価を行い、新型免震システムの性能を確認した。

論文

Conceptual design for a large-scale Japan sodium-cooled fast reactor, 2; Safety design and evaluation in JSFR

山野 秀将; 久保 重信*; 島川 佳郎*; 藤田 薫; 鈴木 徹; 栗坂 健一

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.728 - 740, 2011/05

This paper describes safety requirements for Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR). Its specific design features are passive reactor shutdown system and re-criticality free concept against anticipated transient without scram (ATWS) accidents in design extension conditions (DECs). A fully passive decay heat removal system with natural circulation is also introduced for design-basis events (DBEs) and DECs. In this paper, the safety design accommodation in JSFR was validated by safety analyses for representative DBEs: primary pump seizure and long-term loss-of-offsite power accidents. The safety analysis also showed the effectiveness of the passive shutdown system against a typical ATWS accident. Severe accident analysis codes, validated by safety experiments, and phenomenological consideration led to the in-vessel retention without energetic recriticality. Moreover, a probabilistic safety assessment indicated to satisfy the risk target.

論文

Conceptual design for a large-scale Japan sodium-cooled fast reactor, 3; Core design in JSFR

大久保 努; 大木 繁夫; 小倉 理志*; 大久保 良幸*; 小竹 庄司*

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.479 - 486, 2011/05

大型の日本型Na冷却高速商用炉を対象とした概念設計検討と関連する技術開発が、高速炉サイクル実用化研究開発(FaCT)プロジェクトの一環として実施されている。JSFRでは、次世代のプラント概念として、経済性確保や信頼性と安全性の向上のため、多くの革新技術を採用している。本論文では、JSFR炉心の概念設計検討の最新の結果について述べる。炉心設計における最も重要な点は、150GWd/tの高燃焼度の達成であり、このための被覆管としてODS鋼を想定している。増殖比に関しては柔軟性を有する設計としており、1.0から1.2程度の範囲に関して互換性を有する燃料集合体設計とすることを基本思想としている。また、軽水炉から高速炉への移行期において予想される幅広い燃料組成を想定している。これまでの設計研究から、直径10mm程度の太径の燃料棒を使用する高内部転換型炉心概念に基づいたJSFR炉心概念によって、上述の特性を含む設計目標や要求を満足できることが明らかになった。

論文

Design study and R&D progress on Japan sodium-cooled fast reactor

青砥 紀身; 宇都 成昭; 阪本 善彦; 伊藤 隆哉*; 戸田 幹雄*; 小竹 庄司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.463 - 471, 2011/04

JSFRの設計研究及び研究開発の進捗を報告する。2050年頃の導入を目指す実用炉は1,500MWeを対象とし、2025年頃の運開を計画している実証炉は500から750MWeを想定して設計研究を進めており、経済性,信頼性及び安全性向上のための革新技術についても研究開発を行っている。厳しい地震条件にも耐え得る原子炉容器のコンパクト化を追求するとともに、高クロム鋼製配管を用いた冷却系2ループ化を実現するため、配管エルボ内の流力特性や配管製作性についても検討している。Na-水反応への対策強化のため直管二重伝熱管SGを開発しており、熱流力設計や機器の試作を行っている。受動的炉停止機構SASSの成立性を実証するため、JSFRへの適用性を評価するための安全解析と「常陽」を用いた実証試験を行っている。また、経済性向上を目指した先進的燃料取扱いシステムの開発も進めている。革新技術のJSFRへの採否について議論しており、2010年度中に採否判断を終了する予定である。

論文

Development of advanced fuel handling machine for JSFR

加藤 篤志; 近澤 佳隆; 小幡 宏幸*; 小竹 庄司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(7), p.642 - 651, 2010/07

ループ型ナトリウム冷却大型炉の炉容器のコンパクト化を実現するために、狭隘な炉上部機構のスリット内を移動して燃料交換をする燃料交換機の実規模試験装置を製作し、要求される位置精度などが得られることを確認した。また、実機設計に資するためのモデルの改良を実施し、位置精度及び挙動解析が可能である見込みを得た。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan; Progress of design study based on preliminary assessment results

阪本 善彦; 小竹 庄司; 青砥 紀身; 戸田 幹雄*

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05

原子力機構では現在、FaCTプロジェクトを実施しており、その最初のマイルストーンが2010年に設定されている。本マイルストーンでは、JSFRへの革新技術の採否を決定することとしており、その判断に向けた予備評価が進められている。本論文では、予備評価の中で議論された主な設計の進展について記載するものである。原子炉構造設計については、原子炉容器の耐震性と耐熱性が検討され、原子炉容器の仕様を示した。また、耐震裕度の向上を可能とする設計オプションを検討することが提言された。熱流動課題については、ガス巻き込みと液中渦を抑制する設計対応が図られ、また、設計合理化,抑制効果の向上に向けたさらなる検討が進められている。1次系配管設計については、Type-IV損傷によるクリープ強度の低下を考慮した設計を実施した。

論文

The Progress of R&Ds for JSFR innovative technologies

菊池 裕彦*; 持田 晴夫*; 井手 章博*; 飯塚 透*; 早船 浩樹

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/05

This paper shows R&Ds programs for innovative technology about main components of JSFR. JSFR is an advanced loop type Sodium-cooled Fast Reactor. Innovative technologies will be adopted in the JSFR for economic competitiveness, enhancing reliability, and safety. The concept of JSFR is to aim at reducing an amount of commodity, by reduction in the number of cooling loops, an adoption of high-chromium steel with low thermal expansion coefficient and high-temperature strength, and shortening a piping length by connection of outlet/inlet piping to an upper part of the reactor vessel, as well as the integration of a pump into IHX. Further, at secondary cooling system, higher reliable Steam Generator with double-walled straight tube using high chromium steel is adopted. In the FaCT project, a design for JSFR has been executed along design categories such as core design, reactor system, heat transport system, safety design, etc., with corresponding R&Ds.

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