H30年度 原子力システム工学   Nuclear Energy Systems

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開講元
原子核工学コース
担当教員名
木倉 宏成  加藤 之貴  澤田 哲生  近藤 正聡  内堀 昭寛 
授業形態
講義
曜日・時限(講義室)
月1-2(原講571, North No.2, 5F-571)  木1-2(原講571, North No.2, 5F-571)  
クラス
-
科目コード
NCL.N409
単位数
2
開講年度
H30年度
開講クォーター
3Q
シラバス更新日
H30年5月8日
講義資料更新日
-
使用言語
英語
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講義の概要とねらい

核分裂原子力システムの基本構成および軽水炉、高速炉、高温ガス炉等の原子炉の全体システムと主要機器の設計について、原子炉理論、熱工学、材料工学等の観点に基づき講述する。特に、商業炉、次世代炉、革新的原子炉、核変換炉について、特徴と利点、欠点を相互に比較しながら解説する。受講生に種々の核分裂原子力システムの特徴を理解させることをねらいとしている。

到達目標

原子力システムの以下の項目について理解し、今後開発研究すべき原子力システムについて科学技術的に議論できる能力を身につける。
(1)核分裂原子炉の全体構成、(2)原子力システムとその設計 (i) 過去の商業炉(第1世代原子炉)、(ii) 現在の商業炉(第2世代原子炉)と新型炉(第3世代原子炉)、(iii) 次世代炉(第4世代原子炉)、(iV) 革新炉、(3)相互の比較(特徴、利点・欠点)

キーワード

原子炉、黒鉛減速炉、重水炉、軽水炉、沸騰水型炉、加圧水型炉、高速炉、ガス冷却炉、超臨界圧水冷却炉、核変換炉、革新炉

学生が身につける力

国際的教養力 コミュニケーション力 専門力 課題設定力 実践力または解決力
- - - -

授業の進め方

講義と、各回の小テストによる理解度の確認によって進める。

授業計画・課題

  授業計画 課題
第1回 概要: 核分裂炉の構成、種類 核分裂炉の構成の特徴の説明
第2回 軽水炉: (1)沸騰水型炉 (BWR, ABWR, SBWR) 沸騰水型炉の特徴の説明
第3回 軽水炉: (2)福島第一原子力発電所 福島第一原子力発電所の特徴の説明
第4回 軽水炉: (3)加圧水型炉 (PWR, APWR) 加圧水型炉 の特徴の説明
第5回 軽水炉: (4)超臨界圧水冷却炉 (SCWR) 超臨界圧水冷却炉の特徴の説明
第6回 高速炉: (1)基礎 高速炉の基礎の説明
第7回 高速炉: (2)ナトリウム冷却炉 (SFR) (もんじゅ) ナトリウム冷却炉もんじゅの特徴の説明
第8回 高速炉: (3)ナトリウム冷却炉 (SFR) (実証炉) ナトリウム冷却実証炉の特徴の説明
第9回 高速炉: (4)鉛冷却炉 (LFR) 鉛冷却炉の特徴の説明
第10回 核変換炉: 加速器駆動核変換炉 (ADS) 加速器駆動核変換炉 (ADS)の特徴の説明
第11回 ガス冷却炉: ガス冷却高速炉 (GFR)、高温ガス炉 (HTGR) ガス冷却炉の特徴の説明
第12回 黒鉛減速炉: 炭酸ガス冷却炉 (GCR), 沸騰水型炉 (RBMK) 黒鉛減速炉の特徴の説明
第13回 革新炉: (1)超臨界CO2冷却炉 超臨界CO2冷却炉の特徴の説明
第14回 革新炉: (2)トリウムサイクルと溶融塩冷却炉 トリウムサイクルと溶融塩冷却炉の特徴の説明
第15回 革新炉: (3)小型炉、長寿命炉心, CANDLE炉心 小型炉、長寿命炉心, CANDLE炉心の特徴の説明

教科書

テキストはWebサイトからダウンロードする.

参考書、講義資料等

[1] 原子力ハンドブック,オーム社
[2] 神田ほか,原子力プラント工学,オーム社
[3] Y. Oka, "Nuclear Reactor Design," Springer
[4] "Thermal Design of Nuclear Reactors," Pergamon International Library
[5] A. E Walter & A. B. Reynolds, "Fast Breeder Reactors," Pergamon Press
[6] J. G. Yevick, "Fast Reactor Technology: plant Design," The M.I.T. Press
[7] H. Nifenecker, et al. "Accelerator Driven Subcritical Reactors," Institute of Physics Publishing

成績評価の基準及び方法

レポートまたは期末試験

関連する科目

  • NCL.N406 : 原子炉理論
  • NCL.N403 : 原子力材料と構造工学
  • NCL.N405 : 原子力熱流体工学
  • NCL.N407 : 原子力安全工学
  • NCL.C401 : 核燃料サイクル工学

履修の条件(知識・技能・履修済科目等)

原子炉理論、原子力材料と構造工学、原子力熱流体工学を履修していることが望ましい。

連絡先(メール、電話番号)    ※”[at]”を”@”(半角)に変換してください。

加藤之貴 教授, yukitaka[at]lane.iir.titech.ac.jp, 03-5734-2967
木倉宏成 准教授, kikura[at]lane.iir.titech.ac.jp, 03-5734-3058

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