1990年度新原子動力研究発表会OHPシート集

OHP Sheets in the FY 1990 internal meeting on advanced nuclear-energy system research

大坪 章; 野村 紀男; 清野 裕 ; 引地 拓夫*

not registered; Nomura, Norio; Seino, Hiroshi; not registered

本資料は、1991年1月大洗で開催された社内報告会「新原子動力研究発表会」で用いられたOHPシートに、発表原稿を添えて編集したものである。報告の範囲は1.高温高速炉(深海調査用動力源、水素製造炉)、2.地上可搬型炉、3.月面炉であり、1990年の主要な成果について概説した。以下にその要点を示す。深海調査用動力源 深海での広範囲・長時間の調査や継続的な計測には独立した長寿命の動力源を持つ必要があり、それには小型原子炉が有力な候補である。この場合、原子炉の排熱方法が問題になる。そこで、約700の炉容器出口温度を有する高温高速炉と2次系にガス系の閉ループブレイトンサイクルを用いることで、耐圧殻を介した熱輸送により海水中へ放熱が可能となるかを検討した。解析では、耐圧殻は内径3m、内面間高さ6mの円筒形とした。冷却器が設けられる部分の耐圧殻は表面積は63.6M2、耐圧殻は厚さ7.64CMで、材質は高張力鋼またはチタン合金とする。冷却器のガス流路幅は8CMで、流力等価直径は約16MMである。発電効率は17%、炉容器出口ナトリウム温度は720、冷却器中のガス平均温度は約180である。冷却器中に設けたフィンによる熱伝達率の向上率は40%とした。海水温度を10とし伝熱計算を行った結果、ガスと海水の温度差が必要な170以下になる電気出力はチタン合金殻で約190kW、高張力鋼では300kW以上となり、この動力源は成立性があることが分かった。 水素製造炉 熱科学を利用した水素製造法UT-3プロセスは、約600と700に吸熱反応があり、熱化学法では比較的低温で水素製造が可能な方法である。そこで炉容器入口、出口温度を、それぞれ約640、約770とすれば核熱が無駄なく水素製造に用いられるため、高速炉とUT-3プロセスを組み合わせたシステムについて研究を行っている。このプロセスは熱効率は約40%であるので、水素製造量は40,000Nm3/hとなる。 地上可搬型炉 自然循環小型炉について、炉心部の平坦な温度分布を得る炉内構造を求める解析を実施した。自然循環冷却炉は、炉心で発生する熱エネルギーを液体金属の自然循環だけで輸送することで、ポンプ等の可動機器を可能な限り排除して系統をより簡略化し、システムの信頼性を飛躍的に向上させることを狙ったものである。2次熱輸送系にはヒートパイプを

This paper complies OHP sheets used in the FY 1990 internal meeting on advanced nuclear-energy system research at O-arai Engineering Center, PNC on January 17, 1991. The frontier research which seeks innovative fast reactor and its new field of application includes [1]research submersible reactor, [2]hydrogen production reactor, [3]transportable reactor, and [4]lunar base reactor. Followings are the main topics presented in the meeting. ([1]Research submersible reactor) This type of a reactor might be used for deep sea development. The reactor will be built on the deep sea floor or will be set as a power source in a research submersible. A reactor vessel and a heat exchanger are set at the bottom region in a pressure hull. A radiation shield and a secondary system containing coolant gas are arranged above them. A closed Brayton cycle is used for electric power generation. For a nuclear reactor used for the submersible, one of the key issues is how to exhaust heat unused for clectric power generation. Here, it is proposed to exhaust the heat by using a cooling system set inside the pressure hull. Heat is transferred from the outer surface of the hull to sea water by thermal convection. The sea water is moved by a fan under the hull and flows upward over the surface of the hull. A preliminary heat transfer calculation has been performed assuming that the shape of the hull is a pipe of 3 m in inner diameter and 6 m in height. The cooling system is set inside its inner surface area of 63.6 m. The thickness of the hull wall is 7.6410 m for the 6,500 m research submersible. The material of the hull is high tension steel, or titanium alloy. Width of a coolant gas passage is 810 m in the cooling system. The electric power of the reactor is 100 to 300 kWe. The power conversion efficiency of the reactor and the closed Brayton cycle is 17%. A heat transfer coefficient is assumed to be increased about 40 % by setting fins over ...