Development of safety design technologies for sodium-cooled fast reactor coupled to thermal energy storage system with sodium-molten salt heat exchanger

山野 秀将; 栗坂 健一; 高野 和也; 菊地 晋; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 白倉 翔太*; 林 正明*

Proceedings of 8th International Conference on New Energy and Future Energy Systems (NEFES 2023) (Internet), p.27 - 34, 2023/00

https://doi.org/10.3233/ATDE231072

溶融塩蓄熱式高速炉の安全設計方針及びリスク評価技術、ナトリウム-溶融塩の熱交換性能評価技術と伝熱向上方策、及びナトリウム-溶融塩の化学反応特性評価と安全性向上方策を開発する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要について報告する。

異なる陸域解析モデルによる福島第一原子力発電所事故に起因するCs流出率の比較

北村 哲浩; 今泉 圭隆*; 山口 正秋; 油井 三和; 鈴木 規之*; 林 誠二*

環境放射能除染学会誌, 2(3), p.185 - 192, 2014/09

福島第一原子力発電所の事故に起因して福島の地表に降下した放射性セシウムについて、日本原子力研究開発機構と国立環境研究所で独立に開発した陸域解析モデルSACTおよびG-CIEMSを用いて、河川を通じて河口域に到達する年間流出率を解析した結果を比較検討した。対象河川は規模および流域の放射性セシウム沈着量を考慮し、阿武隈川、請戸川、新田川の3水系とした。その結果、モデルの構成内容や用いた仮定に異なる点があるものの、地表からの年間流出率は1%に満たないことが両モデルで試算された。

Elaboration of the system based code concept; Activities in JSME and ASME, 2; Development of evaluation tools based on LRFD

町田 秀夫*; 浅山 泰; 渡辺 大剛*; 北条 公伸*; 林 正明*

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07

https://doi.org/10.1115/ICONE22-30525

本論文は、原子力プラントの構造規格基準への適用を目指して開発が進められているシステム化規格概念に関する日本機械学会(JSME)および米国機械学会(ASME)における活動について述べた4件のシリーズ発表の第2報である。本報では、高速炉の静的機器に対する構造信頼性評価法を、土木・建築分野では実用化例のある荷重・耐力係数設計法(LRFD)に基づいて開発した結果について述べる。

軸力と曲げを受けるステンレス配管の塑性崩壊強度に関する研究

松原 雅昭*; 林 達也*; 鈴木 将人*; 白石 太祐*; 坂本 賢治*; 若井 隆純

日本機械学会M&M2011材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2011/07

本研究では、原子力設備の安全性向上に寄与するため、複数欠陥がステンレス鋼管の塑性崩壊強度に及ぼす影響について調べた。複数欠陥を有する配管の塑性崩壊荷重を知ることは重要である。そこで、簡単のために、複数欠陥を単一欠陥でモデル化することを目的として、単一及び複数の欠陥を有する管に対して、引張及び曲げ荷重が重畳する実験を行った。その結果、(1)複数欠陥を単一欠陥にモデル化することにより保守的に評価可能であることがわかった、(2)いずれの荷重条件においても、並列欠陥は単一欠陥に置き換えて考えることが可能であることがわかった。

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.066

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

配管合流部の混合現象に関する研究; 感温液晶シートによる配管内表面温度測定試験

田中 正暁; 川島 滋代*; 五十嵐 実; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹

JNC TN9400 2003-117, 65 Pages, 2004/03

JNC-TN9400-2003-117.pdf:3.49MB

温度の異なる流体が混合することにより生じる温度変動が構造材に伝わると、構造材に高サイクル熱疲労(サーマルストライピング現象)が発生する場合がある。冷却材に液体金属ナトリウムを使用する高速炉では、水に比べてナトリウムの熱伝導率が高いことから液体の温度変動が構造に伝わり易く、本現象の評価は重要な課題である。核燃料サイクル開発機構では、T字管体系の配管合流部におけるサーマルストライピング現象に着目し、T字管における混合現象及び実機プラントで観測されている長周期温度変動の原因を解明するために、長周期温度変動水流動試験を実施している。可視化試験の結果から、流入条件の違いにより噴流形態を(A)衝突噴流(B)偏向噴流(C)再付着噴流(D)壁面噴流に分類でき、各噴流形態は主/枝配管流体の運動量比により整理できることを明らかにした。 本研究では、主配管に枝配管が接続する合流部下流の主配管内表面に感温液晶シート貼り付け、配管表面温度の測定を試みた。配管表面温度は、感温液晶シートによる可視化画像から温度データに変換して定量的に取得する。画像解析による輝度値データから温度データヘの変換にかかる不確かさについて検討し、感温液晶シートによる温度測定誤差は10の感温範囲に対して平均土約2度Cであることが分かった。感温液晶試験の結果から、(A)衝突噴流条件及び(D)壁面噴流条件のケースでは枝配管下流の主配管内面に、枝配管からの低温流体によるコールド・スポツトが形成され、このコールド・スポツトは時間的に変動し、コールド・スポツトの周辺では温度変動強度が高い値を示すことがわかった。これにより、(A)衝突噴流条件及び(D)壁面噴流条件が配管への熱疲労の観点から厳しい流動条件であることが分かった。壁面に設置した熱電対データとの比較から、感温液晶シートを用いた本手法による温度分布測定結果は熱電対による粗な空間分布を補間するものとして有用であることを確認した。

配管合流部の混合現象に関する研究; 流体混合現象と構造材への温度変動伝達挙動の解明

五十嵐 実; 田中 正暁; 木村 暢之; 中根 茂*; 川島 滋代*; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹

JNC TN9400 2003-092, 100 Pages, 2003/11

JNC-TN9400-2003-092.pdf:5.1MB

高サイクル熱疲労の研究は、高速炉における構造健全性の観点で重要である。サイクル機構では高速炉における熱疲労評価手法を確立するために種々の実験及び解析コードの整備を実施している。本報は、T字管水試験による温度・速度場計測を実施した。温度測定の結果から、主/枝配管の運動量比が等しければ、温度変動の周波数特性は無次元化したパワースペクトル密度が一致することがわかった。流速測定の結果から、運動量比が等しければ合流部のフローパターンは一致することがわかった。また伝達関数による熱伝達率の推定から、時間的に一定な熱伝達率により温度変動の流体から構造への伝達は表現できることがわかった。

Present status of JT-60SU design

栗田 源一; 牛草 健吉; 菊池 満; 永島 圭介; 閨谷 譲; 宮 直之; 豊島 昇; 高橋 良和; 林 巧; 栗山 正明; et al.

Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.233 - 236, 1998/00

SSTRのような定常トカマク炉を実現するためにはアルファ粒子の加熱に加えて、高q(5~6)と高(2~2.5)において、良好な粒子制御体での高いエネルギー閉込め(Hファクター2)、安定な高規格化(~3.5)、高いブートストラップ電流の割合と高効率電流駆動、ダイバータによる熱負荷の軽減とヘリウム排気等を同時に達成する必要がある。定常炉心試験装置は、ITERの先進的シナリオに貢献すると同時に、このような炉に適した運転モードを重水素を用いて確立するために、研究されている。18個のTFコイルは、R=4.8mにおいて6.25Tのトロイダル磁場を発生し、10組のPFコイルは、楕円度2まで、三角形度は、ダブルヌルで0.8までとれる設計となっている。電流駆動系は、広い範囲の電流分布制御ができるように、合計60MWの負イオンNBIとECHの組合せとなっている。

高速炉の冷却系に関する総合試験計画; 炉容器および1次冷却系モデルの検討

上出 英樹; 林 謙二; 軍司 稔; 林田 均; 西村 元彦; 飯塚 透; 木村 暢之; 田中 正暁; 仲井 悟; 望月 弘保; et al.

PNC TN9410 96-279, 51 Pages, 1996/08

PNC-TN9410-96-279.pdf:2.92MB

動力炉・核燃料開発事業団では「原子炉冷却系総合試験」として,高速炉の実用化を目指し,実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし,原子炉容器から蒸気発生器までの1次,2次冷却系,水蒸気系,崩壊熱除去系を総合的に模擬した大型ナトリウム試験を計画している。実証炉の特徴であるトップエントリー配管システム,炉内冷却器を用い自然循環を積極的に活用した崩壊熱除去系,低温流体循環方式の炉容器壁保護系,一体貫流型蒸気発生器,再循環系を用いた崩壊熱除去運転などを含め配管短縮化,機器のコンパクト化,高信頼性崩壊熱除去システムなどについて熱流動上の課題,構造上の課題を設定し,それらを解決できる試験装置として特に原子炉容器ならびに1次冷却系の試験モデルの検討を行った。特に(1)実証炉の熱流動と構造上の課題に対する解決方策としての充足,(2)熱流動上の課題と構造上の課題のバランス,(3)総合試験として系統全体での複合現象,構成機器間の熱流動的および構造的相互作用の模擬を重視して,試験モデル候補概念の創出,予測解析を含む定量的な比較評価,モデルの選定を行った。さらに,選定モデル候補概念を元に,「原子炉冷却系総合試験」全体の試験装置概念を構築した。