「もんじゅ」の目指す研究開発

廣井 博*; 荒井 眞伸; 木曽原 直之

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 3 Pages, 2016/06

高速増殖原型炉「もんじゅ」は、平成7年に初送電を開始したが、その後、2次系ナトリウム漏えい事故の発生、平成23年3月の東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島事故と言う)とそれを受けての新規制基準の施行、平成24年に明らかとなった保守管理不備の問題などがあり、またこの間、高速増殖炉開発を取り巻く国内外の情勢も変化してきた。この様な状況を踏まえて「もんじゅ」の開発意義や実施すべき研究について改めて議論され、平成25年9月には「もんじゅ研究計画」が策定された。本研究計画では、エネルギー安全保障と廃棄物の減容・有害度低減が2本の柱として定められた。ここでは「もんじゅ」に関する内外の経緯と環境の変化及び「もんじゅ研究計画」の内容や今後の取組みについて紹介する。

Preliminary conceptual design of the secondary sodium circuit-eliminated JSFR (Japan Sodium Fast Reactor) adopting a supercritical CO turbine system, 1; Sodium/CO heat exchanger

木曽原 直之; 阪本 善彦; 小竹 庄司*

JAEA-Research 2014-015, 33 Pages, 2014/09

JAEA-Research-2014-015.pdf:27.33MB

ナトリウム冷却高速炉の安全性と経済性の更なる向上のために、超臨界炭酸ガスタービンシステムのJSFRへの適用性を検討した。本検討は、超臨界炭酸ガスタービンシステムを1次ナトリウム系に直結した2次系削除型JSFRに関するものである。ナトリウム/炭酸ガス熱交換器はこのシステムの重要機器の一つであることから、その構造や炭酸ガスリーク時の安全性に関して述べる。ナトリウム/炭酸ガス熱交換器は、PCHE方式とし、き裂進展防止と熱膨張低減のためにSiC/SiCセラミック複合材料をPCHEの材料に用いた。また、製作性や補修性の観点から多数の小型の熱交換PCHEモジュールを、その容器の中で組み合わせる構成とした。熱交換器における炭酸ガスリークも評価し、この結果、炉心や1次ナトリウムバウンダリーへの影響は無いことがわかった。

Evaluation on double-wall-tube residual stress distribution of sodium-heated steam generator by neutron diffraction and numerical analysis

木曽原 直之; 鈴木 裕士; 秋田 貢一; 笠原 直人*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.621 - 630, 2012/06

A double-wall-tube is the steam generator heat transfer tube of future sodium fast reactors in Japan. An inner tube and an outer tube are contacted to keep the heat transfer performance. The contact stress falls down due to relaxation, and this phenomenon might degrade the heat transfer performance. Although the relaxation can be predicted by numerical analysis, the analysis requires the data of the initial stress distributions. However, unclear initial stress distributions prevent precious relaxation evaluation. To resolve this issue, a neutron diffraction method was employed to reveal the initial stress distributions. The measurement results were also analyzed using a structural computer code to determine the initial stress distributions. Based on the stress distributions, the computer code has predicted the transition of the contact stress, and showed that the inner and outer tubes are contacted with sufficient stresses during the plant life time.

Steam water pressure drop under 15 MPa

Liu, W.; 玉井 秀定; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(3), p.229 - 240, 2011/04

https://doi.org/10.1299/jpes.5.229

原子力機構では、次世代FBRで採用が検討されている、直管型蒸気発生器SGの熱設計手法を構築するため、実機SGを模擬した高圧条件下で試験を実施し、沸騰二相流に対する詳細なデータを取得するとともに、取得したデータをもとにボイド率や圧力損失に関する既存相関式の妥当性の評価を行っている。本報では、15MPaの圧力条件下で試験を行い、二相流圧力損失に関する既存相関式の適用性について定量的に評価した結果について報告する。一連試験の結果、次のことが明らかになった。(1)伝熱管出入口間の圧力損失は、位置損失,摩擦損失と加速損失の和としてあらわれる。(2)位置損失や加速損失の計算に必要であるボイド率に関してはドリフトフラクスモデルの適用が可能である。(3)摩擦損失に関してはChisholm式又は均質流モデルを使って高精度に予測可能である。

Thermal-hydraulic experiments under high pressure condition

Liu, W.; 玉井 秀定; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之

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

https://doi.org/10.1115/ICONE18-30167

原子力機構では、次世代FBRで採用が検討されている、直管型蒸気発生器(SG)の熱設計手法を構築するため、実機SGを模擬した高圧条件下で試験を実施し、沸騰二相流に対する詳細なデータを取得するとともに、取得したデータをもとにボイド率や圧力損失に関する既存相関式の妥当性の評価を行っている。本報では、15MPaの圧力条件下で試験を行い、二相流圧力損失に関する既存相関式の適用性について定量的に評価した結果について報告する。一連の試験の結果、次のことが明らかになった。(1)伝熱管出入口間の圧力損失は、位置損失,摩擦損失と加速損失の和としてあらわれる。(2)位置損失や加速損失の計算に必要であるボイド率に関してはドリフトフラックスモデルの適用が可能である。(3)摩擦損失に関してはChisholm式又は均質流モデルを使って高精度に予測可能である。

Flow instability research on steam generator with straight double-walled heat transfer tube for FBR; Pressure drop under high pressure condition

Liu, W.; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之

Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2008/11

次世代FBR開発で検討されている、直管型蒸気発生器(SG)の成立性評価には、運転条件の決定に不可欠な流動不安定発生限界を高精度で予測できる熱設計手法が必要である。SG熱設計手法で用いられる、各種相関式の改良及び検証に資するため、原子力機構では、高圧条件下で試験を実施し、圧力損失を含む詳細な二相流データを取得している。本研究では、TRACコードを使って、これらの一連の試験を模擬した解析を行い、高圧条件下での圧力損失を検証した。その結果、ボイド率,単相流の摩擦損失と二相流の摩擦損失の計算に、それぞれTRACベースドリフトモデル,Pffan相関式及びMartinelli-Nelson二相増倍係数を用いることにより、圧力損失を保守的に予測することがわかった。

Studies of super-critical CO gas turbine power generation fast reactor(Contract research, Translated document)

木曽原 直之; 小竹 庄司; 阪本 善彦

JAEA-Review 2008-040, 67 Pages, 2008/08

JAEA-Review-2008-040.pdf:3.93MB

(1)超臨界炭酸ガスタービンシステムを採用した2次ナトリウム系削除型SFRプラントの設計を行った。発電効率は約42%であり、2次ナトリウム系及び蒸気システムを保有するSFRに比べ、原子炉建屋容積は約20%低減する。(2)超臨界炭酸ガスループを模擬した試験装置を製作した。臨界点近傍で圧縮機の高い効率が得られることを確認した。PCHE再生熱交換器の温度効率は98-99%であり、高い伝熱性能を示した。運転性試験では、不安定現象は発生しなかった。(3)ナトリウムと炭酸ガスの反応試験を行った。連続的な反応は、570-580C以上で発生し、反応生成物はNaCOとCOであった。反応熱は50-75kJ/Na-molであった。(4)シェルアンドチューブ型ナトリウム/炭酸ガス熱交換器における、伝熱管1本ギロチン破断時の安全解析を行った。この結果、1次ナトリウム系の圧力最大値は構造健全性に影響ないこと,炉心への気泡移行による反応度上昇も炉心安全に影響のないことがわかった。また反応生成物による炉心閉塞しない見通しである。(5)超臨界炭酸ガス環境下において材料腐食試験を行った。600C-5000hrでの12Cr鋼、及び316FRの腐食量はそれぞれ、180g/m, 5g/mであり、316FRは高い耐食性を示した。

Flow and temperature distribution evaluation on sodium heated large-sized straight double-wall-tube steam generator

木曽原 直之; 森部 剛志; 堺 公明

Proceedings of 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06) (CD-ROM), 9 Pages, 2006/06

実用化戦略調査研究において設計が進められている実用化FBRのNa加熱型蒸気発生器は、直管2重管方式であり、スケールメリットにより製作コストを低減するために大容量としている。本論文はこのSGの定常状態における温度・流量の多次元分布を取り扱ったものである。大型の熱交換器は、温度,流配分布が不均一になる傾向にあり、この現象は直管SGでは、伝熱管相互の熱膨張差によって、伝熱管の座屈や管-管板継手の破損に繋がる可能性がある。このような事態を避けるために、解析的な手法によってSG内部に設置されている整流機構を最適化させ、不規則な温度分布特性を明らかにした。SGの解析モデルは2つの部分、すなわち、Na入口整流プレナムと管束部から成り立っている。Na入口プレナム及び管束部の温度・流速分布解析は、それぞれ3次元流動評価コードFULUENT、及び2次元の熱流動解析コードMSGによって評価された。MSGコードは JAEA内で開発を行っているNa加熱型SG用コードである。これらのコードによってNaは流配機構によって十分に整流化され、温度分布は、伝熱管や管-管板継ぎ手の健全性を確保するための許容範囲内に入っていることが明らかとなった。

Feasibility study of a compact loop type fast reactor without refueling for a remote place power source

近澤 佳隆; 木曽原 直之; 臼井 伸一; 此村 守; 澤 直樹*; 佐藤 充*; 田中 俊彦

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

実用化戦略調査研究の一環として、小型炉の多様な特徴を生かした金属燃料ナトリウム冷却炉概念の検討を行った。平成16年度は小型炉の魅力を整理し高価な燃料輸送費のため発電単価が高い僻地用小型電源として電気出力5万kWe、運転サイクル30年の長寿命炉心採用型概念を検討した。原子炉型式はループ型を採用し、運転サイクル30年である特徴を利用したノズル方式の原子炉容器と冷却系1ループ化を採用することにより、大幅にNSSS物量削減が可能であり、僻地電源として魅力ある概念と成り得ることが示された。

Na冷却型FBRの大型蒸気発生器設計研究; 水リークに対する取り組み

木曽原 直之; 堀 徹; 惣万 芳人; 此村 守

JNC TN9400 2004-062, 69 Pages, 2004/10

JNC-TN9400-2004-062.pdf:4.73MB

Na冷却FBRでは蒸気発生器(以下、 SGと言う)の伝熱管破損時には、2次系のNaと水が直接接触し、発生水素や水・蒸気の圧力によって2次系ナトリウムの圧力が上昇する。この様な伝熱管破損時にはNa/水反応影響緩和・収束システムによって、中間熱交換器の健全性は確保され炉心やプラントの安全性に影響を及ぼすことなく、水リーク事象を収束できる。 しかし、実用炉ではプラントの安全性だけでなく、経済性や社会的受容性の高いプラントを検討しておく必要がある。すなわち経済性の観点では水リーク時おけるSGの財産保護や稼働率低下への影響を小さくする必要がある。さらに原子力プラント内でNa/水反応のような化学反応の可能性できるだけ排除することによって、一般公衆の安心感を向上させることも重要であると考えられる。 ここでは、Na・水反応の影響をできるだけ小さくすること及び技術的成立性を考慮して、(1) Na/水反応を排除できる可能性のある直管2重管型SG(2次系設置型)と、(2)国内で開発実績があり単管ながら高い信頼性のあるヘリカルコイル型SGの2つを候補として選定した。そしてこれら両SGについて、伝熱管貫通破損の防止や水リーク時の影響緩和の方策及びそのシステム構成について検討を行った。 2重管SGについては定検時の伝熱管のISI実施等によって内外管同時破損を防止する方策を検討した。この結果2重管のISI基礎試験や2重管破損解析によれば、内外管が同時貫通破損する前に欠陥を検知できる見通しが得られた。ただし、ISIによるき裂形状欠陥の検出性能やDNBき裂進展速度の詳細については要素試験や詳細解析が不可欠で、これらの結果を踏まえて2重管SGの信頼性向上方策の妥当性について評価しなければならない。 一方、単管ヘリカルコイル型SGについては、検出計、水ブロー系などの水リーク対策設備を高度化することによって、水リーク時の破損伝播領域を極小化できることがわかった。なお、このためには伝熱管の厚肉化も行う必要もあり、これによってSGは更に大型化し、製作や輸送上の課題が生じる可能性がある。今後は検出計の開発状況や製作性も考慮した上で、SGのサイズを最適化するなどの検討も実施しておく必要があると考えられる。