Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

https://shop.elsevier.com/books/sodium-cooled-fast-reactors/morishita/978-0-12-824076-2

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造技術開発

相原 純; 本田 真樹*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(1), p.29 - 36, 2019/03

https://doi.org/10.3327/taesj.J17.027

原子力機構は深刻な酸化事故時の高温ガス炉の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。模擬被覆燃料粒子(アルミナ粒子)をSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が先行研究の3倍(約0.551)である耐酸化燃料要素(模擬)を試作し、母材のX線回折を行ったところSiのピークは検出されなかった。一軸圧縮破壊応力は高温工学試験研究炉(HTTR)の規格の3倍以上と評価された。20%酸素中1673Kで10h酸化試験させたところ全ての模擬被覆燃料粒子が保持されており、従来の黒鉛/炭素母材を持つ通常の燃料コンパクトよりも優れた耐酸化性が確認された。

Benchmark analysis of EBR-II shutdown heat removal test-17 using of plant dynamics analysis code and subchannel analysis code

堂田 哲広; 大平 博昭; 上出 英樹

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1618 - 1625, 2016/04

ナトリウム冷却高速炉では、冷却材の沸点と伝熱性能が高いことから原子炉出入口温度差を大きく取れる特徴を活かし、崩壊熱の最終ヒートシンクを空気とした自然循環による崩壊熱除去系の採用が指向されている。本研究では、自然循環時の炉心最高温度評価に必要な評価手法の妥当性確認の一環として、米国EBR-II炉の自然循環試験の解析を行い、実験データとの比較を行い、自然循環崩壊熱除熱時のプラント全体挙動及び燃料集合体内冷却材最高温度を十分な精度で予測できることを確認した。

Analysis of natural circulation tests in the experimental fast reactor JOYO

鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭; 岩崎 隆*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.1041 - 1049, 2015/08

安全性の観点から、ナトリウム冷却高速炉において、自然循環による崩壊熱除去は、最も重要な機能のひとつである。高速炉の炉心冷却は、循環ポンプによる強制対流ではなく、冷却材の温度差による自然循環冷却が可能なように設計される。一方で、低流量である自然循環時のプラント挙動を正確に把握するのは困難である。ここでは、高速実験炉JOYOで行われた自然循環試験のデータを用いて、プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認を行った。4つの空気冷却器を含めたほとんど全ての機器をモデル化し、かつ炉心内の全集合体をモデル化して、自然循環時のシミュレーションを行った結果、100MWからのスクラム後から自然循環状態に移行するまでのプラント挙動を適切にシミュレーションできることが明らかになった。

IAEA NAPRO Coordinated Research Project; Physical properties of sodium

Passerini, S.*; Carardi, C.*; Grandy, C.*; Azpitarte, O. E.*; Chocron, M.*; Japas, M. L.*; Bubelis, E.*; Perez-Martin, S.*; Jayaraj, S.*; Roelofs, F.*; et al.

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.780 - 790, 2015/05

The IAEA recently established a CRP on "Sodium properties and safe operation of experimental facilities in support of the development and deployment of Sodium Cooled Fast Reactors - NAPRO", to be carried out in the period 2013 - 2017. The first phase of the CRP is focused on the collection and assessment of sodium properties, and it will lead to a consistent property data set which will be published in the form of a handbook. This work is carried out by the 11 participating organizations from 10 Member States through the review and evaluation of the existing available data, the identification of the data gaps and the development of recommendations for experimental programmes to support closing these data gaps. A specific work package (WP 1.1), under the leadership of Argonne National Laboratory, is focused on the analysis of physical properties of sodium: thermodynamic properties and transport properties. The expected outcome includes the improved understanding of the availability, accuracy and range of applications of sodium properties centered on fast reactors and other technological applications. The implemented methodology for WP 1.1 is described and so the properties included in WP 1.1 and their classification. Major findings to date related to WP 1.1 are presented in this work, including detailed analysis of two selected properties.

A New IAEA coordinated research project on sodium properties and safe operation of experimental facilities in support of the development and deployment of sodium-cooled fast reactors

Monti, S.*; Latge, C.*; Long, B.*; Azpitarte, O. E.*; Chellapandi, P.*; Stieglitz, R.*; Eckert, S.*; 大平 博昭; Lee, J.*; Roelofs, F.*; et al.

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.474 - 481, 2014/04

In order to address some inconsistencies regarding sodium physical and chemical properties, and internationally agreed standard rules for designing sodium experimental facilities, good practices and safety guidelines, the IAEA recently established a CRP on "Sodium properties and safe operation of experimental facilities in support of the development and deployment of Sodium Cooled Fast Reactors - NAPRO", to be carried out in the period 2013 - 2017. The CRP will be focused on the collection and assessment of sodium properties, and it will lead to a consistent property data set which will be published in the form of a handbook. This work will be carried out by the 11 participating organizations from 10 Member States through the review and evaluation of the existing available data, the identification of the data gaps and the development of recommendations for experimental programmes to support closing these data gaps. The CRP will also focus on the definition of design rules and best practice for sodium experimental facilities and guidelines for the safe handling of sodium, which poses hazard due to its chemical reactivity with water and air. Outcomes of this part of the CRP will include shared functional requirements, good practices, codes and standards and safety criteria for the design, construction and operation of experimental Na loops in support of innovative SFR.

Plant dynamics evaluation of a MONJU ex-vessel fuel storage system during a station blackout

森 健郎; 素都 益武; 本多 慶; 鈴木 悟志*; 大平 博昭

Journal of Energy and Power Engineering, 7(9), p.1644 - 1655, 2013/09

http://www.davidpublishing.com/show.html?14170

高速増殖炉「もんじゅ」には、おもに貯蔵槽と冷却系から成る炉外燃料貯蔵設備を有している。独立した3ループであり、最終ヒートシンクは大気である。通常は、貯蔵槽は自然循環、冷却系は電磁ポンプによる2ループの強制循環で運転しており、崩壊熱が大きい場合には送風機を運転して崩壊熱を大気に放出する。全交流電源が喪失した場合は、冷却系の電磁ポンプ及び送風機が停止する。本研究では、全交流電源喪失が発生した場合の使用済燃料及び設備の健全性の評価を実施した。熱交換器及び空気冷却器の設置高さのずれとナトリウムの密度差によって、自然循環が発生することを確認した。自然循環冷却のループ数が2ループの場合であっても、貯蔵槽内のナトリウムの温度は約450Cまでの上昇に留まり、使用済燃料及び設備の健全性は維持されることを評価した。本評価により、全交流電源喪失時の崩壊熱除去に必要なループ数及びナトリウムの温度挙動を明らかにした。

Numerical simulations of upper plenum thermal-hydraulics of Monju reactor vessel using high resolution mesh models

大平 博昭; 本多 慶; 素都 益武

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 12 Pages, 2011/09

「もんじゅ」原子炉容器上部プレナムの熱流動特性を評価するため、40%定格出力条件において詳細モデルを用いてFrontFlow/Redコードによる解析を実施した。本研究では特に内筒フローホール周りのメッシュ分割を詳細化して解析を実施したところ、前回のフローホール周りの比較的粗いメッシュによる結果と比較して、フローホールを通過する流量は大きく違わなかった。これは本条件では全冷却材流量に比べてフローホール流量が小さいことによる。一方、UCS領域に設けられているハニカム構造(HS)のフローホールが存在しないと仮定した解析では、上部プレナムの熱流動特性が試験結果と大きく異なるため、HSのフローホールにおける圧損係数はプレナム熱流動に比較的影響を与えることがわかった。

Numerical simulation of MONJU plant dynamics by Super-COPD using previous startup tests data

山田 文昭; 大平 博昭

Proceedings of 3rd Joint US-European Fluids Engineering Summer Meeting and 8th International Conference on Nanochannels, Microchannels, and Minichannels (ASME 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/08

本研究は、汎用プラント動特性解析コードSuper-COPDの原子炉容器上部プレナムと中間熱交換器1次側入口プレナムについて、「もんじゅ」の起動試験条件における、新しいフローネットワークモデルを提案した。新モデルを組込むプラント全体のフローネットワークモデルについて、プラントトリップシミュレーションから、妥当性を示した。また1次主冷却系と2次主冷却系のフローネットワークモデルについては、自然循環シミュレーションから、妥当性を示した。これらのシミュレーションを通して、Super-COPDコードの「もんじゅ」フローネットワークモデルは良い精度でプラント全体の動特性をシミュレートでき、「もんじゅ」の次期起動試験のプラント動特性解析に適用できると結論付けた。

電磁乱流挙動に関する基礎研究; LESによる電磁乱流モデルの開発

棚橋 隆彦*; 三好 市朗*; 荒 邦章; 大平 博昭

JNC TY9400 2004-016, 121 Pages, 2004/08

JNC-TY9400-2004-016.pdf:18.93MB

高流量かつ高磁場環境における電磁乱流挙動を精度良く評価するために、平成15年度からラージ・エディ・シミュレーション(LES)手法を用いた電磁乱流モデルを開発する研究を開始した。平成15年度は、直流磁場環境において提案されたサブグリッドスケール(SGS)モデルをGSMAC有限要素法により再現すること等を通して、直流磁場や交流磁場環境に現れる乱流現象の非等方化について理論的に検討を行うとともに、上記の理論の裏付け及び新規SGSモデルの構築を行うために必要となる直接シミュレーション(DNS)手法の開発を行った。