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論文

10.2.2 高速炉の概要と世界の開発動向

上出 英樹

原子力のいまと明日, p.265 - 268, 2019/03

高速炉システムの概要と世界での開発動向を最も開発が進んでいるナトリウム冷却高速炉(SFR)を中心に、直近の高速炉開発関連国際会議であるFR17会議(IAEA主催、ロシア、エカテリンブルク)での論文報告をベースにロシア,フランス,中国,インド,米国,韓国について、並びに日本の開発状況を解説した。

論文

第4世代原子炉の開発動向,7; ナトリウム冷却高速炉(SFR)

上出 英樹; 伊藤 隆哉*; 小竹 庄司*

日本原子力学会誌, 60(9), p.562 - 566, 2018/09

ナトリウム冷却高速炉は、ウラン資源の利用率を飛躍的に向上させるとともに、プルトニウム他の長寿命TRU核種を効率的に燃焼させ、使用済み燃料の減容化・潜在的な有害度低減を可能にする優れたポテンシャルを持ち、実証段階へと進みつつある有望な高速炉概念である。ロシアのBN-800が2016年10月より商業運転を開始したことはその実用化に向けて大きな一歩であり、ロシアはこれにより商用段階に入ったとしており、次期炉であるBN-1200ではGIFの掲げる安全性, 経済性目標の達成を目指している。中国では600MWeの実証炉の建設を開始し、インドは原型炉PFBRの運開を目前に控え、これに続き実用炉6基の建設計画を有している。ここでは各国のナトリウム冷却炉の開発の進展を概観するとともに、日本における開発状況と今後の方向性をまとめた。

論文

Advanced sodium-cooled fast reactor development regarding GIF safety design criteria

早船 浩樹; 近澤 佳隆; 上出 英樹; 岩崎 幹典*; 庄司 崇*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06

第4世代原子炉システム国際フォーラム(GIF)の枠組みで検討されている安全設計クライテリア(SDC)を考慮した次世代ナトリウム冷却炉の設計系統についてまとめた。SDCおよび福島事故の教訓から除熱系喪失事象を回避するため除熱機能の強化を行った。耐震性の観点からは次世代ナトリウム冷却炉は既に免震システムを採用しているが、福島事故後の地震条件の変更を考慮して主要機器の耐震性の強化を行った。また、外部事象については建屋の強化等および安全系の分散配置により対策が行われた。これらの安全強化の検討はGIFで検討されている安全設計ガイドラインの策定に貢献している。

論文

Progress of design and related researches of sodium-cooled fast reactor in Japan

上出 英樹; 阪本 善彦; 久保 重信; 大木 繁夫; 大島 宏之; 神山 健司

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

東日本大震災以降、日本におけるナトリウム冷却高速炉の開発において安全性の強化、特にシビアアクシデント対策が重要な視点となっている。本論文ではこれらの点での設計ならびに研究開発の進捗を報告する。崩壊熱除去系の強化では炉心損傷事故時の対応を含む多様性、信頼性の向上、熱流動評価手法にかかる研究が行われている。炉心損傷事故時の溶融燃料の挙動について、国際協力を含む炉内試験、炉外試験、基盤的研究が行われ、シビアアクシデントの発生防止の観点での炉心設計改良が進んでいる。

論文

Current status of the next generation fast reactor core & fuel design and related R&Ds in Japan

前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。

論文

Study on reactor vessel coolability of sodium-cooled fast reactor under severe accident condition; Water experiments using a scale model

小野 綾子; 栗原 成計; 田中 正暁; 大島 宏之; 上出 英樹; 三宅 康洋*; 伊藤 真美*; 中根 茂*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

ナトリウム冷却高速炉で想定されている複数種の崩壊熱除去システムの運用時における炉容器内の熱流動挙動を再現する水流動試験装置を製作した。製作した試験装置は、相似則検討および基礎試験結果により高速炉の縮尺模擬試験に適用することが示された。さらに、ループ型炉およびプール型炉で導入が検討されている浸漬型DHX運用時の炉内流動の可視化試験結果とFLUENTにより実験を数値シミュレーションした結果を示す。

論文

Influence of inlet velocity condition on unsteady flow characteristics in piping with a short elbow under a high-Reynolds-number condition

小野 綾子; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(1), p.16-00217_1 - 16-00217_15, 2017/02

次世代型ナトリウム炉では、炉容器コンパクト化や建設コスト削減のため、主冷系が2ループになることや曲がりの強いショートエルボが配管の一部に採用される設計である。この場合、ホットレグ配管の直径は約1.27mとなり、その中を9m/sでナトリウムが流れる設計となる。このとき、レイノルズ数は4.7$$times$$10$$^{7}$$に到達する。このような状況下では、ショートエルボ部で発生する圧力変動が加振力となる流力振動の発生が考えられる。本論文では、ショートエルボ内の非定常流動挙動に配管の入口条件が与える影響について研究された。実験では、バッフル板を用いて、エルボの上流の流動条件を設定した。粒子画像計測法により取得した速度ベクトル図より、入口条件は周囲二次流れに影響を与えることや、低周波数の乱れ成分はエルボの下流まで残存することを明らかにした。

論文

Progress of thermal hydraulic evaluation methods and experimental studies on a sodium-cooled fast reactor and its safety in Japan

上出 英樹; 大島 宏之; 堺 公明; 田中 正暁

Nuclear Engineering and Design, 312, p.30 - 41, 2017/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.68(Nuclear Science & Technology)

第4世代原子炉システム国際フォーラムにおいて構築されている安全設計基準では、福島第一原子力発電所事故の教訓や革新技術と関連する研究開発成果を取り入れ、第4世代炉としてのナトリウム冷却高速炉の機器、構造、システムの安全設計にかかる基準を具体化している。この活動には多くの熱流動現象の評価が必要とされる。本論文はこの中から4つの現象として集合体熱流動、自然循環崩壊熱除去、炉心崩壊事故、高サイクル熱疲労を取り上げ、熱流動評価手法の進展を解析コードの検証、実験研究と合わせて示す。これらの手法は高速炉で生じ得る様々な熱流動現象の評価に適用できる包括的な評価手法に統合化され、人的資源の発展や熱流動知見の集約にも役立てられることが期待できる。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of advanced sodium-cooled fast reactor; Influence of flow collector of backup CR guide tube

小林 順; 江連 俊樹; 田中 正暁; 上出 英樹

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2016/11

原子力機構は先進的なナトリウム冷却大型高速炉(SFR)の設計研究を実施してきた。燃料集合体からの高温のナトリウムは、制御棒チャンネルからの低温のナトリウムとUIS下部において混合する。炉心出口における流体の混合による温度変動はUIS下部における高サイクル熱疲労の原因となる。原子力機構はSFRのUIS下部における有意な温度変動に対する対策について水流動試験を実施してきた。一方、確実な炉停止のために自己作動型炉停止機構(SASS)が後備炉停止系制御棒に設置されている。後備系制御棒案内管にはSASSの信頼性向上のためにフローコレクタと呼ばれる流れの案内構造を有している。フローコレクタはUIS下部における温度変動に影響を与える可能性がある。本研究は、後備系チャンネル周辺の温度変動にフローコクレタが与える影響について調査したものである。

論文

Development of core hot spot evaluation method of a loop type fast reactor equipped with natural circulation decay heat removal system

堂田 哲広; 大島 宏之; 上出 英樹; 渡辺 収*

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11

日本の先進高速炉の設計では自然循環による崩壊熱除去系が採用されている。燃料ピンの健全性評価のため、自然循環崩壊熱除去時における炉心最高温度評価手法を開発した。本手法では、自然循環時の特徴的な熱流動現象を考慮できるプラント動特性モデルを用いて安全解析を実施するとともに、不確かさを統計的に定量化して炉心最高温度を評価する。本評価手法とナトリウム冷却高速炉の外部電源喪失事象へ適用した結果について報告する。

論文

An Experimental study on natural circulation decay heat removal system for a loop type fast reactor

小野 綾子; 上出 英樹; 小林 順; 堂田 哲広; 渡辺 収*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1385 - 1396, 2016/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.25(Nuclear Science & Technology)

自然循環方式崩壊熱除去系は全電源喪失時の高速炉における受動的安全性として重要である。日本で設計がすすめられているループ型高速炉の崩壊熱除去系は、DRACSおよびPRACSより構成される。自然循環状態のプラント内熱流動現象を把握することは信頼性の高い完全自然循環方式崩壊熱除去系を開発するために必要である。本研究では、プラントにおける自然循環を考慮した熱流動現象を理解するためにプラント過渡応答試験施設を用いたナトリウム試験を実施した。スクラム過渡を模擬したナトリウム試験はPRACSが自然循環条件でスムーズに起動すること、スクラム後に模擬炉心が安定に冷却されることを示した。さらに、ループの圧力損失係数を変化させた実験からは外乱事象に対するPRACSのロバスト性を示した。

論文

配管入口部に発生する液中渦キャビテーションに粘性が与える影響についての研究

江連 俊樹; 伊藤 啓; 亀山 祐理*; 上出 英樹; 功刀 資彰*

日本原子力学会和文論文誌, 15(3), p.151 - 158, 2016/09

高速炉における液中渦キャビテーション評価手法構築の一環として、単一吸込み管部に発生する液中渦キャビテーションに対し流体の粘性が与える影響について調査した。可視化試験の結果から、キャビテーション発生に対する動粘性係数変化の影響は、動粘性係数が大きい条件程顕著に現れるとの結論を得た。さらに、循環と動粘性係数の比である無次元循環と液中渦キャビテーション間欠発生移行点でのキャビテーション係数により液中渦キャビテーション発生データを整理することで、異なる動粘性係数条件下における液中渦キャビテーションの間欠発生移行条件を評価できることを確認した。

論文

Study on behavior of vortex cavitation around suction pipes in sodium-cooled fast reactor geometry

江連 俊樹; 伊藤 啓; 上出 英樹; 功刀 資彰*

Thermal Science and Engineering, 24(3), p.31 - 38, 2016/07

Vortex cavitation behavior is studied using a 1/22 scaled upper plenum water model of advanced loop-type sodium-cooled fast reactor. Vortex cavitation occurrences are quantitatively grasped through visualization measurements including its transient behavior under various conditions of inlet velocity of suction pipe, water temperature and system pressure. In addition, the relation between local velocity around vortex and vortex cavitation occurrences are investigated based on results from visualization and Particle Image Velocimetry measurements. Experimental results show the difficulty of evaluation of vortex cavitation occurrences simply based on cavitation factor. And also, vortex evaluation with local circulation shows the effectiveness to organize the vortex cavitation occurrences via the evaluation of pressure decrease using vortex model.

論文

A Study on the thermal-hydraulics in the damaged subassemblies under the operation of decay heat removal system

小野 綾子; 小野島 貴光; 堂田 哲広; 三宅 康洋*; 上出 英樹

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.2183 - 2192, 2016/04

ナトリウム高速冷却炉において崩壊熱を除去するいくつかの補助冷却系が検討されている。そのうちの二つがPRACSとDRACSである。本研究では、炉心溶融を引き起こすようなシビアアクシデントを仮定した状況下においてPRACSとDRACSの適用性を確かめるために、模擬炉心やPRACS, DRACSが備え付けられているプラント過渡応答試験装置を用いてナトリウム試験を実施した。炉心溶融は集合体の入口をバルブで閉止することで模擬した。実験結果は、部分破損および全体破損をした炉心においても長期的に安定した冷却がPRACSやDRACSにより可能であることを示した。

論文

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。

論文

Progress of thermal hydraulic evaluation methods and experimental studies on a sodium-cooled fast reactor and its safety

上出 英樹; 大島 宏之; 堺 公明; 田中 正暁

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.8141 - 8155, 2015/08

高速炉の安全設計基準を支える熱流動評価手法として、燃料集合体内熱流動、自然循環崩壊熱除去、高サイクル熱疲労、炉心損傷事故を取り上げ、さらにそれら評価手法の検証の手法について、JSFRを対象とした試験研究とともにここに概説する。これらの評価手法は高速炉の熱流動現象の全体にかかる数値解析システムとして集約されるとともに人材育成と技術伝承のツールとしても有効に活用される計画である。

論文

Proposal of benchmark problem of thermal striping phenomena in planar triple parallel jets tests for fundamental code validation in sodium-cooled fast reactor development

小林 順; 田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之; 上出 英樹

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.6664 - 6677, 2015/08

数値シミュレーションは、ナトリウム冷却高速炉の物理現象分析とプラント設計研究において必須のツールと認識されている。数値シミュレーションを使用したプラント設計業務において得られる計算結果の信用性を向上させるため、検証と実証(V&V)の過程は非常に重要であると認識されている。本研究では、原子力機構にて実施された平行平板3噴流の混合現象を、SFR開発におけるサーマルストライピング研究分野のコード検証のためのベンチマーク問題として提案する。

論文

Validation of plant dynamics analysis code using shutdown heat removal test-17 performed at the EBR-II

大平 博昭; 堂田 哲広; 上出 英樹; 岩崎 隆*; 南 正樹*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.2585 - 2592, 2015/05

IAEAの主催によりEBR-IIのSHRT-17試験を用いたベンチマーク解析が2012年から行われてきた。本ベンチマーク解析の条件は米国アルゴンヌ国立研究所より提供され、参加機関で熱流動解析コードやプラント動特性解析コードのための解析モデルの開発を行った後に、スクラム後900秒までのブラインド解析を実施した。原子力機構も本ベンチマーク解析に参加しプラント動特性解析コードSuper-COPDを用いてSHRT-17試験の解析を実施した。ブラインド解析の後に試験データがアルゴンヌ国立研究所より提供されたため、Super-COPDの解析結果と比較したところ、高圧プレナム入口温度は全解析時間に渡り試験結果と比較的よく一致することがわかった。一方、Zパイプの入口温度及びIHX2次側出口温度は、主ポンプ流量の差及び提供情報不足による上部プレナム解析モデルの不適切さに起因して、最初の400秒間で試験結果と差が生じるものの、それ以降の自然循環特性が支配的となる時間帯ではよく一致することがわかった。したがって、ブラインド解析に用いたSuper-COPDの解析モデルは、自然循環挙動を比較的精度よく予測できることがわかった。

論文

JSFR design progress related to development of safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactors, 1; Overview

上出 英樹; 安藤 将人*; 伊藤 隆哉*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

原子力機構, 日本原子力発電, 三菱FBRシステムズは、将来の持続可能な基幹電源の候補として、ナトリウム冷却高速増殖炉の実用化概念であるJSFRの設計研究を実施してきている。2011年以降は、東京電力福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえたGIFにおけるナトリウム冷却高速炉の安全設計クライテリア及び安全設計ガイドライン構築の活動に貢献するために、地震・津波等の厳しい外的事象に対する安全対策を取り入れるとともに、より実現性の高いものとするため、より細部の成立性や保守補修性に配慮して、設計概念の具体化を進めた。本報では、75万kWeのJSFR実証施設を対象として、2011年以降の設計進捗を取り入れた設計概念を概括する。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of Japan Sodium-cooled Fast Reactor; Countermeasures for significant temperature fluctuation generation

小林 順; 江連 俊樹; 上出 英樹; 大山 一弘*; 渡辺 収*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

JSFRではコラム型の炉上部機構(UIS)が原子炉容器の上部プレナムに設置されている。UISの底部板(CIP)において燃料集合体からの高温ナトリウムが、制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合し、高サイクル熱疲労が発生する可能性がある。我々は、制御棒集合体周辺における熱流動現象の把握やCIPにおける有意な温度変動の対策を得るために、原子炉上部プレナムモデルを使用した水流動試験を実施している。試験装置は原子炉上部プレナムの1/3スケールで60$$^{circ}$$セクタモデルである。実験によって、燃料集合体のハンドリングヘッドとCIP間の流体温度変動の特徴が計測され、流体の混合によって発生する有意な温度変動への対策が、ハンドリングヘッド出口からCIP下部表面との距離によって受ける影響について議論される。

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