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吉田 啓之; 玉井 秀定; 大貫 晃; 高瀬 和之; 秋本 肇
Nuclear Engineering and Technology, 38(2), p.119 - 128, 2006/04
日本原子力研究開発機構において開発が進められている超高燃焼水冷却増殖炉の熱設計においては、詳細二相流解析手法により、稠密炉心の除熱性能を評価する。この一環として本研究では、改良界面追跡法を用いた詳細二相流解析コードTPFITの開発を行っている。本報では、解析コードのベクトル並列化を行い、大規模解析に対応させるとともに、解析コード検証解析や稠密炉心を模擬した体系における解析結果を示す。
堺 公明; 伊藤 啓; 山口 彰; 岩崎 隆*
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), P. 5626, 2005/07
ナトリウム加熱蒸気発生器内の熱流動評価のため、カバーガス領域を含むSG内全領域を対象とした解析手法(MSGコード)を開発した。検証のため、伝熱管形状を模擬した3次元解析を実施し、2次元のMSGコードの解析結果を比較評価した。また、「もんじゅ」にて測定したSGシュラウド温度との比較を実施し、精度よく予測することを確認した。
小竹 庄司; 阪本 善彦; 江沼 康弘; 安藤 将人; 西川 覚; 佐賀山 豊
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05), 0 Pages, 2005/05
将来の多様なニーズに対応可能な有望な高速炉サイクルシステムを提案するために、実用化戦略調査研究を進めている。様々な炉システム概念に関する設計研究を実施し、開発目標に対する適合度を評価した。また、各炉システム概念に対する重要な開発課題を抽出し、その開発計画をロードマップとしてとりまとめた。結果として、各炉の特徴や性能の違いを検討し、重要な開発課題と開発期間を明確にした。現在、さらなる検討を進めており、フェーズII末での評価結果を踏まえて、有望概念を提案する予定である。
加藤 篤志
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05), (5439), 0 Pages, 2005/05
社会の持続的発展につながる原子力利用シナリオを明確にするために、再処理とプルトニウム利用を着目して、我が国における原子力シナリオを想定し、各シナリオにおける環境適合性について考察する。
難波 隆司; 佐賀山 豊
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05), 0 Pages, 2005/05
FBRサイクル実用化戦略調査研究に係る燃料サイクルシステム関連開発の現状について、フェーズII中間評価までの成果を中心に報告する。
山路 哲史*; 岡 芳明*; 石渡 祐樹*; Liu, J.*; 越塚 誠一*; 鈴木 元衛
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 7 Pages, 2005/05
スーパー軽水炉、すなわち高温超臨界圧水炉(SCLWR-H)において燃料健全性を保証することは最も基本的な事項の一つである。SCLWR-Hのほとんどの異常過渡事象は、短時間持続するだけであり、燃料は炉心で照射された後交換される。本研究では、燃料棒の機械的損傷を被覆管の歪みによって代表させることが可能である事実に立脚し、燃料健全性に関する基準を合理的に設定した。新しく設計したステンレス被覆管の燃料棒では、被覆管の応力を緩和するため、及びペレットと被覆管のギャップ熱伝達を向上させるために加圧した。通常運転時及び異常過渡時における燃料健全性を原研のFEMAXI-6コードを用いて評価した。
久語 輝彦; 小嶋 健介; 安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 森 貴正; 竹田 敏一*; 北田 孝典*; 松岡 正悟*
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 10 Pages, 2005/05
MOX燃料稠密格子水冷却炉心用に実施したFCA臨界実験を活用して、バイアス因子法に基づき、水冷却増殖炉実機炉心性能の予測誤差の低減を予備的に評価した。k
に対する予測誤差は、FCA-XV-2(65V)炉心の結果を用いることにより、0.62%から0.39%に減少した。
U捕獲対
Pu核分裂反応率比については、実機の上部炉心及び上部ブランケットに対しては、FCA-XXII-1(95V)炉心及びFCA-XV-2(95V)炉心が適し、実機の下部炉心及び中間ブランケットに対しては、FCA-XXII-1(65V)炉心及びFCA-XV-2(65V)炉心が適していることがわかった。
森山 清史; 高木 誠司; 村松 健; 中村 秀夫; 丸山 結
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 9 Pages, 2005/05
BWR Mk-II型モデルプラントにおける炉外水蒸気爆発による格納容器破損確率を評価した。評価対象シナリオは圧力抑制プール及びペデスタルにおける水蒸気爆発である。水蒸気爆発による負荷の確率分布を評価するために、ラテン超方格サンプリング(LHS)による確率論的手法を用い、その中で水蒸気爆発解析コードJASMINEを物理モデルとして使用した。水蒸気爆発による負荷と格納容器破損確率を関連付けるフラジリティカーブは、格納容器破損に至るシナリオについて簡略な仮定をおいて評価した。得られた条件付格納容器破損確率(水蒸気爆発発生あたり)の平均値は圧力抑制プールにつき6.4
10
、ペデスタルにつき2.210
である。なお、これらは仮定した入力パラメータの範囲及び、保守的な簡略化により与えたフラジリティカーブに依存するものであることに留意する必要がある。
玉井 秀定; 大貫 晃; 呉田 昌俊*; Liu, W.; 佐藤 隆; 秋本 肇
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05
原研で開発中の水冷却増殖炉炉心を模擬した稠密37本バンドル試験体を用いて、高温・高圧条件での定常並びに過渡時の限界出力,圧力損失等の熱特性データを取得した。また、燃料棒間ギャップ幅の異なる二つの試験体(ギャップ幅:1.3mm, 1.0mm)の試験結果を比較し、ギャップ幅が限界出力特性に及ぼす影響を評価した。その結果、定常時限界出力に及ぼす各種パラメータ効果、並びに過渡時の限界出力特性は両試験体間で同様であり、ギャップ幅が1.0mmに狭くなっても高稠密格子炉心の冷却特性に問題のないこと、及び従来の評価方法により稠密炉心の圧力損失を誤差10パーセント以内で予測できることを確認した。
C operation of the HTTR坂場 成昭; 松澤 孝治*; 平山 義明*; 中川 繁昭; 西原 哲夫; 武田 哲明
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05
HTTRの中間熱交換器伝熱管に使用されているハステロイXRにおける水素同位体の透過は、HTTRの熱利用系として近い将来HTTRへの接続が計画されている水素製造装置における懸案の一つである。HTTRの初めての950C運転となった高温試験運転における実測水素濃度をもとに、中間熱交換器伝熱管における1次系から2次ヘリウム系への水素透過を評価した。保守的に高く行った評価の結果、伝熱管平均温度735Kから940Kにおける、水素透過の活性化エネルギーE
及び前指数部Fは、それぞれ、E=62kJ/mol及びF=3.610
cm
(NTP)/(cm s Pa
)であった。本評価結果と従来報告されている値とを比較した結果、活性化エネルギーはほぼ一致した。また、本評価における前指数部は従来値より低く、これは、中間熱交換器伝熱管表面に酸化被膜が形成されている可能性を意味しており、水素同位体透過の低減につながることが示唆された。
Liu, W.; 玉井 秀定; 大貫 晃; 呉田 昌俊*; 佐藤 隆; 秋本 肇
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 10 Pages, 2005/05
本研究は、7本,37本稠密バンドルを用いて、強制循環並びに自然循環で水冷却増殖炉で想定される異常な流量低下と出力上昇に対して、初期条件(初期質量速度や初期出力),流量低下速度や出力上昇速度,最低下時流量や最高出力をパラメータとして多くの過渡試験を行った。稠密二重炉心体系においても、想定された異常な過渡変化において、その限界出力は準定常で見なせることができることを実験から確かめた。また、原研が開発した最新版限界出力相関式を過渡解析コードTRAC-BF1に組み込み、過渡時の限界出力の予測性能を評価した。改良TRACが高度で過渡限界出力を評価できることを確認した。
菱田 正彦; 此村 守; 内田 昌人; 飯塚 透*; 神島 吉郎*
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), P. 5112, 2005/05
JNCは、1990年に実用化戦略調査研究(FS)を開始している。ここでは、2015年までに実用化が見込める革新的技術を採用することとして、ナトリウム冷却大型炉(JSFR)及び大型炉を基に中型モジュール炉(M-JSFR)を構築し、それぞれ開発目標(建設単価20万円/kWe)を達成できることを確認している。この開発目標達成のため、JSFRでは、12Cr鋼採用による機器・配管のコンパクト化、2ループ化、安全系局限化、再臨界回避概念を採用している。M-JSFRでは、スケールデメリットを回避するため、モジュール化、2次系1ループ化を図っている。これらの概念は、Gen-Ⅳの有望な候補である。このM-JSFRに対し、Naの弱点克服を目指し、Na漏えい対策としてNa漏えい時の影響の局限化を目的として保守・補修性の向上を図った概念を検討した。そのため、軽水炉のISI方針に立脚しつつ、M-JSFRの特徴を反映して見直しを行うことにより、軽水炉と同等レベルのISI方針案を構築し、ISI対象部位を設定した。さらに、摘出された主要な部位についてISI方法を設定し、ISI性を向上させたプラント概念を検討した。また、プラント全体の補修方針を構築し、主要な部位について補修方法を設定した。そして、保守・補修性を向上させることによるプラントへの影響を評価した。その結果、保守・補修性向上策を考慮したプラント建設費は、主に原子炉容器径の拡大により約3%増加する。
近澤 佳隆; 土山 佳彦*; 此村 守; 堀 徹*; 内田 正治*
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 0 Pages, 2005/05
高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究フェーズIIでは、電源以外の多目的利用を幅広く想定した多目的利用炉検討の一環として水素製造プラントの検討を行っている。ここでは平成15年度の検討成果をとりまとめた。ハイブリッド熱化学法を用いた水素製造プラントに関しては、他の熱化学法と比較して低温であるため、系統構成の工夫により鋼鉄系の材料で機器を設計可能であることが明らかとなった。電気分解効率として開発目標値を想定すれば所内負荷等を考慮してもHHV基準で水素製造効率42%以上が達成可能なことがわかった。今後、この目標値を実現するためのSO
電気分解器およびSO
溶液電気分解器の電気分解効率向上が重要になると考えられる。
臼井 伸一; 近澤 佳隆; 此村 守; 田中 俊彦; 堀 徹*; 大久保 俊之*
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 0 Pages, 2005/05
実用化戦略調査研究フェーズIIの小型炉設計研究では、電源以外の多目的利用を幅広く想定して、経済性、安全性などの要求条件を満たすナトリウム冷却小型炉の検討を進めており、平成15年度の成果として経済性の向上を目指した出力165MWeで,原子炉出口温度550
、燃料交換期間20年を同時に達成したナトリウム冷却小型炉プラントの概念を構築した。炉心はZr含有率3領域単一Pu富化度炉心を採用し、万一のATWS発生時にもSASS挿入に期待しないで高温整定する見通しを明らかにした。冷却系は、一体型の環状IHX及びEMPを原子炉容器内に収納した強制循環冷却式のタンク型炉で2次冷却系は1ループとし、崩壊熱除去系は自然冷却方式を採用することでシステムの簡素化を図った。経済性は、NOAKで建設単価の基準値(35万円/kWe)を満足することを確認した。
石川 浩康; 宮原 信哉; 吉澤 善男*
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), P. 5688, 2005/05
1次冷却材にナトリウム(Na)、2次冷却材に超臨界炭酸ガス(CO2)を用いたガスタービン発電高速炉を検討している。この場合、従来のNa冷却型高速炉におけるNa -水反応は排除できるものの、1次系-2次系間の熱交換器伝熱管破損時のNa-CO2反応による影響を把握する必要がある。Na-CO2反応に関しては、一般にほとんど調査されていないことから、反応挙動に関する実験研究を開始した。Na温度を主なパラメータとした実験を11回実施した。これらの実験結果からCO2と液体Naとの反応が生じることが判明した。ただし、Naの初期温度が600より低い場合には、少量の発煙が発生し、プール表面が反応するだけに止まり、Na温度の上昇は見られなかった。Naの初期温度が615より高い場合には連続的に反応が生じ、橙色火炎とエアロゾルが発生した。火炎付近の熱電対の最高温度は、約850であった。