Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
近澤 佳隆; 岡野 靖; 此村 守; 佐藤 浩司; 安藤 将人*; 中西 繁之*; 澤 直樹*; 島川 佳郎*
Proceedings of 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/06
小型炉は小型特有の合理化対策,設計規格化,習熟効果により投資及びR&Dリスクを削減しつつ大型炉に匹敵する経済性を達成する可能性がある。ここでは多数基設置時において大型炉と同等の経済性を達成する可能性のある300MWeナトリウム冷却小型炉の概念設計を実施した。燃料型式はPu-U-Zr
元合金の金属燃料,炉心型式は金属燃料において炉心出口温度550
Cを達成可能なZr密度含有率2領域単一Pu富化度炉心を採用した。冷却系は電磁ポンプを直列2基設置することにより、1ループ化し、1次系電磁ポンプは中間熱交換器内部に組み込む方式とした。燃料貯蔵設備は原子炉建屋容積低減を考慮して原子炉容器内貯蔵(IVS)として、使用済燃料の4年間貯蔵を想定した貯蔵容量を確保した。NSSS物量は1186ton,建屋容積は65100m
と評価され同等の出力である原型炉の207000mより大幅に小さくなった。高速増殖炉サイクル実証については、本概念と3.3tHM/y再処理・燃料製造設備を想定し、比較的少ない投資により高速炉サイクル商用化を実証できる可能性のあることを示した。
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。
坂場 成昭; 笠原 清司; 大橋 弘史; 寺田 敦彦; 久保 真治; 小貫 薫; 國富 一彦
Proceedings of 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06) (CD-ROM), p.2238 - 2245, 2006/06
日本原子力研究開発機構では、日本初の高温ガス炉HTTRの核熱を利用する水素製造システムの概念検討を2005年度に開始した。水を熱化学的に分解するISプロセスが水素製造システムの候補である。本報では、HTTRにISプロセスを接続するHTTR-ISシステムの概念設計について述べるとともに、HTTR-ISシステムの熱効率を評価した結果を示す。
堺 公明; 文字 秀明*; 江口 譲*; 岩崎 隆*; 大島 宏之
Proceedings of 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06) (CD-ROM), 7 Pages, 2006/06
ナトリム冷却炉の液面からのガス巻込みに対する設計手法を検討した。本研究は、コンピュータ数値解析による設計手法を開発するために試行したものであり、円筒形タンク内でのくぼみ渦を対象として実施した。数値解析結果は、実験で測定された速度分布を精度よく予測するとともに、数値解析結果を用いた無次元数によって、ガス巻込み判定マップが作成可能であることが明らかになった。
野口 弘喜; 大田 裕之; 寺田 敦彦; 久保 真治; 小貫 薫; 日野 竜太郎
Proceedings of 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/06
ISプロセスの主要機器の中の硫酸分解器は高温高圧の濃硫酸環境にあるため極めて激しい腐食環境となるため主要材料としてSiCセラミックを使用した。硫酸分解器の構造健全性及び製作性の評価を行うために構造解析,SiCブロック間シール性試験,硫酸分解器モックアップモデルの試作、及び地震荷重を模擬した水平荷重試験等を行った。構造解析よりSiC伝熱ブロックの平均引張強さは発生応力に対して2倍程度の裕度を有していた。SiCブロック間のシール構造は純金を使用し、そのシール性能は500Cのときに7.5
10
Pa
m
/s程度と良好なシール性能が確認できた。これらのSiC伝熱ブロックと金ガスケットを使用した硫酸分解器モックアップモデルの試作に成功した。また地震時の地震荷重を模擬した水平荷重を試験体に負荷した試験を行い、地震時でもシール構造を健全に維持できていることを確認した。
久保 真治; 二川 正敏; 田中 伸幸; 岩月 仁; 山口 明久*; 塚田 隆治*; 小貫 薫
Proceedings of 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/06
熱化学水素製造法ISプロセスは強い腐食環境で動作する。機器構造材料の腐食速度を評価するため、ブンゼン反応環境における、溶接部腐食及びすきま腐食に着目した試験を行った。タンタル及びジルコニウムの試験片を、ヨウ化水素酸にヨウ素及び硫酸を添加した腐食性溶液(大気圧、120C)に100時間又は500時間浸漬した。腐食性溶液は、ブンゼン反応環境を模擬するため、HI濃厚溶液と硫酸濃厚溶液の二通りを用いた。試験後、試験片の重量変化から腐食速度を求めた。その結果、タンタルは、いずれの腐食性溶液に対しても良好な耐食性(0.02g/m
hr以下)を示した。ジルコニウムには、HI濃厚溶液中のすきま腐食において、0.02
0.05g/mhrと、比較的速い腐食速度が見られた。また、ジルコニウムをHI濃厚溶液に500時間浸漬した結果、孔食が観察された。
大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 中塚 亨; 三澤 丈治; 秋本 肇
Proceedings of 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06) (CD-ROM), p.1619 - 1625, 2006/06
日本原子力研究開発機構は水冷却増殖炉(FLWR)高稠密格子炉心の熱流動成立性に関する研究・開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。FLWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。FLWRの開発においては熱流動に関する成立性が大きな課題となっている。本研究では、研究・開発の全体計画を示すとともに、37本体系の大型試験装置による実験的な研究に関する進展状況を述べる。現在までに間隙幅1.3mmと1.0mm体系における定常並びに過渡限界出力試験、及び燃料棒曲がり効果試験を行い、成立性を確認している。
吉田 啓之; 大貫 晃; 三澤 丈治; 高瀬 和之; 秋本 肇
Proceedings of 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06) (CD-ROM), p.1593 - 1600, 2006/06
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、稠密炉心の助熱性能を評価する。この一環として本研究では、改良二流体モデルを用いた二相流解析コードACE-3Dの開発を行っている。本報では、解析コードの概要と解析結果について述べる。
Coste, P.*; Quemere, P.*; Roubin, P.*; Emonot, P.*; 田中 正暁; 上出 英樹
Proceedings of 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06) (CD-ROM), p.1626 - 1635, 2006/06
T字合流配管内の温度変動に関する水試験(WATLON)について、Large Eddy Simulationと有限要素法に基づくTRIO-Uコードを用いた実験解析を行った。これまでに実施された直交座標系を用いた有限体積法に基づく解析で生じた実験との不一致は、本解析ではみられなかった。配管内乱流に基づく乱れを周期境界を使ったperiodic boxにより解析体系に与えた。入口でのより現実的な速度変動は物理的に意味のある乱れの発達を促し解析結果の精度を向上させた。主配管の入口側にエルボを設置した体系では、2次流れがT管内の平均温度分布並びに温度変動強度に与える影響が確認できた。