Development of simple method to incorporate out-of-core cooling effect on thorium conversion in multi-pass fueled reactor and investigation on characteristics of the effect

深谷 裕司

Annals of Nuclear Energy, 81, p.301 - 305, 2015/07

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2015.03.005

多重燃料装荷炉心におけるトリウム転換に対する炉外冷却効果を考慮するための簡易手法と炉外冷却効果の特性の研究を行った。溶融塩増殖炉やぺブルベット高温ガス炉のような多重燃料装荷炉心では、燃料は炉内を移動し炉外へ排出される。炉外滞在時には核種の減衰が起こるため、その特性が顕著な場合は考慮される必要がある。本研究ではトリウム転換を正確に評価するためPaの炉外冷却を考慮する。本研究では、この効果を考慮するために、炉外冷却の模擬を行わなくても炉外冷却時と同等のPaの平衡濃度を実現できる実効崩壊定数を提案する。この実効崩壊定数により、炉外冷却の効果がセル燃焼計算により生成されるマクロ断面積を用いるコードシステムでも、システムの変更を一切行うことなく考慮することができる。また、トリウム転換に対する炉外冷却効果の特性を溶融塩増殖炉とぺブルベット高温ガス炉について検討した。その結果、炉内の燃料塩流速の早い溶融塩増殖炉の転換性能の向上には適している一方で、炉内滞在期間が100日程度であり、Paの半減期の27日よりも長いぺブルベット高温ガス炉ではその効果は顕著ではなく、転換比の劇的な改善につながらないことがわかった。

Advances of study on thermal/hydraulic performance in tight-lattice rod bundles for reduced-moderation water reactors

大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊*; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 中塚 亨; 秋本 肇

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05

日本原子力研究所は水冷却増殖炉(RMWR)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。RMWR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。RMWR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検討、並びに燃料棒間隙幅といった形状効果の解析的評価の実現を目指した3次元解析手法の開発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を行い、成立性を確認している。

低減速軽水炉の設計と開発課題

大久保 努

混相流, 17(3), p.228 - 235, 2003/09

低減速軽水炉は、これまで培われてきた軽水炉技術に立脚しながら、プルトニウムの多重リサイクル、さらには、プルトニウム増殖サイクルを実現可能な原子炉である。これまでの低減速軽水炉の設計研究の概要を紹介するとともに、関連する研究開発課題について、熱流動的研究の内容に力点を置いて紹介する。

Development of Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) for sustainable energy supply

岩村 公道; 大久保 努; 呉田 昌俊; 中塚 亨; 竹田 練三*; 山本 一彦*

Proceedings of 13th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2002) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/10

我が国における持続可能なエネルギー供給を確保するため、原研は原電及び日立と共同で低減速スペクトル炉(RMWR)の研究開発を実施した。RMWRは、燃料の有効利用,プルトニウム多重リサイクル,高燃焼度・長期サイクル運転が可能な軽水炉であり、中性子の減速を抑えて転換比を向上させるため、稠密格子MOX燃料集合体を使用している。またボイド反応度係数を負にするため扁平炉心を採用した。1,356MWの大型炉と330MWの小型炉の設計を行った。大型炉心では転換比1.05,燃焼度60GWd/t,運転サイクル24ヶ月の性能が達成できた。7本ロッドの限界熱流束実験を実施し、熱流動的成立性を確認した。

Conversion of JRR-4 fuel to LEU

渡辺 終吉; 中島 照夫; 海江田 圭右

JAERI-Conf 99-006, p.119 - 124, 1999/08

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-99-006.pdf

研究炉燃料の低濃縮化計画により、JRR-4は1998年7月、低濃縮燃料に転換した。核熱水力設計の結果ウラン密度は3.8g/cmに決められた。この濃縮度低減化は、同様の性能を維持しつつ、炉心の構造、寸法及び燃料数を変更することなく達成された。さらに、原子炉施設、利用設備の改造が行われた。JRR-4は1998年9月に最大出力に到達した。原子炉の性能は、予測通り非常によい性能を示している。

Measurement of flux tilt and eigenvalue separation in axially decoupled core

安藤 真樹; 三澤 毅*; 仁科 浩二郎*; 代谷 誠治*

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.445 - 453, 1997/05

https://doi.org/10.3327/jnst.34.445

核的結合度が弱いような軸方向非均質炉心の核特性を調べることを目的とし、京都大学臨界集合体(KUCA)の固体減速架台において実験を行った。実験体系は内部ブランケットにより炉心が上下に分割された結合炉心であり、2炉心間の核的結合度が弱く中性子束歪(Flux Tilt)が発生しやすい体系である。測定した制御棒の微分反応度曲線は上下炉心間で非対称となり、これは制御棒挿入に伴い生じたFlux Tiltの影響であると考えられる。Flux Tiltの発生を金線の反応率分布測定により詳細に調べた結果、制御棒を上部炉心の一部に挿入することによりFlux Tiltが顕著に発生し、また、中性子束分布の歪み方は炉心部では一様であり、エネルギー依存性もないことが分かった。一次モード固有値間隔とFlux Tiltの関係式をEHP法により導出し、金線反応率分布の測定結果よりFlux Tiltを定量的に求め固有値間隔を得た。得られた固有値間隔は計算値と良く一致した。

軸方向非均質炉心概念を用いた高転換BWR炉心の基本特性評価

森本 裕一*; 奥村 啓介; 石黒 幸雄

JAERI-M 92-067, 35 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-067.pdf:1.06MB

軸方向非均質炉心概念を用いた高転換BWR炉心について、基本的な炉心特性を評価するため、Halingの原理に基づき、熱水力計算と結合した三次元炉心燃焼計算を行った。1.0に近い高い転換比を達成するため、本炉心の実効的な減速材対燃料体積比を0.25程度と小さくし、また、正の冷却材ボイド反応度係数を低減させるため、炉心は軸方向ブランケット部と核分裂性燃料部の多重層として構成される。燃焼解析の結果、冷却材ボイド反応度係数は均質炉に比べて負側へ移行できることを確認した。また、取出し燃焼度を45GWd/tとした場合、提案炉心の核分裂性プルトニウム残存比は1.03となる。

高転換軽水炉の炉心概念設計

奥村 啓介; 秋江 拓志; 森 貴正; 中川 正幸; 石黒 幸雄

JAERI-M 90-096, 169 Pages, 1990/06

JAERI-M-90-096.pdf:5.02MB

原研では、在来軽水炉あるいはその延長上の技術を用いて、天然ウランの節約とプルトニウムの利用効率を改善することを目的とし、1984年より高転換軽水炉の研究開発を行ってきた。本報告書は第1期計画(1985~1989年)において実施した炉心概念成立性の検討結果を主として核設計の観点からまとめたものである。核設計に関しては、これまで以下のような種々のタイプの炉心を検討してきた;1)均質稠密格子炉心、2)均質準稠密格子炉心、3)準稠密格子親物質棒スペクトルシフト炉心、4)扁平炉心、5)軸方向非均質炉心。各炉心の燃焼性能と概念成立性を検討するため、定常運転時における炉心燃焼解析と熱水力特性の解析を実施した。その解析結果に基づき、軸方向非均質炉心を原研の参考炉心として選択した。

JMTRにおけるLOCAの熱水力解析

桜井 文雄; 小山田 六郎

JAERI-M 85-001, 33 Pages, 1985/02

JAERI-M-85-001.pdf:0.74MB

JMTR炉心の高濃縮度燃料(濃縮度:93%)から中濃縮度燃料(濃縮度:45%)への転換に係る安全審査において、LOCAの再評価が求められた。そして、1次冷却系配管の両端破断によるLOCAの熱水力的検討の結果、以下の事項が確認された。(1)燃料は炉心の冠水が維持されれば焼損しない。(2)1次冷却系配管の両端破断によるLOCAにおいて炉心が空気中に露出するのを防ぐためには、1次冷却系配管の小破断を想定して設置されている現行のサイフォンブレーク弁(25mm)を大口径のもの(60mm以上)に交換する必要がある。 サイフォンブレーク弁のサイズを検討するために、計算コードSBAC(Siphon Breaker Analysis Code)を作成した。本コードの精度は5%以内であることが検証実験により確認できた。