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石田 紀久; 頼経 勉
Nuclear Engineering and Design, 215(1-2), p.51 - 67, 2002/06
被引用回数：112 パーセンタイル：98.39(Nuclear Science & Technology)原研で設計研究を進めている深海調査船(出力750kWt)DRXについて、船体傾斜及び船体運動による熱水力挙動への影響をRETRAN-02/GRAVコードを用いて調べた。深海航行時は傾斜する可能性があり、60度定傾斜した時の挙動を解析した。一次系の流れは自然循環流であるため傾斜時、流動が80%に低下する。炉出力は一旦減少するが、蒸気負荷を一定に保つと、炉心の自己制御性により制御棒操作を必要とせずに約50秒後に傾斜前のレベルに回復する。一方、船体運動の大きさは海面航行時よりはるかに小さいが、挙動を調べるために、0.2gのヒービング、及び60度のローリングを与えた。流量変動及び炉出力変動は周期に依存しており、約5秒~10秒の周期で変動の振巾が大きくなった。これは流れと外力が共振したためと考えられる。これに対して、一次系をガス加圧すると流量及び炉出力の変動が小さく抑えられることが明らかになった。
頼経 勉; 石田 紀久
JAERI-Research 2001-053, 45 Pages, 2001/12
JAERI-Research-2001-053.pdf:1.77MB
原研では、海洋研究のニーズ調査をもとに海中調査船用超小型原子炉(DRX,SCR)の設計検討を行ってきた。これらは一次系には自己加圧,自然循環方式を採用しており、炉心出口の流体は、低クオリティの二相流であるため運転条件によっては密度波振動を発生する可能性がある。また、舶用炉特有の船体動揺があるため、一次系循環流は直接この影響を受ける。本原子炉の安定した運転を確保するため、船体動揺を模擬できるよう改良したRETRAN-02/GRAVコードを用いて、船体動揺時の影響及び本原子炉の流動安定性について解析的に調べた。この結果、船体動揺時においてもDRX及びSCRの安定な運転が可能であるということを確認するとともに、DRXにおいて流動不安定の原因となる自励振動の発生領域を得、定格運転状態は十分安定な領域にあることを確認した。
斉藤 和男*; 楠 剛; 石田 紀久
JAERI-Tech 2001-038, 100 Pages, 2001/06
JAERI-Tech-2001-038.pdf:6.02MB
改良舶用炉MRX及び深海調査船用原子炉DRXでは、水を張った原子炉格納容器内に原子炉容器や配管を設置する。これら原子炉容器や配管の内部流体は運転時には高温となるため、格納容器に張った水とは断熱して、熱の放散を防ぐ必要がある。一般のプラントにおける大気中の保温と比べて、水中での断熱方法はいまだ確立された技術とはいえない。配管の水中断熱について、従来方式である二重管とする方法以外の方法について検討し、蒸気層と耐熱プラスチック,ポリイミドを用いた断熱構造を試設計した。また、断熱の成立性を簡便なモデルにより確認した。
小田野 直光; 石田 紀久
JAERI-Research 2001-004, 36 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-004.pdf:1.51MB
熱出力750kWの超小型原子炉DRX (Deep Sea Reactor X)は、深海科学調査船の動力源として用いられる一体型加圧炉である。DRXの炉心設計として、原子炉負荷率30%を仮定した場合に燃料無交換で4年間の炉心寿命を達成する炉心の核的検討を行った。燃料の
U濃縮度、反射体材質について検討し、8.3wt%の濃縮度で設計条件を満足できる炉心仕様を得た。特に、超小型炉においては中性子の漏れが大きくなるので、反射体の設計は濃縮度とともに炉心寿命を左右する重要な因子である。本設計では、反射体材質としてBe金属を使用することにした。また、燃料棒配列については、正方配列と三角配列の検討を行い、制御棒駆動装置の構造の観点から前者を採用した。また、種々の核的安全性にかかわるパラメータについて確認を行うとともに、反応度係数、出力分布等の核特性を評価し、設計条件を十分満足するものであることを明らかにした。
小田野 直光; 石田 紀久
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.584 - 588, 2000/03
日本原子力研究所では、深海科学調査船の動力源として使用する超小型舶用炉DRXの設計研究を進めている。DRXは小型軽量化・系統の簡素化のために、浄化系を設けずに、無浄化で原子炉を約1ヶ月間連続運転する設計である。無浄化運転の成立性を定量的に評価するために、原子運転後に蓄積する放射性腐食生成物量を評価する計算コードCTAM-IIを開発した。CTAM-IIは、原子炉の一次系を燃料被覆管、冷却材、制御棒駆動装置、蒸気発生器伝熱管、配管、炉内構造物、浄化系等のノードに分割し、各ノードにおける放射能、質量バランスに関する連立常微分方程式を解くことで、放射性腐食生成物の蓄積量を評価する。原子力船「むつ」の一次冷却材中放射性核種濃度をCTAM-IIにより計算し、測定値との比較をしたところ、比較的よく一致した。さらに、CTAM-IIによりDRXに対する計算を行い、CTAM-IIの結果を線源項として遮蔽安全性の評価を行った。
佐藤 和男*
日本造船学会誌, 0(782), p.6 - 10, 1994/08
舶用原子力に特に関心を持っていない読者(主に、造船・海運関係者)を対象に、舶用動力としてみた原子力の持つ可能性について解説したものである。原子力は在来舶用機関に比べて、大出力で連続長時間航行が可能、水中での使用に有利、CO
・SOx・NOxを排出しない等の特長を持つ。海運や海洋開発の高度化のニーズの中で、これらの特長を有する原子力の利用範囲は広がると予想される。代表的な使用対象として、コンテナ船、超高速コンテナ船、極地観測船、深海調査船を、その他の舶用炉の利用方法として、プラントバージ、水中動力ステーションを例示した。このようなニーズに応えるため原研で概念設計を進めている新型舶用炉MRX及びDRXを紹介した。また、原子力船及び舶用炉が実用化されるために、今後どのような課題があるかについても言及した。
安保 則明; 田原 義寿*; 岡山 彰*; 島村 和彦*
JAERI-M 90-182, 76 Pages, 1990/10
当室は58~61年度に改良舶用炉試設計として100MWtの原子炉プラントを3種類、炉心は1改良炉心を含めて4炉心の設計研究を実施し62年度からは概念確立設計として同じく100MWtのさらに小型高性能化した2炉プラントの概念を構築するとともに炉心の検討として3炉心のサーベイ及び1炉心(最適炉心)の設計検討を行い、その結果を基に現MRXへと設計研究を進めている。また一方、平成元年度から深海調査船用超小型炉の設計研究として出力2MWtの炉心、炉プラントの設計検討を開始した。「本レポートはこれまでの舶用炉炉心設計のまとめとして、合計8炉心(100MWt)及び超小型炉心について設計条件、主要目、炉心構成等を比較整理するとともに、現在舶用炉特有の負荷変動条件等を考慮して細径としている燃料棒外径を陸上炉並みの太径とする検討を行なった。「その結果、太径とすることは可能でその方策はいくつかあり今後検討を要する」ことが明らかとなった。
