Nuclear Energy System Department annual report

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 2003-004, 236 Pages, 2003/03

JAERI-Review-2003-004.pdf:16.34MB

本報告書は、平成13年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。平成13年度のエネルギーシステム研究部の研究分野は、核データの評価,低減速スペクトル炉の概念設計研究,炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析,原子力エネルギーの経済性評価,原子炉用新材料の開発及び経年挙動の研究,新型燃料の研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等にわたっている。この他、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

原子動力海中航行観測船の運航条件及び運航システムの検討; 海洋調査への超小型炉の活用検討ワーキンググループ報告

浦 環*; 賞雅 寛而*; 西村 一*; 青木 太郎*; 上野 道雄*; 前田 俊夫*; 中村 溶透*; 島津 俊介*; 徳永 三伍*; 柴田 陽三*; et al.

JAERI-Tech 2001-049, 154 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-049.pdf:11.24MB

原研では、改良舶用炉の設計研究の一環として、北極海を主な調査海域とする原子動力海中航行観測船の検討及び搭載する超小型原子炉SCRの検討を行っている。本報告書は、船体設計、音響測位、船体運動、海洋調査等の専門家による原子動力海中航行観測船の運航条件及び運航システムの検討結果を示したものである。わが国の潜水船の船体運動に関する設計条件を調査するとともに、北極海における調査活動を想定して水中航行時及び水上航行時の船体運動を推定した。また、想定した船体運動が超小型原子炉SCRの出力に与える影響を評価した。運航システムとしては氷の下での活動を想定して、海底トランスポンダ方式及び氷上通信ブイ方式による測位及び通信方法を検討し、トランスポンダまたは通信ブイの設置間隔を130kmと定めた。また、船体及び原子炉の事故事象を整理して、安全確保の方法を検討した。これらの検討は原子動力海中航行船の概念に反映され、今後の検討課題が明らかとなった。

Design of advanced integral-type marine reactor, MRX

楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 石田 紀久; 星 蔦雄*; 迫 淳*

Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.155 - 175, 2000/10

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(00)00285-5

船舶推進用として、改良舶用炉MRXの概念を確立した。MRXの設計目標を、小型化、軽量化、安全性向上及び信頼性向上として設定し、水張格納容器の採用により、「むつ」の約3倍の定格出力で、約1/2の容積及び重量まで小型・軽量化した。また、受動的安全設備の採用により、動的機器の数は在来型のPWRに比べて大幅に減少させることができた。受動的安全設備の機能については、解析により、また、一部実験により安全が確保できることを確認した。また、PSAにより、MRXの炉心損傷確率は在来PWRよりも2桁程度小さいことが示された。さらに、MRXを搭載した原子力コンテナ船と在来ディーゼル機関のコンテナ船との経済性比較を行い、大量で高速な貨物輸送のニーズに対して原子力船が有利であることを示した。

Simulation of a marine nuclear reactor

楠 剛; 京谷 正彦; 小林 日出雄*; 落合 政昭

Nuclear Technology, 109, p.275 - 285, 1995/02

https://doi.org/10.13182/NT95-A35060

日本原子力研究所は、改良舶用炉の設計に利用するために原子力船エンジニアリングシミュレーションシステム(NESSY、以下シミュレータと記す)の開発を進めてきた。海洋環境下にて、舶用炉プラントは船体動揺に起因した傾斜、加速度変動、負荷変動の影響を受ける。本シミュレータは原子炉プラント応答計算と船体運動計算のプログラムを結合して、船体運動の影響を考慮した原子炉プラントの時系列解析を行う。本シミュレータでは、船体運動に起因した原子炉出力の変動、加圧器及び蒸気発生器の水位の変動等を計算することができる。シミュレーション結果を原子力船「むつ」実験航海にて得られた計測結果と比較して、本シミュレータが海洋環境下における舶用炉プラントの挙動を精度良く計算できることを明らかにした。

Shielding design of obtain compact marine reactor

山路 昭雄; 迫 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(6), p.510 - 520, 1994/06

https://doi.org/10.3327/jnst.31.510

舶用炉は船内の狭隘な場所に設置されること及び原子力船の経済上の観点から、軽量・小型でなければならない。現在の舶用炉では遮蔽体が原子炉プラント重量の大きな割合を占めている。例えば、原子力船「むつ」の遮蔽体は原子炉プラント重量の70%を越えている。また、遮蔽体の重量と大きさの大部分は二次遮蔽体によるものであり、「むつ」の場合では二次遮蔽体が全遮蔽重量の88%を占めている。改良舶用炉MRXは一体型PWRと水張り式格納容器を採用することによってこの問題をかなりの程度まで解決している。この概念では二次遮蔽体を必要としない設計が可能である。この結果、MRXは従来の舶用炉と比べて軽量・小型化されている。例えば、MRXの原子炉出力は「むつ」の2.8倍であるが、プラント重量は「むつ」の0.5倍、格納容器体積は「むつ」の0.7倍である。

一体型加圧水炉SPWRの起動特性の原子力船エンジニアリングシミュレーションシステム(NESSY)による予備解析

楠 剛; 京谷 正彦; 迫 淳*

JAERI-M 93-178, 16 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-178.pdf:0.51MB

改良舶用炉の設計に活用するために開発を進めてきた原子力船エンジニアリングシミュレーションシステムを用いて、受動的安全炉SPWRの起動シミュレーションを行った。SPWRは一体型炉で、制御棒を持たず、一次冷却水中のボロンの希釈のみで原子炉を起動する。原子力船エンジニアリングシミュレーションシステムにてこのボロン希釈による原子炉起動のシミュレーションを行い、起動時の安全性、起動率の適正範囲を評価した。

改良舶用炉MRXの概念設計

原子力船研究開発室

JAERI-M 91-004, 532 Pages, 1991/02

JAERI-M-91-004.pdf:13.82MB

原研では1983年より継続して、将来の魅力的な舶用炉の実現を目指して改良舶用炉の設計研究を進めている。現在二つの舶用炉概念を固めたところである。一つは砕氷舶用の100MWtのMRX(Marine Reactor X)であり、もう一つは深海潜水調査船用の300kWeのDRX(Deep-sea Reactor X)である。これらの炉は、高度の受動的安全性確保と小型化を実現するために、一体型PWR、原子炉容器内装型制御棒駆動装置、原子炉容器水漬式格納容器受動的崩壊熱除去システムを採用したところに特徴がある。本報告書はMRXの設計を集大成したものである。

舶用炉炉心内流動に及ぼす船体横揺の影響に関する研究

楠 剛; 鈴木 治*; 伊藤 泰義; 細田 誠吾*

JAERI-M 90-181, 57 Pages, 1990/10

JAERI-M-90-181.pdf:1.04MB

船体運動のうち横揺が炉心内流動に及ぼす影響を理論的に検討した。検討の対象は、当室で開発中の改良舶用炉炉心とし、解析は、横揺に関する計算機能を追加した汎用熱水力解析コード「THERMIT-2」により実施し、横揺周期、横揺振幅、炉心発熱量、境界条件等が、出口流速の変動量、流速変動と加速度変動の位置差に与える影響を検討した。計算の結果、炉心発熱がある場合よりもない場合の方が出口流速の変動が大きくなるなど興味深い知見が得られた。

Thermal-hydraulic behavior of marine reactor during oscillation

石田 紀久; 楠 剛; 村田 裕幸*; 横村 武宣; 小林 道幸*; 成合 英樹*

Nucl. Eng. Des., 120, p.213 - 225, 1990/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(90)90374-7

本報では舶用炉の熱水力学的挙動に及ぼす船体運動(ローリング、ヒービング等)の影響について、以下の三つの内容を報告している。(1)COBRA-IV-Iコードを変動する加速度下での限界熱流束を解析する様に拡張した。コードに組み込まれた限界熱流束はフレオン実験と比較し検証した。また、PWRサブチャンネルのホッテストチャンネルにおける限界熱流束比を解析した。(2)プラント解析コードRETRAN-02/MOD2-GRAVを船体運動下での過渡変化を解析する様改良した。このコードをヒービング下での二相流自然循環実験と傾斜時の単相自然循環実験について解析・比較し検証した。(3)動揺下での自然循環特性を実験により調べた。本実験により炉心流量及びループ流量特性が明らかになり、ローリングの関数で表わしたレイノルズ数を用いて炉心流量を整理した。

内装型制御棒駆動装置の開発研究,1

石坂 雄一*; 伊藤 泰義

JAERI-M 89-174, 105 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-174.pdf:9.76MB

安全性、経済性に優れた改良舶用炉の実現のため、本炉に搭載する制御棒駆動装置(CRDM)は、先行炉において安全評価を要求されてきた「制御棒飛び出し事故」を設計基準内事象から排除することを狙いとして、原子炉圧力容器に内装することを目論んでいる。これらを踏まえてCRDMに要求される設計条件を整備し、小型・簡素化が達成可能なCRDMの基本概念を構築すると共に将来にわたる開発スケジュールを策定しての具体化研究を実施した。特に、本CRDMを原子炉圧力容器内水熱雰囲気に導入する上での大きな課題は、電気品の耐熱・耐絶縁性である。CRDM電気品の内、駆動源を成す電磁部(ビルトインモーター、スクラムマグネット)に着目して、使用環境を考慮したそれぞれの構造を具現化し、これらを基にコイル材料として使用可能と考えられる代表的な耐熱電線を選出した。更に、上記電線を用いた実用化のための基礎試験、また、この試験により選定された候補電線を用いてのミニチュアコイル試作試験を通じて、本CRDM電磁部のコイル材料として有望な耐熱電線を見出した。