ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究; プロジェクト全体概要及び令和4年度までの進捗

山野 秀将; 高井 俊秀; 江村 優軌; 福山 博之*; 西 剛史*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; Pellegrini, M.*

日本機械学会2023年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において制御棒材の炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶溶融反応及び移動挙動を模擬できるようにするため、共晶溶融物の熱物性評価、共晶溶融反応・再配置実験、共晶反応メカニズム検討、及び共晶溶融反応に関する物理モデル開発及び実機適用解析を実施する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要及び令和4年度までの進捗概要について報告する。

Progress in conceptual design of a pool-type sodium-cooled fast reactor in Japan

加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 宮川 高行*; 内田 昌人*; 鈴野 哲司*; 遠藤 淳二*; 久保 幸士*; 村上 久友*; 鵜澤 将行*; et al.

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 11 Pages, 2022/04

プール型ナトリウム冷却高速炉の概念設計研究を行っている。本検討では、日本の地震対策、原子炉容器の熱流動、崩壊熱除去システムの設計などの主な課題の報告を行う。日本に650MWeのタンク型ナトリウム炉が設置される場合、厳しい地震に対する設計が必要で、原子炉構造を強化している。また、新たに3次元免震システムの開発も進めている。

Development of prototype reactor maintenance, 3; Application to valves of sodium-cooled reactor prototype

近澤 佳隆; 高屋 茂; 田川 明広; 久保 重信

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 6 Pages, 2019/05

研究開発段階発電用原子炉施設(以下、「研開炉」という。)の特徴を考慮して、原子炉施設の安全性確保を最優先としつつ、炉型に適した保守管理技術体系を構築するために実施すべき保守管理に関する検討結果を行った。本報告では提案した研開炉の保守管理の考え方に基づき、ナトリウム冷却高速炉の特有な機器であるナトリウム弁の保全計画(点検計画)を検討した例を示す。

Dry cleaning process test for fuel assembly of fast reactor plant system, 2; Laboratory scale test for fuel assembly and evaluation of the amount of residual sodium

井手 章博*; 工藤 秀行*; 犬塚 泰輔*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 石川 信行; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 荒 邦章

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05

次世代ナトリウム冷却炉では経済性向上のために革新的な使用済み燃料の乾式洗浄プロセスを採用しており、本稿はナトリウムループを使った燃料バンドル規模の試験の結果を報告する。

Advanced sodium-cooled fast reactor development regarding GIF safety design criteria

早船 浩樹; 近澤 佳隆; 上出 英樹; 岩崎 幹典*; 庄司 崇*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06

第4世代原子炉システム国際フォーラム(GIF)の枠組みで検討されている安全設計クライテリア(SDC)を考慮した次世代ナトリウム冷却炉の設計系統についてまとめた。SDCおよび福島事故の教訓から除熱系喪失事象を回避するため除熱機能の強化を行った。耐震性の観点からは次世代ナトリウム冷却炉は既に免震システムを採用しているが、福島事故後の地震条件の変更を考慮して主要機器の耐震性の強化を行った。また、外部事象については建屋の強化等および安全系の分散配置により対策が行われた。これらの安全強化の検討はGIFで検討されている安全設計ガイドラインの策定に貢献している。

Development of prototype reactor maintenance, 2; Application to piping support of sodium-cooled reactor prototype

荒井 眞伸; 桾木 孝介; 相澤 康介; 近澤 佳隆; 高屋 茂; 久保 重信; 小竹 庄司*; 伊藤 隆哉*; 山口 彰*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

研究開発段階炉の保全の適用先としてもんじゅの配管支持構造物を検討した。配管支持構造物の寿命はプラント寿命より長いことは試験的に確認されている。初期段階としてアクセス可能な支持構造物について目視検査が考えられるが、高速炉の特徴として配管熱膨張が大きいため、最終的には配管変位監視による支持構造物の健全性監視が可能になると考えられ、その場合は、目視検査は代表部位のみに限定できると考えられる。

Development of electromagnetic non-destructive testing method for the inspection of heat exchanger tubes of Japan Sodium-cooled Fast Reactor, 2; Detection of flaws on the inner surface using electromagnetic waves

佐々木 幸太*; 遊佐 訓孝*; 若井 隆純; 橋爪 秀利*

Electromagnetic Nondestructive Evaluation (XVIII), p.244 - 251, 2015/06

https://doi.org/10.3233/978-1-61499-509-8-244

This study reports evaluations of applicability of a microwave nondestructive testing method for a flaw inside heat exchanger tubes in JSFR, which is a straight long-range tube whose diameter is 11.0 mm. Design of microwave probe profile on the basis of numerical simulations on transmission characteristics at the probe are carried out and the plate-structure microwave probe which enables to largely introduce microwaves into a pipe is confirmed. Experimental evaluations using straight brass pipe whose diameter and length are 11.0 mm and 12.0 m, respectively, reveal that good agreement between predicted location of a flaw and true locations.

コンパクト化したナトリウム冷却炉の温度成層化現象に関する実験研究; 自然循環条件における成層界面挙動評価

萩原 裕之; 木村 暢之*; 小野島 貴光; 長澤 一嘉*; 上出 英樹; 田中 正暁

JAEA-Research 2014-014, 178 Pages, 2014/09

JAEA-Research-2014-014.pdf:53.12MB

日本原子力研究開発機構で設計検討が行われているナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、原子炉スクラム時において、炉上部プレナム内に温度成層化現象が発生する。成層界面では鉛直方向に急峻な温度勾配が形成され、時間経過とともに成層界面が上昇すると、炉容器壁に熱荷重が発生する。これまでに、強制循環試験(15%流量)を実施し、炉容器壁の熱応力に対して構造健全性を担保できる見通しを得ている。今回、1/11縮尺上部プレナム水流動試験装置により、強制循環から自然循環へ系統運用を変更した試験を実施した。加えて、直接炉心冷却系熱交換器(DHX)を運転した試験を実施した。本試験により、自然循環に系統運用を変更することで、成層界面での温度勾配が1/3程度に低下し、スクラム時の炉容器壁の構造健全性の裕度が大幅に増加することを明らかにした。また、DHXを運転した場合、DHX出口からの低温流体により、炉容器壁に急峻な温度勾配が生じることを明らかにした。

炉心燃料チャンネル内大規模二相流シミュレーション

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 秋本 肇; 青木 尊之*

第24回日本シミュレーション学会大会発表論文集, p.161 - 164, 2005/07

著者らは二相流計算に特有の実験式や構成式を極力用いないで原子炉内の水や蒸気の挙動を正確に予測する解析手法の開発を行っている。本報では、革新的水冷却炉に用いられる稠密燃料集合体内の複雑な水-蒸気系二相流挙動を、地球シミュレータ等のスパコンを利用した大規模3次元シミュレーションによって予測評価し、狭隘流路を流れる気泡の流動に及ぼす流路壁の影響や燃料棒表面を流れる液膜に及ぼすスペーサの影響などを定量的に明らかにした。今研究によって、大規模シミュレーションを主体とした炉心熱設計手法の開発に対して高い見通しを得ることができた。

Predicted thermal-hydraulic characteristics of liquid film flow on a ribbed surface

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*

Proceedings of 1st International Forum on Heat Transfer (IFHT 2004), p.207 - 208, 2004/11

1mm程度の燃料棒間ギャップを有するスペーサ付き狭隘流路の使用が稠密燃料集合体で計画されている。このスペーサ付き狭隘流路を流れる水-蒸気二相流の熱流動特性に関して、現在、実験的及び数値解析的研究が進められている。本研究では、狭隘流路に設置されたスペーサ等の物体が液膜流挙動に及ぼす基礎的な影響を大規模二相流シミュレーションによって明らかにした。解析体系は3次元矩形流路とスペーサを簡略模擬した障害物から成る。解析では、流路入口に液膜厚さと水流速及び蒸気流速を与え、時間方向に進展する液膜流の挙動を計算した。使用した入力値は革新的水冷却炉の炉心条件を模擬した。解析の結果、水と蒸気の流速条件並びに加熱壁条件によっては、障害物後端から発生するはく離線に沿ってウエークが形成され、ここでは強い乱れによって液膜が排除されて、ほぼ蒸気で満たされることがわかった。また、障害物の配置や形状による液膜流への影響を定量的に明らかにできた。