Numerical assesment of sodium fire incident

高田 孝; 青柳 光裕; 曽根原 正晃

IAEA-TECDOC-1972, p.224 - 234, 2021/08

ナトリウム冷却高速炉においてナトリウム燃焼影響評価は安全上重要となる。一般にコンクリートは水分を含有しているため、大気中の水蒸気濃度が0(ドライ)であっても、ナトリウム燃焼による加熱で水分が放出されナトリウムと反応し、水素が発生する。小型炉では一般に建屋や区画が小さくなり、区画体積に対するコンクリート壁の影響が大きくなるため、大型炉よりも水素発生に留意する必要がある。本報では、区画の大きさとナトリウム燃焼時の水素発生に関する数値実験による影響評価を行うと共に、水素対策に関する考察を行った。

小型低減速軽水炉の設計

大久保 努; 岩村 公道; 竹田 練三*; 守屋 公三明*; 山内 豊明*; 有冨 正憲*

日本機械学会2003年度年次大会講演論文集, Vol.3, p.245 - 246, 2003/08

これまで培われてきた軽水炉技術をベースとしつつ、プルトニウムの多重リサイクルが可能な低減速軽水炉を対象とした300MWe級の小型炉の設計検討を実施した。炉心に関しては、1.0を超える転換比と負のボイド反応度係数を達成するとともに、燃焼度65GWd/tでサイクル長25ヶ月の自然循環冷却可能な炉心の設計を達成した。システムに関しては、小型炉におけるスケール・デメリットの克服のために、受動的安全機器等の導入も実施して、システムの単純化・簡素化を図り、本炉の初号機ベースでは、単位出力当たりの建設単価において、ABWRと比較してスケール・デメリットを1.35倍程度まで抑制できる見通しを得た。さらに、小型炉において期待できる量産効果や複数基発注効果等を考慮すると、ABWRと同程度以下の建設単価を達成できる見込みである。

第5回低減速スペクトル炉に関する研究会報告書; 2002年3月8日,東海研究所,東海村

中野 佳洋; 石川 信行; 中塚 亨; 岩村 公道

JAERI-Conf 2002-012, 219 Pages, 2002/12

JAERI-Conf-2002-012.pdf:17.4MB

日本原子力研究所(原研)では、革新的原子炉として低減速スペクトル炉の研究を進めており、最新の研究成果を報告するとともに、所内関連部門の研究者及び大学,研究機関,電力会社,原子力メーカー等の所外研究者との情報交換を行い、研究の効率的推進に資する事を目的として、「低減速スペクトル炉に関する研究会」を平成9年度より毎年開催している。第5回となる平成13年度は、日本原子力学会北関東支部との共催で、平成14年3月8日に開催し、95名の参加者があった。まず原研における低減速スペクトル炉研究開発の現状として、「低減速スペクトル炉の研究開発の現状と展望」,「低減速炉心の設計研究」,「MOX燃料の安全解析」,「稠密炉心の限界熱流束実験」の4件の発表があった。続いて革新的原子炉を巡る内外の動向として、「革新的中小型炉検討の意義について」,「第4世代を中心とする革新炉技術開発戦略」,「実用化戦略調査研究フェーズ2の状況」の3件の発表があった。本報告書では、講演論文,講演に対する質疑応答の概要を掲載するとともに、付録として研究会当日に発表者が使用したOHP資料及び研究会プログラム,参加者名簿を掲載した。

分散型エネルギーシステム用小型軽水炉

落合 政昭

日本原子力学会誌, 43(11), p.1070 - 1074, 2001/11

民生用の冷房,暖房,給湯を中心とするエネルギー源として、分散型小型炉利用の有用性について述べ、社会受容性の高い原子炉としての要件をまとめ、その具体的な様式について言及した。この炉は大型船舶用原子炉MRXの概念を発展させたものであり、多くの技術要素を共有する。MRXは島嶼等の小規模発電網への利用も可能である。これらの分散型小型炉により、原子力の新市場開拓や化石燃料消費量の大幅削減に貢献しうるものと期待している。熱供給用の分散型小型炉は、いずれも自然循環方式、一体型とし、温度も233と比較的低温に設定している。このため、動的機器,原子炉容器の貫通配管の徹底的な削減,圧力の低減等が図られることにより、自然力を利用した長期信頼性の高い原子炉システムの設計が可能となった。これにより、原子炉の安全性が高くなると同時に、小型軽量化が図られ、コスト削減にも多大の効果が期待される。

深海調査船用原子炉DRX(Deep Sea Reactor X)炉心の核的検討

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。

ビルの熱供給に適した超小型原子炉の概念設計

楠 剛; 小田野 直光; 中島 伸也; 福原 彬文*; 落合 政昭

日本原子力学会誌, 42(11), p.1195 - 1203, 2000/11

https://doi.org/10.3327/jaesj.42.1195

地球環境保全のために、二酸化炭素を放出しないエネルギー源の活用が求められている。このための一案として、オフィスビルでの冷暖房及び給湯に原子炉を利用し、燃料交換時に、原子炉ごと交換できる「カセット式熱供給システム構想」が提唱されている。著者らは、オフィスビルの地下での利用に適した原子炉の要件を整理するとともに、要件を満足する原子炉プラントの概念を構築した。ビルの地下に設置する原子炉の要件は次の4項目に整理した。(1)工場で完全に組み立て、トレーラー等でビルの地下に搬入できる可能性、(2)原子炉事故時に原子炉の安全確保を運転操作及び外部電源に頼らない受動安全性、(3)設置するビルの耐震設計及び防火設計に特段の要求を必要としない独立した耐震性と耐火性及び(4)無人での長期連続運転性である。これらの要件を満たす原子炉MR-1Gの概念を構築し、基本的な特性を明らかにした。

中小型モジュール炉の検討

久保田 健一; 川崎 信史; 梅津 陽一郎; 赤津 実*; 笠井 重夫; 此村 守; 一宮 正和

JNC TN9400 2000-063, 221 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-063.pdf:8.68MB

電力・エネルギの利用形態の多様化、供給地の分散化等の要求に適用しやすい「多目的小型炉」について、過去の小型炉の文献調査を行って高速炉での可能性を検討した。また、モジュール化することで習熟効果の早期達成による経済性向上が期待されることから、基幹電源として廉価な初期投資額に魅力がある「中小型モジュール炉」の可能性を検討した。その結果をまとめると次のようになる。(1)多目的小型炉(a)多目的小型炉の出力規模を10MWe150MWeとすると、大規模なコジェネ、比較的大きな島嶼用電源、中規模都市の電源、淡水化電源(ダム建設の代替え含む)及び中小規模の船舶用動力炉と幅広いニーズ(市場)の可能性がある。(b)多目的小型炉の要件としては受動的機能を備えるとともに燃料交換頻度を極力少なく(長寿命炉心)、保守・交換機会を局限して運転員の負担軽減することが求められる。燃料交換頻度を極力少なくするための長寿命炉心は、FBRの特長が活かせる。この事は、海外市場を視野にすると核不拡散の観点からも重要な要件となる。(c)我が国で検討されているNa冷却の4S炉(50MWe)、鉛-Bi冷却4S型炉(52MWe)及びHeガス冷却PBMR型炉(100MWe)並びに米国で検討されているNERIプロジェクトの鉛-Bi冷却ENHS炉(50MWe)及びANLからの公募概念の鉛-Bi冷却炉(約100MWe)等の高速炉設計について分析し、実用化戦略調査研究での多目的小型炉の設計要求条件を検討した。(2)中小型モジュール炉(a)複数基の原子炉モジュールの総発電量が3200MWeの中小型モジュール炉のプラント建設費が、大型炉ツインプラントの設計目標である建設費20万円/kWe(30003200MWe)と匹敵競合するためには、単基モジュール炉の出力が800MWeでは初号モジュール26万円/kWe、400MWeでは28万円/kWe、200MWeでは29万円/kWe以下を夫々目標とする必要がある。(b)SPRISM(400MWe)と4S型(200MWe)の設計を分析した結果、複数のNSSS構成のモジュール化は、遮蔽、炉容器、熱交換器等の必須機器の増加による物量増加が大きく、物量的に大型炉と競合するには中小型炉の特徴を活かしたさらなる合理化が必要と考えられる。

1999年米国原子力学会(ANS)冬の大会

岩村 公道; 湊 和生

日本原子力学会誌, 42(1), p.25 - 27, 2000/01

米国原子力学会(ANS)の冬の大会は1999年11月14日から18日まで、ロングビーチのコンベンションセンター及びHyatt Regencyホテルで開催された。今回の大会では今後の原子力研究の方向性を示す課題について報告があったが、その中でも日本で関心が高まっている原子力エネルギー研究イニシアティブ(Nuclear Energy Research Initiative: NERI)ワークショップ、第4世代原子炉に関する特別セッション、及び加速器技術の原子力への応用に関するトピカルミーティングについて報告する。また、全体セッションの概要、JCO事故パネルの印象についても報告する。

IAEAにおける「Objective and Criteria for Innovative Reactors and Fuel Cycles including Regional and National Aspects」に関するコンサルタント会議

池上 哲雄

JNC TN9200 99-007, 99 Pages, 1999/06

JNC-TN9200-99-007.pdf:5.34MB

本コンサルタント会議は、昨年12月に行われた会議に引き続き、革新原子炉と燃料サイクルに対する新たな要件(objectives)とその要件を評価するためのクライテリアのレビュー及び革新原子炉と燃料サイクルに係る国際プロジェクトのための戦略計画に関するAGM(Advisory Group Meeting)への提言作成を目的とし、11カ国からの専門家が参加して、99年5月1012日にIAEA本部で開催された。1.IAEAからの質問書(中小型炉に関するアンケート)についての各国の回答(各国の現状を含む)あらかじめIAEAから配付されていた、2015年までの中小型炉の市場規模、原子力の利用分野、大型炉と小型炉の優位性等の質問に各国が回答した。中小型炉(700MWe以下)のマーケットがあるとしたのは、アルゼンチン、カナダ、インド、ロシア、米国で、日本、英国、中国は大型炉指向であった。2.将来の原子炉と燃料サイクルに対するクライテリアのレビュークライテリア設定にあたっての基本的考え方は、「2020年以降の革新原子炉と燃料サイクルを選定するためのガイドライン」を与えることにあり、安全性、信頼性、経済性、核不拡散性、資源の持続可能性等についてクライテリアを設定した。これから開発される革新原子炉と燃料サイクルは多様化したものとなることが予想される上に、各国の異なる事情を考慮すると、定量化を図ると議論が収束しないので、一般的で定性的なものになっている。3.革新原子炉と燃料サイクルに係る国際プロジェクトのための戦略計画に関するAGM(Advisory Group Meeting)への提言についての討議AGMは、革新原子炉と燃料サイクルに係る国際プロジェクトに関しては、今回を含めて2回の国際会議で検討したが、その次のステップと位置づけられ、本年10月に開催する。そこでは、各国が革新原子炉と燃料サイクルについて、いくつかのオプションを提案し、それらのオプションが今回設定したクライテリアを満たすかどうか検討する。また、将来の活動に対する提言を取りまとめる。実用化戦略調査研究を開始したばかりのサイクル機構にとって、大いに関連するテーマを扱う会議である。但し、対象は高速炉に限らないため、国内の他機関とも連携して対応していく必要がある。

改良舶用炉MRXの工学設計

原子力船研究開発室

JAERI-Tech 97-045, 601 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-045.pdf:17.47MB

原子力船「むつ」の研究開発により得られた知見を十分活用しつつ、経済性及び信頼性に優れた改良舶用炉MRXの研究開発を進めた。MRXは砕氷船及び一般商船への搭載を想定した熱出力100MWの改良舶用炉であり、試設計、概念設計の後、平成5年度から4年間工学設計を実施した。本報告書はその成果をとりまとめたものである。設計されたMRXの特徴は次の通りである。(1)1次系機器を原子炉容器に内装する一体型PWRの採用により小型化と大口径配管破断事故及び制御棒飛び出し事故の排除、(2)水張式格納容器の採用による冷却材喪失事故時の受動的炉心冠水維持と格納容器外補助遮蔽の排除、(3)自然循環式受動的安全系による異常時の崩壊熱除去、(4)系統の簡素化、受動的工学安全系、高度自動化等の採用による運転性の向上、等を達成している。