第4世代原子炉の開発動向,1; 全体概要

佐賀山 豊; 安藤 将人

日本原子力学会誌ATOMO, 60(3), p.162 - 167, 2018/03

https://doi.org/10.3327/jaesjb.60.3_162

第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)では、安全・信頼性,経済性,持続可能性,核拡散抵抗性などに優れた次世代の原子炉システム(第4世代原子炉)として、ナトリウム冷却高速炉,鉛冷却高速炉,ガス冷却高速炉,溶融塩炉,超臨界圧水冷却炉,超高温ガス炉の6つの革新的原子炉システムが選定され国際的な研究開発が進められている。一部のシステムについては既に実証段階にあり、GIFの目標である2030年代以降の実用化が視野に入りつつある。

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。

Conceptual designing of reduced-moderation water reactor with heavy water coolant

日比 宏基*; 嶋田 昭一郎*; 大久保 努; 岩村 公道; 和田 茂行*

Nuclear Engineering and Design, 210(1-3), p.9 - 19, 2001/12

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(01)00420-4

1以上の転換比と負のボイド反応度係数を有するMOX燃料新型水冷却炉である低減速スペクトル炉の概念設計を行った。炉心はPWRの概念をもとにしており、重水を冷却材とし、燃料棒配列は三角稠密格子となっている。シード燃料集合体は、上下のブランケット領域に加え、中間ブランケットを有する軸方向非均質炉心で、ブランケット集合体をシード燃料集合体の間にチェッカーボード状に径方向に導入した径方向非均質炉心構成となっている。なお、径方向ブランケット領域は、シード燃料領域より短く設計されている。本研究では、この炉心により、1.06~1.11の高転換比と負のボイド反応度係数が達成できるとの結果が得られた。

水冷却型増殖炉の核特性に関する検討結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿

JNC TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB

水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。

Conceptual designing of water-cooled reactors with increased or reduced moderation

大久保 努; 久語 輝彦; 白川 利久*; 嶋田 昭一郎*; 落合 政昭

Proc. of Workshop on Advanced Reactors with Innovative Fuels, p.127 - 137, 1998/10

原研で実施されている新型炉の概念設計のうち、中性子の減速の程度を現行のものから増加あるいは減少させた水冷却型原子炉に関する検討の結果を紹介する。その一つは、100GWd/tの燃焼度と3年サイクル運転が可能なフルMOX炉心である。このタイプのPWR型炉として、減速度を2.5~3程度に幾分増加させた設計を検討しており、核分裂性Pu富化度7%の場合に、60GWd/tの燃焼度と2年サイクル運転が可能で、同富化度12%の場合に最終目標が達成可能である。また、BWR型炉として、やや低減速の炉心により同様の目標を達成可能なものを提案している。さらに別なタイプの炉心として、1以上の転換比を目指した高転換炉を減速度を著しく減少させることにより検討している。その一つのPWR型炉として、燃料棒間隔を1mm程度とし、減速材として重水を用いたものを検討しており、有望な結果を得ている。