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新部 信昭; 島川 佳郎; 石川 浩康; 早船 浩樹; 久保田 健一; 笠井 重夫; 一宮 正和
JNC TN9400 2000-074, 388 Pages, 2000/06
JNC-TN9400-2000-074.pdf:13.32MB
ナトリウム冷却大型炉については、国内外に多くの研究・運転実績があり、これに基づく豊富な知見がある。本実用化戦略調査研究では、ループ型炉1概念、タンク型炉3概念について経済性向上を主眼にプラント基本概念の検討を実施した。具体的なコストダウン方策としては、ナトリウムの特長を活かした機器の大型化、系統数削減、機器の集合・合体化などを採用している。これらの革新的な設計については、その技術的成立性に関して更なる確認を必要とするが、いずれの炉型においても経済性目標(20万円/kWe)を達成できる見通しが得られた。また、ナトリウム炉の更なる経済性向上策として、以下の項目を抽出しコストダウンの可能性を検討した。・更なる高温・高効率化追求・建設工期短縮・検出系高度化による安全系局限化・SG-ACS
村松 壽晴; 山口 彰
JNC TN9400 2000-056, 150 Pages, 2000/05
JNC-TN9400-2000-056.pdf:6.67MB
[目的]本研究では、安全系の限定や多重性要求の合理化を行った場合、および多様な作動流体を冷却材として用いた場合に顕在化する熱流動課題を調査するとともに、温度成層化およびサーマルストライピングの両現象につき、作動流体を変化させた場合の特性変化を数値解析により評価することを目的とする。[方法]作動流体の違いから派生するプラント設計上の特徴、及び安全系の局限化に係わる設計概念の調査を行ない、主要な熱流動課題に関する定量的な評価検討を行なった。その結果に基づき、設計上留意すべき事項、さらには温度成層化およびサーマルストライピングに係わる熱流動上の特性を明らかにした。[主要な成果](1)熱流動課題の検討ガス冷却炉、及び重金属冷却炉で顕在化する課題を摘出した。・ガス炉:自然循環、流動振動(高流速に対する配慮)、減圧事故・重金属炉:温度成層化、流力振動(ランダム振動)、地震時のスロッシングさらに安全系の局限化に係わる課題として、原子炉容器のコンパクト化、及びRVACSに着目した課題を摘出した。(2)温度成層化およびサーマルストライピングに係わる熱流動上の特性評価数値解析により得られた各現象についての影響の程度の順列は、以下の通りである。・温度成層化:ガス
ナトリウム鉛・サーマルストライピング:ガス鉛ナトリウム
アキラ トーマス トクヒロ; 木村 暢之
JNC TN9400 2000-015, 26 Pages, 1999/09
JNC-TN9400-2000-015.pdf:1.43MB
液体金属冷却高速炉(LMFBR)において、温度成層界面(軸方向温度勾配が最も急峻となる軸方向位置)の上昇速度を定量化することは、構造材への熱荷重を評価する上で重要である。温度成層化現象は、対流による生成エネルギーの入力があるPr>1の密閉空間内流体においても同様に発生する。LMFBRの温度成層化現象に関しては、成層界面の上昇速度を無次元数群(Ri, Re, Gr, Ra[Fr])により定量化する研究が数多く行われている。温度成層化現象は、炉容器プレナム内での過渡事象である。本研究では、エネルギーバランスを考慮に入れた概略解析(order-of-magnitude analysis: OMA)に基づく成層界面上昇速度の整理を行い、既往試験結果がひとつの整理式によってまとめられることを示した。さらに、本整理は、自然/共存/強制対流問題における保存式のOMAと整合がとれていることを確認した。
大島 宏之; 堺 公明; 永田 武光; 山口 彰; 西 義久*; 植田 伸幸*; 木下 泉*
JNC TN9400 2000-077, 223 Pages, 1999/05
JNC-TN9400-2000-077.pdf:6.24MB
実用化戦略調査研究PhaseIの一環として、各種炉型における崩壊熱除去性能評価、炉心・燃料体熱流動評価、および伝熱流動相関式の調査を実施している。本報告書はこれらについて平成11年度の成果をまとめたものである。崩壊熱除去性能評価については電力中央研究所との共同研究として実施し、プラント動特性解析によりナトリウム冷却炉炉壁冷却系(RVACS)の除熱性能に対する各種設計パラメータの影響を把握するとともに、除熱限界の予備評価によりその適用上限を電気出力50万
60万kW程度と推定した。また、ガス冷却炉および重金属冷却炉(鉛、鉛-ビスマス)用の動特性解析手法の整備を行うとともに、仮想プラントを対象として予備解析を実施し、定性的な過渡特性を把握した。さらに各プラントの自然循環力比較のための無次元数を導出した。炉心・燃料体熱流動評価においては、重金属冷却炉やガス冷却炉のピン型燃料集合体、ヘリウムガス冷却炉の被覆粒子燃料体、ダクトレス炉心に対応する熱流動解析手法の整備を行った。また、予備解析として、鉛冷却炉とナトリウム冷却炉の燃料集合体内熱流力特性の比較、炭酸ガス・ヘリウムガス冷却炉の燃料体内熱流力特性の把握、およびナトリウム冷却炉における内部ダクト付燃料集合体内熱流力特性の把握を行った。伝熱流動相関式の調査では、ガス冷却炉、重金属冷却炉に対して、主に炉心・燃料体の熱流動評価の際に必要となる圧力損失相関式や熱伝達相関式を、文献をベースに調査、比較検討を実施し、信頼性と利用しやすさの観点から層流領域から乱流領域までをカバーできる相関式群を推奨した。また、同時に詳細設計への適用には信頼性が不十分と思われるものを、今後データを充足すべき課題として摘出した。
森永 正彦*; 山内 貴司*; 小田 雅章*
PNC TJ9603 98-002, 48 Pages, 1998/03
現在までに高温液体金属技術のフロンティア領域の開拓のために液体アルカリ金属腐食環境下での使用に耐える超高温材料としてNb基およびMo基合金の設計と開発を行なってきた。本研究ではNb基選定合金の強度特性を実験的に評価するとともに、Nb基合金の1073K脆化機構の解明を試みた。また、本委託研究では、これまでの研究の総括として、Nb基およびMo基選定合金の各種特性評価を総合的に行うことを目的とした。
not registered
PNC TN1440 96-022, , 1996/01
本報告は、7動燃(安)029(平成7年12月18日付け)の「高速増殖原型炉もんじゅ40%出力試験中における2次系ナトリウム漏えいについて(第1報)」の報告以降の作業内容及び添付資料のより詳細な内容について報告するものである。高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年12月6日に原子炉を起動し、40%出力試験の一環としてのプラントトリップ試験のため出力上昇中の12月8日19時47分、「IHX・C2次側出口Na温度高」*警報が発報し、火災報知器が同時に発報し、引き続き「C2次主冷却系Na漏えい」*警報も発報した。このため2次主冷却系配管室(C)の扉を開けたところ、煙の発生を確認した。さらに火災報知器が発報したことからナトリウム漏えいと判断し、原子炉を手動停止することとし、20時00分出力を降下させた。再度、配管室(C)の扉の隙間から確認したところ白煙の増加が認められたため、21時15分発電停止後、21時20分原子炉を手動でトリップした。停止後は、補助冷却設備による冷却を行い、原子炉は低温停止状態に移行した。また、ナトリウム漏えい量を抑制するため、22時40分に2次主冷却系Cループの配管部のナトリウムドレン操作を開始し、12月9日0時15分に完了した。ナトリウムドレンに伴い、配管室(C)及び蒸気発生器室(C)の換気系は停止し、隔離ダンパは閉となった。
羽賀 一男; 大坪 章; 片岡 一; 立邊 和明; 清野 裕; 水野 朋保; 渡辺 兼秀
PNC TN9420 92-013, 226 Pages, 1992/10
原子炉の熱エネルギーやラジオアイソトープの崩壊熱の利用技術の開発は、宇宙における発電源として旧ソ連、米国を中心約30年の歴史があり、一部は実用化されている。その中で原子炉用いるものでは、液体金属冷却炉が主流である。この分野における文献を、第8回宇宙原子動力システムに関するシンポジウム(米国、アルバカーキ、1991年)を中心に、国際会議稿、専門誌等から39編選び、要約それをそれぞれ作成した。本報告書の範囲は、システム全体、炉物理、冷却系、発電系、ロケット推進、耐高温材料、燃料、制御、安全性、試験計画、規制、全体計画、と多岐にわたり、これで世界における最近の全体的な開発動向が分かる。なお、本報告書は前報(PNC TN9420 91-007「宇宙動力炉に関する文献調査3」)の続編であり、文献番号はそれと通しである。
大坪 章; 羽賀 一男
PNC TN9410 92-050, 71 Pages, 1992/02
宇宙開発用の小型液体金属冷却型原子炉の概念を,最大潜水深度10,924mおよび8,000mの潜水調査船に適用する検討を進めた。本システムの一次冷却材はNaKで,原子炉容器出口温度は680
と550の2ケースとした。二次系にはHe‐Xeガスを作動流体とした密閉ブレイトンサイクルを用いた。出力は20kWeである。NaKの原子炉容器出口温度について熱流力解析を行い,熱効率,交換熱量,ガスならびにNaKの流量・温度を求めた。これに基づいてそれぞれの機器の概略寸法を定め,本システムの構成概念を明らかにし,ついでこれを搭載した潜水調査船についてそのイメージ図を作成した。
大坪 章; 羽賀 一男
PNC TN9410 91-305, 20 Pages, 1991/09
1991年5月に纏めた動燃報告書PNC ZN9410 91-176"深海調査用高速炉システムの重量検討"の追加計算を行った。上記報告書では、無人基地用動力源(水深8020mを想定、10kWe)及び1万m級潜水調査船用動力源(20kWe)について、高速炉システムの耐圧殻込みの重量を試算した。本報告書ではその後得られた知識を用いて追加計算を行った。追加計算の主な内容は次の通りである。1.水深を固定せずに変数として、重量と水深の関係式を求めた。2.この動力源を深海調査用に用いるときは、海水中での重量を0とするため浮力材を取りつける事になるが、この浮力材についても重量を求めた。3.上記報告書では、無人基地用動力源(10kWe)の発電方式を、1.3kWeの密閉ブレイントンサイクル8台使用するとしたが、本報告書では5kWeものもを2台使用するように変更した。追加計算の結果では、水深1万mの場合浮力材込みの総重量は、10kWeのときは約13.6トン、20kWeのときは約13.9トンとなった。
野村 紀男; 羽賀 一男; 大坪 章
PNC TN9410 91-298, 74 Pages, 1991/08
高温可搬型液体金属冷却炉システムは、通常の地上環境とは異なる極限環境下での閉鎖系へのエネルギー供給源(300kWe用SPECTRA-L、2MWe用LUBAR)としても期待される。月面等の極限環境閉鎖系のエネルギーの供給形態としては、これまでは専ら電力だけの利用を想定してきたが、発生したエネルギーの有効利用の面から見ると、用途によっては熱そのものを併用する方が有利な場合も考えられる。そこで、原子炉を熱源とする月面基地におけるエネルギーシステムについて、発生した熱の直接利用を組み込んだ場合ん利害の得失を検討した。この検討において、1・全電化方式でエネルギーシステムを作りあげた場合と、2・熱利用が可能な項目については積極的に原子炉の排熱利用を行ったコジェネリーションシステムの場合、2つに分けて、熱・電気のエネルギーフローを示すエネルギーシステム図を作成した。コジェネレーションシステムでは、熱移送媒体として化学反応を利用(メタンガスと水蒸気の混合ガスを核燃により分解し、水素と一酸化炭素を生成する。それをパイプで輸送して、消費地でその逆反応により熱を取り出す。)した、極限環境に相応しいものを提案した。検討の結果、システムの重量を評価軸とした場合、基地の拡大によってエネルギー需要が1MWe程度になると、排熱利用を積極的に行ったコジェネリーションシステムの方が、エネルギー供給を全て電気で賄う全電化と同等あるいはそれ以上に有効となる可能性があることがわかった。最後に、コジェネリーションシステムによってエネルギーの有効利用とシステムの軽量化に両方を達成するために必要な今後の技術的課題を明らかにした。
大坪 章; 羽賀 一男
PNC TN9410 91-205, 55 Pages, 1991/05
フロンティア研究の一環として検討を実施している可搬型炉は地球上の避地,月面上或いは深海底への設置が想定されており,従ってその運転には無線通信が必要となる。本報告書では,月面上及び深海底に設置された炉の無線運転方法について,現状技術に基づいて予備検討を行った。月面上の炉の無線運転システムについては,現在の宇宙通信システムの延長線上にあると考えられ,技術的には特に大きな課題はないと予想される。深海底の炉の無線運転システムについては,海中音響通信の分野にまだ少し課題が残っているが,技術的には解決出来ると予想される。しかし,月面上の炉については,電波の月面との往復に3秒程度かかり,又深海底の炉についても音波の海上よりの到達に深さ6,500mの場合4秒程度必要となるため,いずれの場合も炉の緊急制御を無線で行う事は不可能である。従って緊急の炉の制御は炉自身の制御システムで行う必要がある。
羽賀 一男; 大坪 章; 片岡 一; 立邊 和明; 清野 裕; 渡辺 兼秀; 野村 紀男
PNC TN9420 91-007, 152 Pages, 1991/04
原子炉の熱エネルギーやラジオアイソトープの崩壊熱の利用技術の開発は,宇宙における発電源としてソ連,米国を中心に約30年の歴史があり,一部は実用化されている。その中で原子炉を用いるものでは,液体金属冷却炉が主流である。この分野における文献を,第7回宇宙原子動力システムに関するシンポジウム(米国,アルバカーキ,1990年)を中心に,国際会議予稿集,専門誌等から55編選び,要約をそれぞれ作成した。本報告書の範囲は,システム全体,炉物理,遮蔽,冷却系,発電系,排熱系,燃料,耐高温材料,ロケット推進,制御,安全性,試験計画,と多岐にわたり,これで世界における最近の全体的な開発動向が分かる。
野村 紀男; 羽賀 一男; 大坪 章
PNC TN9410 91-100, 73 Pages, 1991/03
超小型の液体金属冷却高速炉を月面用エネルギー供給システムに利用すると、エネルギーの長期間安定供給が可能であるだけでなく、必要とされるエネルギーが多いほど太陽電池などの他のエネルギー供給システムと比べてコスト面での競争力が高い。研究中の月面可搬型炉SPECTRA-Lは、宇宙輸送機に搭載して月面までの輸送を行うが、その際の安全評価上の想定事象として、ここでは打ち上げ失敗による宇宙輸送機の爆発、及び墜落、それに係る原子炉の損傷、核燃料物質の飛散等を考えた。本書では、このような想定事象に対する安全性の考え方を整理するとともにその評価を実施した。その結果、以下に示す知見が得られた。1)宇宙輸送機の打ち上げ失敗により原子炉が海上もしくは地上へ落下しても未臨界性を担保することができる。2)核燃料物質の漏洩・飛散を想定した場合の環境への影響1・放射性雲による外部被ばくは、自然放射線によるそれを下回る。2・空気中の核燃料物質の吸入による内部被ばくは、想定される最大濃度でも一般公衆の線量当量限度を超えない。3・地上の表面密度については、晴天時、降雨時(降雨量:10mm/h、100mm/h 、1000mm/h) いずれも、
線放射体による汚染物質を管理区域から搬出する際の基準0.4Bq/cm2 を下回る。なお、上記2)の評価で、核燃料物質が5%漏洩し、それがエアロゾル状になると仮定しているが、実際には核燃料物質はペレット(セラミック)化され、燃料ペレットは燃料ピン、冷却材(金属)、原子炉容器等によって多重に防護されており、落下による衝撃により核燃料物質が大気中へ放出されてもその全てが微小なエアロゾルになるわけでないため、保守側の評価値と考えている。
大谷 暢夫*
PNC TN9410 90-083, 70 Pages, 1990/07
水素製造を目的とする高温高速炉の炉心の核特性に係る検討を行った。本炉心は、窒化物或いは酸化物燃料を用いており、熱出力は実用炉クラスとして300400MWtの小型炉を想定している。本報告書では、安全性を念頭において、負或いは正の小さい値のボイド係数をもつ炉心の設計を目標に解析を行った。ナトリウム・ボイド反応度の低減化の方策としては、少しパンケーキ型(炉心高さ/炉心直径=1/21/3)をした炉心形状を用いて炉心表面積を増大させる方法を採用した。解析の結果、U燃料の場合はすべてのケースについて全炉心ボイド係数を負にする事が出来た。しかし、MOX燃料の場合は、ほとんどの場合が正の値となった。又、U燃料炉心については燃焼計算をも行ったが、解析の結果1年間の燃焼期間を確保するためには、5%程度の燃焼反応度を補償するだけの余剰反応度が必要である事がわかった。以上の解析計算はCITATIONコードを用いて行った。
森井 正*; 福地 平*; 山田 敏雄*
PNC TN9410 86-124, 61 Pages, 1986/12
PNC-TN9410-86-124.pdf:3.08MBPNC-TN9410-86-124TR.pdf:3.23MB
1985年9月27日(金)、大洗工学センターのSAPFIRE施設のSOLFA-2(100m3SUS製容器)試験装置を用いて、空気雰囲気中における大規模・長時間のNaスプレー燃焼試験(RUN-E1)を実施した。主なNaスプレー試験条件は、以下の通りである。スプレー流量510g/sec、スプレー経過時間1800sec、スプレーNa温度505、スプレー落下高さ約4m、試験開始直後から、Naスプレー燃焼により容器内ガス温度と圧力は急上昇し、約1.2分後に、ガス最高温度が約700、最高圧力が約1.24㎏/†-gに到達した。その後、酸素濃度の低下(試験容器は密封状態のため)とともに温度・圧力は比較的ゆっくりと低下した。試験容器内の酸素は、ほぼ4分で消費し尽くされたが、この時の酸素消費速度からNaスプレー燃焼速度(100%Na2O2反応を仮定)を求めると、160g-Na/secとなり、これは、Naスプレー流量の約30%が途中のガス相で燃焼したことに相当する。スプレーコーン内部温度は1000以上になり、スプレー液滴まわりの燃焼域の温度を拾ったため、いくつかの熱電対は破損した。スプレー燃焼期間中は、高さ方向には大きな酸素濃度差は見られなかった。これは、試験容器内の強い自然対流によるガスの混合のためである。試験容器内のエアロゾル濃度は、試験開始約5分後に最大17.5g-Na/m3に到達し、その後急激に減少して、約20分後には1g-Na/m3以下になった。