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。

可搬型炉特性パラメータ解析計算

大坪 章

PNC TN9410 98-059, 53 Pages, 1998/06

PNC-TN9410-98-059.pdf:1.23MB

動燃では宇宙・地上・深海高速炉システムの定常解析コードとしてSTEDFAST(Space, TErrestrial and Deep sea FAST reactor system)を開発している。これは、深海, 宇宙及び地上でのコジェネレーション用の動力源として用いるガスタービン発電方式高速炉システムにつき、システムパラメータの最適値を得るためのものである。今回は本解析コードを使用してパラメータサーベイ計算を行って可搬型炉特性につき研究することとした。深海炉については、40kWeのNaK冷却型の炉をベースケースとして種々の変数を変化させて計算した。深海炉では設計上重要な要素である機器重量合計と廃熱のための耐圧殻上の必要表面積に着目した。前者については発電量及び耐圧殻材料が、後者については発電量、原子炉出入口温度、海水自然循環熱伝達係数等が特に影響の大きい変数であった。宇宙炉については、40kWeのNaK冷却型の炉をベースケースとして、コンプレッサ入口温度、原子炉出入口温度、タービン入口圧力を変化させて計算した。宇宙炉の重要特性である機器重量合計には、前2者の影響が大きかった。地上炉についてはPb冷却の熱出力100MWtの炉をベースケースとして、コジェネレーション用の100の熱水を製造する熱交換器の伝熱管本数、コンプレッサ段数、1次系冷却材の種類を変化させて計算した。1次系冷却材をPbとNaの場合の比較では、密度がかなり異なるので当然のことであるが、1次系重量流量に関しては前者の場合後者の場合よりもずっと大きくなった。その他については、特筆するほどの大きな特性の変化は無かった。

核熱による二酸化炭素の再利用システムの検討

文沢 元雄; 稲葉 良知; 菱田 誠; 小川 益郎; 小坂 伸一*

JAERI-Tech 96-022, 82 Pages, 1996/06

JAERI-Tech-96-022.pdf:2.2MB

本報告では、環境への二酸化炭素排出量の多い火力発電所の燃焼ガスを対象とし、核熱を利用して二酸化炭素を分離・回収する技術、回収した二酸化炭素を処分、再利用するプロセスの検討を行った。選定された再利用製品であるメタノール、尿素、エチレン及びガソリンを製造するプロセスのうち、需要面からガソリンのプロセスが有望と判明した。そこで、改良したエチレンプロセスとARCOプロセスの結合によりガソリンを製造する新プロセスを提案し、その実現の可能性を論じた。

深海炉成立性に関する詳細検討

大坪 章

PNC TN9410 95-030, 40 Pages, 1995/04

PNC-TN9410-95-030.pdf:1.49MB

深海炉は、米国のSNAP宇宙炉研究及び密閉ブレイトンサイクル開発という既存技術を利用し、且つ仏国ERATO宇宙炉設計研究を参考にしつつ、耐圧殻を冷却器の伝熱板として用いるという今までにない新概念を導入して、設計概念を構築したものである。既にこの深海炉の技術的成立性について検討した数多くの動燃報告書を作成したが、これらの報告書で検討されなかった詳細な項目に関してこの度検討を行ったものである。具体的な検討項目は次の通りである。Na水反応時のNaOH、24Na放射化、耐圧殻熱応力、遮蔽材材料、耐圧殻漏水確率予想、損傷深海炉の回収。既発行の報告書の検討に加えて本報告書の詳細検討によって、筆者は深海炉の技術的成立性は確証されたと考える。

深海炉開発目標

大坪 章

PNC TN9000 94-006, 60 Pages, 1994/07

PNC-TN9000-94-006.pdf:1.43MB

深海底無人基地での利用を主な目的とした深海炉を開発する際の、目標とすべき深海炉主要目につき検討し、次のように設定した。熱出力 190kWt、燃料 混合窒化物燃料、被覆管 ハステロイN、構造材 SUS316相当、冷却材 NaK、炉心高さ及び直径 各約25cm、炉容器出口/入口温度 605/505度C、運転期間 10年。 深海炉を研究する際に検討すべき項目に関して以下のような考察を行った。 深海底無人基地への陸上あるいは船上からの送電については次のようである。1・陸上からの送電方式については水深1,000m、距離100km が限度である。2・船上からの送電は、海が平穏な期間のみ可能である。したがって、水深数千mの深海底無人基地の電源としては、これらの方式は採用され得ない。深海炉システムの信頼性については、密閉プレイトンサイクルの部分のみに関して信頼性解析をしたが、20kWeの電気出力で4年間の連続運転の場合の成功確率は0.999942となった。安全性については深海炉システムに内蔵される放射能量で評価した。すなわち、その結果、10年間連続運転した時に深海炉に含まれる放射能量は、かつて1962年から1982年に北大西洋に投棄された放射能量の約1/50,000という少ない値であることが明らかになった。NaK冷却炉の開発実績では、約30年前に米国の米国宇宙炉研究でSNAP-10A用の地上試験炉FS-3は炉容器出口温度が約527度C以上で約400日運転されたが、原子炉にも燃料にも何も異常が無かったと報告されている。

高圧下ナトリウム-水反応予備解析

大坪 章; 寺田 正文

PNC TN9410 94-093, 52 Pages, 1994/05

PNC-TN9410-94-093.pdf:1.41MB

数百気圧の高圧下で使用される深海炉について、耐圧殻海水漏洩事故を仮想し、この時更に深海炉システムの一部であるベローズ式アッキュムレータが破断すると想定して、高圧下に於けるナトリウム-水反応の解析を行った。解析にはナトリウム-水反応解析コードSWACS/REG4を用いた。解析計算の基準ケースとしては、約1秒間で上記アッキュムレータが破断するという想定と、SWACS/REG4コードで今まで行ってきた高速増殖炉の熱交換器の伝熱管破損解析との対応から、今回の解析では水リーク率を0.128kg/sとして計算した。計算結果ではナトリウム-水反応の発生しているアッキュムレータ中の破断点と、原子炉容器の間にある口径2cm長さ1.5mの細い長い配管内で圧力波は減衰して、原子炉容器上部プレナム内には大きな圧力波は伝播しないことが分かった。解析では基準ケース以外に、圧力、水リーク率、及び耐圧殻内に残るガス空間の体積をパラメータとしたサーベイ計算も実施した。

深海有人基地用高速炉システムの概念検討

大坪 章; 羽賀 一男

PNC TN9410 92-095, 84 Pages, 1992/03

PNC-TN9410-92-095.pdf:5.02MB

〔目的〕来世紀に実現が期待されている海底設置有人基地について、その動力源並びに基地周辺で有用海洋生物の飼育に使用する熱源としての、それぞれの高速炉システムのイメージを構築する。〔方法〕現在までに明らかになっている海洋データに基づいて、これまで研究の行われている超小型炉用ブレイトンサイクルシステムを参考にしつつ、以下の高速炉システムの概念を検討した。動力源(約400kWe):(1)ナトリウム冷却型高速炉システム(2)リチウム冷却型高速炉システム熱源(2,235kWt)(3)ナトリウム冷却型高速炉システム〔結果〕上記各システムにつき、直径3.5mの2ないし3連球の耐圧殻中に、原子炉、一次系及び二次系を設置したシステムの構築が出来た。この結果、検討した高速炉システムは深海有人基地用としての技術的成立性は高いものと判断した。

深海調査用高速炉システムの重量検討追加計算

大坪 章; 羽賀 一男

PNC TN9410 91-305, 20 Pages, 1991/09

PNC-TN9410-91-305.pdf:0.58MB

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。

放射性廃棄物多重構造パッケージの自由落下による深海中健全性実証試験

伊藤 彰彦; 大内 康喜; 比佐 勇; 関 晋; 服部 洋司良; 高橋 孝三; 進士 義正; 背戸 義郎*; 神保 正春*

JAERI-M 8525, 64 Pages, 1979/11

JAERI-M-8525.pdf:3.04MB

模擬放射性廃棄物を封入した多重構造パッケージ-B-I型、B-III型、、LD-75型-の水深約4,300mの海底への自由落下による健全性試験を四国沖350kmの太平洋において実施した。自由落下試験に際しては、ブイの下方に深海カメラ、フラッシュ、切り離し装置を吊り、さらに切離し装置の下方に廃棄物パッケージを連結して海中を落下させ、落下中および着底後しばらくパッケージの写真を撮影した。深海カメラ、フラッシュ等は、切離し装置の作動によってパッケージから切離され、ブイの浮力により海面へ浮上するので、これを回収した。深海カメラ、フラッシュ等の回収には全て成功した。B-III型パッケージの試験ではフラッシュが作動せず撮影は不成功に終ったが、B-I型、LD-75型では写真からパッケージの健全性は保持されたと判定した。

海洋処分にそなえたLWR廃液実大セメント均一固化体の高水圧浸出試験

関 晋; 大内 康喜; 比佐 勇; 伊藤 彰彦

日本原子力学会誌, 20(12), p.887 - 896, 1978/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.20.887

実大の廃棄物固化体を深度5000mの海底の水圧、温度、流速を模擬した条件でLWR模擬濃縮廃液のドラム缶づめセメント均一固化体の浸出試験を行った。その結果、次のような主要な知見が得られた。(1)アスファルトキャッピングを施した固化体については放射能の浸出は検出されず、キャッピング内部への水の浸入も認められなかった。(2)露出面を設けたBWR模擬廃液のC種高炉セメント固化体では見掛けの拡散係数はCs,Coについては各々1.610および1.210cm/day、PWR模擬廃液の普通ポルトランドセメント固化体ではCsについて1.510cm/dayであった。(3)この結果を用いて放射性核種の減衰を考慮した環境への浸出量の長期予測を試みた。