Validation practices of multi-physics core performance analysis in an advanced reactor design study

堂田 哲広; 加藤 慎也; 浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 菊地 紀宏; 大釜 和也; 吉村 一夫; 吉川 龍志; 横山 賢治; 上羽 智之; et al.

Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.946 - 959, 2023/08

https://dx.doi.org/10.13182/NURETH20-40118

安全かつ経済的で持続可能な先進的原子炉を実現するために革新的設計システム(ARKADIA)を開発している。本論文では、ARKADIAの一部である設計研究のためのARKADIA-Designに着目し、炉心設計の数値解析手法の妥当性確認について紹介する。ARKADIA-Designでは、炉物理、熱流動、炉心構造、燃料ピン挙動の解析コードを組み合わせたマルチフィジックス解析により、ナトリウム冷却高速炉の炉心性能を解析する。これらの解析の妥当性を確認するため、実験データ及び信頼できる数値解析結果を選定し、検証マトリックスを作成する。解析コードのモデル及び検証マトリクスの代表的な確認解析について説明する。

高速炉用統合炉定数ADJ2017の作成

横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*

JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03

JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
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高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。

高温ガス炉ガスタービン発電システム

國富 一彦; 片西 昌司; 塩沢 周策

日本原子力学会誌, 43(11), p.1085 - 1099, 2001/11

高温ガス炉は、高温の熱が取り出せる、固有の安全性が高い、多様な燃料サイクルに対応可能等の既存炉にない特長を有している。これらの特長を生かした高温ガス炉ガスタービン発電システムは、2010年代のエネルギー源として期待されている。本報は、原研が設計研究を行っている高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR-300)の特長及びこれまでの設計検討結果,今後の設計,関連するR&Dの内容とスケジュールを示したものである。GTHTR-300は、炉心設計の工夫により燃料交換期間を2年間として稼働率を向上させる、原子炉圧力容器を1次ヘリウムガスで冷却して原子炉圧力容器材料に軽水炉と同材料を用いるなどの新しい設計により、発電コスト4円/kWhの達成を目標にしている。また、高い安全性を考慮して、安全設備の簡素化を行い、経済性の向上を図っている。

高転換比BWR型低減速スペクトル炉の安全性および炉心改良の検討

大久保 努; 竹田 練三*; 岩村 公道

JAERI-Research 2001-021, 84 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-021.pdf:11.26MB

現在原研で研究を実施している低減速スペクトル炉の設計の一つとして検討が進められている高転換比BWR型炉に関しては、炉心の長さが短くかつ炉心流量が小さいことから、炉心部での圧力損失が小さく自然循環が可能な設計となっていたことに着目し、経済性の向上を主な目的として、インターナルポンプを使用しない自然循環のシステムを前提として、インターナルポンプが占めていた空間を炉心部分として使用することとして、炉心出力を1,356MWeに増加させた設計が進められた。この炉心設計を受けてそれに対する安全性を検討するために、異常な過渡変化及び事故事象のうちの主要な事象に関して解析を実施するとともに安定性の検討も実施した。その結果、安全性の観点から問題となることがないとの結果が得られた。また、その炉心設計をベースとしてさらなる改良を検討し、これまで使用することとしていたY字型制御棒に代わって単純な構造の円柱型制御棒(外径60mm程度)を用いるとともに、集合体を大型化して体数を削減し経済性の向上を狙う設計の可能性を検討した。その結果、そのような炉心の設計が、これまでに設計されたY字型制御棒を使用した炉心と同様な炉心性能を有する範囲で成立可能であるとの結果が得られた。

ROX-LWRシステムによる余剰プルトニウムの処理・処分

山下 利之

日ロ発電炉燃料専門家会議報文集, p.148 - 151, 1998/00

余剰プルトニウム処分の1つのオプションとして、岩石型プルトニウム燃料と軽水炉中でのワンススルー燃焼を目指す新しいシステムの研究を行った。本システムは、核拡散抵抗性,環境安全性及びプルトニウム消滅量の観点から優れた特性を有することがわかった。ROX燃料の研究では、種々のコールド試験と炉内照射試験から、蛍石型相とスピネル相からなる2相混合物系が最も有望な燃料物質であることがわかった。ROX燃料を装荷した炉心設計及び安全性解析からは、適切な共鳴核種の添加もしくは、非均質炉心(1/3ROX+2/3UO)を組むことで、ROX燃料炉心の過渡時挙動は、現行UO炉心並みに改善されることがわかった。

新型転換炉研究開発成果の概要

北原 種道*; 若林 利男*; 福村 信男*; 菅原 悟*; 小池 通崇*; 速水 義孝*; 河西 善充*

PNC TN1410 91-063, 239 Pages, 1991/08

PNC-TN1410-91-063.pdf:10.66MB

新型転換炉の研究開発は、大洗工学センターの施設を中心にして「ふげん」及び実証炉のための研究開発ならびに設計研究からなっている。「ふげん」のための研究開発及び実証炉のための初期段階の研究開発の成果は、国のチェックアンドレビューの場にとりまとめ提出し、国の審議を受けた。(昭和57年)この資料はチェックアンドレビュー以降の研究開発の成果を実証炉の技術確証試験開始(昭和62年)までの研究開発と技術確証試験開始以降の研究開発を以下の内容に従ってまとめたものである。(1)プラントシステム評価研究(実用炉構想評価研究)(2)炉物理研究開発(核設計)(3)伝熱流動研究開発(熱水力設計)(4)部品機器研究開発(運転保守技術の高度化、炉心構造、システム開発)(5)安全性研究開発(6)供用期間中検査技術研究開発 平成3年度以降も継続される技術確証試験、安全研究ならびに高燃焼MOX燃料開発等今後実施していくものについては、継続して評価し取りまとめていく。

The effect of crossflow on flow distribution in HTGR core column

蕪木 英雄; 滝塚 貴和

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(7), p.516 - 525, 1987/07

https://doi.org/10.3327/jnst.24.516

黒鉛ブロック炉心が構成されている高温ガス炉の熱流動設計では、炉心でのブロック間冷却材漏れ流れを制御することが重要である。炉心内の冷却材流量配分は1次元の流路網モデルを基礎にして行われている。漏れ流れの流路は一般に複雑であるため理論的に予測するのは困難である。本論文では、実寸大の黒鉛ブロックより構成されるカラムに1つのクロス流れギャップが開いた場合について、空気流動実験を行い漏れ流れの冷却材流路中の流れへの影響を調べた。流路網モデルによる数値解と実験結果を比較し両者が良く一致することを確かめた。又オリフィスのあるカラムでは、漏れ流れのカラム内圧力分布への影響が大きいことが明らかとなった。

多目的高温ガス実験炉バックアップ炉心設計; 炉心諸元の検討と選定

青地 哲男; 安野 武彦; 宮本 喜晟; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 江崎 正弘; 平野 光将; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; et al.

JAERI-M 8064, 255 Pages, 1979/03

JAERI-M-8064.pdf:7.9MB

多目的高温ガス実験炉(熱出力50MW、原子炉出口ガス温度1000C)の標準設計炉心は、外面冷却型中空燃料棒用いるpin-in-block型燃料体で構成されるが、この炉心の運転性能の改善の方向を探るため、新たな2形式の燃料体から構成されるバックアップ炉心の設計を実施した。本報告書には、バックアップ燃料および炉心の諸元を選定するに当っての基本的考え方および核・熱流動・燃料安全特性の解析結果を詳しく記述した。第1のバックアップ炉心は内面冷却型燃料棒(通称セミピン)を用いた燃料体で、また第2それはマルチホール型燃料体で構成される。いずれもに高さが4m、カラム数73である。両炉心ともに与えられた炉心設計の基準をほぼ満足するとともに、炉心の最低Re数を10,000以上(セミピン型)または6,000以上(マルチホール型)とする定格運転が期待できるものである。

核融合プラズマ解析コード開発の計画と状況

井戸村 泰宏

no journal, , 

ポスト京重点課題6「革新的クリーンエネルギーの実用化」<核融合炉の炉心設計>における核融合プラズマ解析コード開発の計画と状況を概説する。本課題では核融合炉の運転シナリオ設計において考慮すべきプラズマ乱流現象やMHD現象の第一原理プラズマ解析コードを開発する。これらの核融合プラズマ解析コードでは解析対象であるITER炉心プラズマの時空間スケール、多種イオンや各燃焼等を含む物理モデルの複雑さのため、新たなシミュレーション技術の開発が必要となる。講演では、メニーコア最適化等のエクサスケール計算技術、および、長時間スケールの取り扱いを可能とする新しい物理モデル、計算モデル等の開発について議論する。

プルトニウム燃焼高温ガス炉を実現するセキュリティ強化型安全燃料開発,18; 燃料設計及び炉心設計

後藤 実; 稲葉 良知; 植田 祥平; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*

no journal, , 

東京大学, 原子力機構, 富士電機, 原子燃料工業の4者は、高い核拡散抵抗性に加え、高燃焼度での安全性の強化を目的とし、ZrC被覆を施したPuO-YSZ燃料核のプルトニウム燃焼高温ガス炉への導入を検討している。その中で原子力機構は、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性を確認するための被覆燃料粒子及び炉心の設計検討を行っている。本報では、核分裂反応に伴い生成する遊離酸素を全量捕獲するために必要なZrC被覆層の厚さの検討結果、核特性及び燃料温度の計算結果について報告する。