福島第一原子力発電所における冷温停止状態達成過程に着目した教訓導出

吉澤 厚文*; 大場 恭子; 北村 正晴*

人間工学, 54(3), p.124 - 134, 2018/06

東日本大震災に端を発し、東京電力福島第一原子力発電所は、放射性物質を大量に放出する過酷事故となったが、その後冷温停止状態を達成した。しかし、福島第一原子力発電所事故に関するさまざまな機関による調査報告書は、事故に至った過程に着目している一方で、事故の拡大の防止や被害の減少についてはほとんど着目していない。本研究は、福島第一原子力発電所の3号機における、冷温停止状態達成までの過程に着目した。公開データに基づき、事故の発生から冷温停止状態達成に至るまでの時列を整理し、それらを人間工学的視点によって行為群を分類した上で、状況の回復に重要な意味をもつ対処をm-SHELモデルを援用して分析した。このようなアプローチにより、状況の回復に必要な行為に関する新たな教訓を得た。

ITERテストブランケットモジュール計画の世界的動向

小西 哲之*; 榎枝 幹男

プラズマ・核融合学会誌, 90(6), p.332 - 337, 2014/06

http://www.jspf.or.jp/Journal/PDF_JSPF/jspf2014_06/jspf2014_06-332.pdf

ITER/TBM計画は、核燃焼プラズマ環境において、燃料トリチウムの増殖回収と、高品質熱エネルギーへの変換取り出しを実証し、またその性能を評価することを目的としており、ITERにおける研究の主要目的の一つである。国際共同作業で一つの装置を共有する燃焼プラズマ実験と異なり、各参加極が、異なる概念・構造のブランケットモジュールを持ち寄り、それぞれに異なる次期計画に向けて試験を行う、国際競争の面を持つ。ITERの炉内機器として3つのポートに2個ずつ、計6個の異なるモジュールが運転初期から設置されて、まず電磁環境での試験を行う。DT燃焼においては核融合中性子を用いて核融合エネルギーの実現性を検証する。わが国は原型炉に向け、TBMとして水冷却固体増殖ブランケットの開発を行っている。構造材にF82H鋼、増殖材にLiTiO微小球(ぺブル)、中性子増倍材にBe微小球(ぺブル)を用いる。設計と製作技術の開発はほぼ終了し、現在は安全解析などのITERへの設置準備を進めている。

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。

Development of a large-scale numerical simulation method on water-vapor two-phase flow through light-water reactor cores

吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇

Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.270 - 276, 2004/12

新しく開発した詳細二相流解析コードTPFITにより、稠密燃料集合体内水-蒸気二相流の大規模解析を実施した。TPFITコードでは、機構論的モデリングに基づき、水と蒸気間の三次元界面構造を詳細に解析できる。一連の大規模解析の結果、TPFITコードは稠密燃料集合体内二相流の現象解明や革新的水冷却増殖炉の熱的成立性の評価に有用であることを確認した。今後、TPFITコードの検証と改良を進めるとともに、既存の熱設計手法との融合を進め、大規模実験を必要としない機構論的熱設計手法の開発を進める予定である。

Numerical investigation of two-phase flow structure around fuel rods with spacers by large-scale simulations

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 呉田 昌俊; 玉井 秀定; 秋本 肇

Proceedings of 5th International Conference on Multiphase Flow (ICMF 2004) (CD-ROM), 14 Pages, 2004/06

革新的水冷却炉の稠密燃料集合体内の水と蒸気の二相流の構造を直接解析による大規模シミュレーションによって解明する研究を行っている。今回は、燃料棒表面の液膜挙動に注目し、解析を行い、次の成果を得た。(1)燃料棒表面は薄厚の液膜で覆われる,(2)隣合う燃料棒の間隔が最も狭い領域で液膜の架橋現象が見られる,(3)逆に蒸気は燃料棒間隔が広い領域を鉛直方向にストリーク状に流れる,(4)これは水平断面方向に三角ピッチ状に配列された燃料棒で囲まれる中心の領域は燃料棒狭隘部に比べて局所的に摩擦抵抗が低く、流れ易いためである,(5)稠密炉心における気泡の運動は流れ方向に対する直線的な移動が支配的であり、従来の正方ピッチ配列炉心で確認されている水平方向への移動の影響は小さい傾向にある。

Design and technology development of solid breeder blanket cooled by supercritical water in Japan

榎枝 幹男; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 三木 信晴*; 本間 隆; 秋場 真人; 小西 哲之; 中村 博文; 河村 繕範; et al.

Nuclear Fusion, 43(12), p.1837 - 1844, 2003/12

https://doi.org/10.1088/0029-5515/43/12/026

本論文は、高い経済性を有する核融合発電プラント用ブランケットの設計と開発に関するものである。高い経済性と実現性の双方を有する発電ブランケットとして、超臨界圧水冷却方式の固体増殖ブランケットの概念設計を明らかにした。最重要設計項目として、モジュール構造の核特性,熱機械特性に関し基本的な成立性を示した。また、発電システムとして41%以上の発電効率を有することを示し、本方式の経済的な魅力を明らかにした。また、構造体製作技術開発の成果としては、実機構造を模擬する第一壁パネル試験体を用いて、原型炉で想定している最高熱負荷1MW/m に相当する加熱試験を行い、試験体が母材と同等の熱疲労寿命を持つことを実証した。さらに、ブランケット熱設計の要となる増殖材充填層の有効熱伝導率研究に関しては、湿式法で製造したLiTiO を用いて、充填層の有効熱伝導率を明らかにし、裕度のある設計を可能とした。

原子力の超長期的利用に向けて; 水冷却増殖炉「低減速スペクトル炉」の展望と課題

佐藤 治; 立松 研二; 田中 洋司*

原子力eye, 47(7), p.60 - 64, 2001/07

http://ci.nii.ac.jp/naid/40005192220

原子力の超長期的な利用を可能にするために、高速増殖炉の開発が進められてきたが、実用化の展望が不透明な情勢となっている。こうした中で、水冷却の増殖炉「低減速スペクトル炉」の開発が日本原子力研究所を中心に進められており、増殖炉の開発のバックアップとして、我が国の原子力開発戦略上重要な役割を果たす可能性が出てきた。そこで、我が国の発電炉・燃料サイクルの長期シナリオを幾つか描き、燃料サイクルシステムのシミュレーション分析を行うことによって、低減速スペクトル炉がウラン資源消費量の低減に果たす役割を検討した。また、低減速スペクトル炉の炉心特性(転換比とプルトニウム装荷量)がその導入効果に及ぼす影響についても検討した。さらに、発電コストの試算を行い、濃縮ウラン軽水炉や他のプルトニウム利用炉との比較を通じて、経済性向上の見地からの要件をまとめた。以上の検討を通じて、低減速スペクトル炉はウラン資源問題の解決に役立つ十分な可能性があるが、FBR代替技術となるためには転換比とプルトニウム装荷量に改善が必要であり、また経済性向上に向けて高燃焼度化等の燃料サイクル費の低減方策が重要であるなどの所見を得た。今後の開発を通じてこの検討で指摘した課題に応えることができれば、増殖炉の有力な選択肢となり得るものと考えられる。

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 reduced-moderation water reactors, 2; Design for PWR-type reactors

日比 宏基*; 久語 輝彦; 栃原 洋*; 嶋田 昭一郎*; 大久保 努; 岩村 公道; 和田 茂行*

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.11 - 0, 2000/00

負のボイド反応度係数と1.0程度の転換比を達成するMOX燃料を用いる水冷却炉である低減速スペクトル炉の概念検討を行った。本報では、PWR型炉の2つの炉心について検討した。一方は、燃料集合体とブランケット集合体をチェッカーボード状に配置させた非均質炉心で、重水冷却により高転換比を目指した。他方は、軽水炉冷却炉心で、六角形の集合体の中央部に燃料(シード)を配置し、その周辺にブランケットを配置したシード・ブランケット型燃料集合体を採用した。本研究により、両炉心とも負のボイド反応度係数を達成でき、非均質炉心は1.1程度の転換比を、シード-ブランケット集合体炉心は1.0程度の転換比を達成できる見通しが得られた。

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。