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報告書

均圧注入系を模擬した体系に生じるカオスの研究; 受動的安全炉の特性解析,原子力基礎研究 H12-012(委託研究)

班目 春樹*; 岡本 孝司*; 田中 源太郎*; 森元 雄一郎*; 佐藤 聡*; 近藤 昌也

JAERI-Tech 2003-017, 156 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-017.pdf:5.31MB

原子炉圧力容器と格納容器気相部とを加圧管と注入管によって繋いだ均圧注入系の挙動をU字管内の液柱で模擬した実験と解析を行った。実験は、カバーガスをU字管内気相部に一定流量で注入してゆき、水位があるレベルに達するとガスを放出、水位が回復するとガス放出を停止することによって行った。実験の結果、ガス放出の周期は一定間隔とはならず、大きくばらつくことがわかった。そこで、圧力上昇時と下降時それぞれの挙動に対し線形方程式を立て、それをつないだ区分線形モデルを作成した。区分線形モデルは接線分岐,周期倍分岐,周期加算分岐といったカオス特有の性質を示したため、ガス放出の周期がばらついたのはカオスである可能性が高いことを示した。

論文

Thermal-hydraulic research on future reactor systems in the ROSA program at JAERI

与能本 泰介; 大津 巌; Svetlov, S.*

Proceedings of 3rd Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-3), p.521 - 528, 2002/00

原研では、将来型軽水炉システムの熱水力に関する研究計画を進めている。本論文では本計画の概要と最近の二つの研究内容を紹介する。初めに、SG二次側冷却による長期崩壊熱除去手法の評価のためには、蒸気発生器伝熱管群での非一様流動挙動解析手法の検討が重要であることを述べる。我が国の産業界が計画中の次世代加圧水型炉APWR+では、このような崩壊熱除去システムの使用が計画されている。次に、革新的原子炉用の非常用熱交換器に関し、ロシアのSPOT実験データを用いた検討について紹介する。この検討では、実験に用いられた曲がりや短い直線部を有する伝熱管の管内凝縮伝熱量が、十分長い直管で得られた凝縮相関式を用いて数%の精度で予測できることが示された。

論文

Design of advanced integral-type marine reactor, MRX

楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 石田 紀久; 星 蔦雄*; 迫 淳*

Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.155 - 175, 2000/10

 被引用回数:35 パーセンタイル:10.06(Nuclear Science & Technology)

船舶推進用として、改良舶用炉MRXの概念を確立した。MRXの設計目標を、小型化、軽量化、安全性向上及び信頼性向上として設定し、水張格納容器の採用により、「むつ」の約3倍の定格出力で、約1/2の容積及び重量まで小型・軽量化した。また、受動的安全設備の採用により、動的機器の数は在来型のPWRに比べて大幅に減少させることができた。受動的安全設備の機能については、解析により、また、一部実験により安全が確保できることを確認した。また、PSAにより、MRXの炉心損傷確率は在来PWRよりも2桁程度小さいことが示された。さらに、MRXを搭載した原子力コンテナ船と在来ディーゼル機関のコンテナ船との経済性比較を行い、大量で高速な貨物輸送のニーズに対して原子力船が有利であることを示した。

論文

Advantage of modified JAERI passive safety reactor (JPSR-II)

村尾 良夫; 落合 政昭

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 2, p.1075 - 1085, 1997/00

運転・保守技術者の原子炉安全性に与える依存性を減らす為、原研において簡素化受動的安全炉概念(JPSR)を開発した。本概念においては、一次系に接続された系統と放射性物質を含む系統は全て、格納容器に格納された。本概念を専門家に評価してもらったところ、大きな技術的長所とともに、いくつかの経済的短所が指摘された。この短所を減らすため、概念の改良を行い、JPSR-II概念を開発した。この改良により、圧力容器の小型化、原子炉停止失敗の可能性の排除、受動的安全系、補機系の機器類の個数と容量の減少を達成した。本報告は、JPSR-II概念について述べるとともに、その長所について議論する。

論文

Design and evaluation methods for a water cooling panel system for decay heat removal from a high-temperature gas-cooled reactor

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Heat Transfer-Jpn. Res., 26(3), p.159 - 175, 1997/00

高温ガス炉(HTGR)の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの除熱特性と構造物の温度分布を調べるため、システムを模擬した実験装置により実験を行った。実験装置は、炉心の崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒーターを内蔵した、直径1m,高さ3mの圧力容器と、容器を取り囲む冷却パネルからなる。数値解析コードTHAPACST2の数値解析手法と提案されたモデルを検証するために、実験と数値解析の比較検討を行った。圧力容器内ヘリウムガス圧力を0.73MPa,温度を210$$^{circ}$$Cの条件で、圧力容器温度は-29$$^{circ}$$C,+37$$^{circ}$$Cの誤差の範囲で実験データをよくあらわした。冷却パネルの除熱量の数値解析結果は実験結果に比べて11.4%低く、放射による伝熱量は除熱量の全入熱量の74.4%であった。また、圧力容器のスカート形サポートの上下端の空気流路を流れる自然対流により圧力容器の下鏡部が効果的に冷却されることがわかった。

論文

Analysis of residual heat removal process due to natural circulation in a water pool of a passive safety light water reactor

大貫 晃; 新谷 文将; 秋本 肇

PHOENICS J. Comput. Fluid Dyn. Its Appl., 9(3), p.326 - 342, 1996/09

日本原子力研究所(原研)で設計を進めている受動的安全炉JPSRの成立性を左右するものとして重力注水プール内での余熱除去過程がある。原研ではこの余熱除去過程の設計用解析ツールとしてPHOENICSコードを採用し、物性値ルーチンの整備及び各種物理モデル(界面せん断力、界面熱伝達及び壁面熱伝達)の組み込みを行った。次に現設計案の余熱除去能力を調べるため、このコードによる解析を行った。解析結果によると、余熱を有する流入蒸気流量の約半分が凝縮されず格納容器側へ放出された。今後、計算グリッドや時間ステップ幅の感度解析を実施すると共に、物理モデルの妥当性についても実験データにより検証する必要がある。

論文

軽水炉開発における混相流技術

秋本 肇

混相流, 10(4), p.360 - 363, 1996/00

本報告は、軽水炉プラントに関する研究開発のなかで、この10年間における混相流技術に関連した分野の動向を概観したものである。安全性研究、熱水力解析コードの改良、原子炉機器の改良、新型軽水炉の設計などのさまざまな分野で混相流技術に関連した研究が行われた。今後の軽水炉開発にとり、安全性と経済性の更なる向上が最重要課題であろう。シビアアクシデント時の現象の把握と解析手法の開発、受動的安全設備の設計の最適化及び信頼性の検証など多くの分野で混相流技術にかかわる課題の解説が要請されている。また、機器開発や設計の効率化のために、詳細な二相流解析を実験に先だって実施して解析的に設計の最適化を進める傾向が強くなると思われる。複雑な混相流挙動を解析的に評価するための詳細解析技術の構築と検証データを取得するための測定技術開発の重要性が一層増している。

論文

Passive heat removal by vessel cooling system of HTTR during no forced cooling accidents

國富 一彦; 中川 繁昭; 篠崎 正幸

Nucl. Eng. Des., 166(2), p.179 - 190, 1996/00

 被引用回数:19 パーセンタイル:16.82(Nuclear Science & Technology)

現在、日本原子力研究所で建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口ガス温度950$$^{circ}$$Cの黒鉛減速、ヘリウム冷却型高温ガス炉である。2系統の独立した炉容器冷却設備(VCS)は、炉心の強制冷却が不可能となる減圧事故及び加圧事故に炉心を間接的に冷却する。VCSは、原子炉圧力容器の回りの水冷管パネルと冷却水の循環ループから構成される。冷却パネルは、常時90$$^{circ}$$C以下に保たれており、原子炉圧力容器をふく射及び対流により冷却するとともに、事故時に炉心から崩壊熱を除去する。本報は、VCSの詳細設計及び減圧事故及び加圧事故時のVCSの安全機能を示したものである。安全解析により、このような事故時にも、VCSによる冷却とHTTRの固有の安全特性により、燃料の温度上昇と核分裂生成物の放出が防止されることが明らかになった。さらに、このような事故時に万一、VCSの故障が仮定されたとしても、炉心は安全な状態に保たれ、また、原子炉圧力容器の健全性も維持されることが確認された。

論文

Safety features of JAERI passive safety reactor (JPSR)

村尾 良夫

Proc. of 11th KAIF/KNS Annual Conf., 0, p.587 - 596, 1996/00

原研では、人に優しい将来型軽水炉として、運転保守を容易にし安全性を向上させた原研型受動的安全炉JPSRの概念検討を進めてきた。JPSRでは、減速材密度反応度係数を負の大なる値にすることにより、貫流型蒸気発生器の給水量制御により生ずる除熱量の変化によって冷却材温度が変化し、炉心出力が追従する。この炉心出力の炉物理固有除熱追従性を得るために、ケミカルシムを廃止し、多数の圧力容器内蔵型制御棒駆動機構を採用している。工学的安全設備は、受動的作動原理を採用しており、原子炉一次系に付加した崩壊熱除去熱交換器からの熱を大型水プールに伝え、その水プールを自然循環ループにより格納容器外に伝え、空気冷却器で大気に放熱している。冷却材喪失時には、崩壊熱除去熱交換器により冷却材を冷却減圧させ、蓄圧注入タンク、大型水プールの水を一次系に注入する。このJPSRの安全上の特徴を述べる。

論文

Prediction of developing bubbly flow along a large vertical pipe by multidimensional two-fluid model; Development of multidimensional two-fluid model code and analysis under a low velocity

大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇

Proceedings of Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics, 0, p.75 - 82, 1996/00

受動的安全炉の設計に使用する高精度の解析ツールを開発するため、その第一段階として、二相$$kappa$$-$$varepsilon$$乱流モデルを含む多次元二流体モデルコードを開発し、低流速下での助走域内の大口径垂直管(内径0.48m)内気泡流に対する既存構成式の適用性を調べた。その結果、壁面から流路中央へ向かう揚力を生み出す揚力モデルにより大口径管内助走域での気泡流はほぼ予測できることがわかった。ただし、助走域での相分布の軸方向変化を乱流拡散モデルの単一の実験定数で統一的に精度良く予測できることは困難であった。今後、より広範な流量条件下で適用性を検討する必要がある。

論文

The Simulation test to start up PIUS-type reactor from isothermal fluid condition

羽賀 勝洋; 田坂 完二*; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(9), p.846 - 854, 1995/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:54.93(Nuclear Science & Technology)

PIUS型炉では通常運転時に高温の一次系と低温のポイズン系の間に生ずる冷暖界面を密度ロック内に安定な状態で維持しなければならない。そのために、下部密度ロック内の温度分布を利用して一次系循環ポンプをフィードバック制御する方法(以下 温度制御と略す。)が検証され、その有効性が確かめられてきた。特にこの方法では、炉が完全に停止している状態、つまり炉内が均一温度で一次系とポイズン系の間に温度差の無い状態から炉心を立ち上げる場合には、制御を有効に働かせる立ち上げ方法が重要である。本研究では一次系とポイズン系の間で2$$^{circ}$$Cという小さな温度差でも温度制御は有効に働き、炉心立ち上げが可能であることを確認した。又、一次系循環ポンプの出口に補助ヒータを設置し、これを使って一次系とポイズン系に温度差を付けることにより、温度制御のみによって炉内温度均一の状態から炉心を立ち上げることができた。

論文

A Concept of passive safety pressurized water reactor system with inherent matching nature of core heat generation and heat removal

村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 奥村 啓介

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(9), p.855 - 867, 1995/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:54.93(Nuclear Science & Technology)

運転及び保守に要するマンパワー及び安全性に及ぼす人的過程の影響を低減することは、軽水炉の安全性向上に重要である。この目的のために、受動的安全炉JPSRの概念を創出した。冷却材密度反応度係数が大きく、燃料温度係数(ドップラ効果)が小さい炉心と貫流型蒸気発生器により固有的炉心発熱・除熱整合性を導入した。この性質は、ケミカルシムの削除、内蔵型制御棒駆動機構及び低線出力密度により得られる。プルトニウムの生成及び付加によりこの性質が改善されることがわかった。システムの簡素化のために大型加圧器、キャンドポンプ、受動的余熱除去系、受動的冷却材注入系を採用し、化学体積制御系から体積及びボロン濃度制御機能を削除した。非常用ディーゼル及び安全系の補助冷却系を削除した。このようにして、簡素化した受動的安全炉を実現した。

論文

Possibility of a pressurized water reactor concept with highly inherent heat removel following capability

新谷 文将; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(4), p.339 - 350, 1995/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.97(Nuclear Science & Technology)

加圧器逃し弁の作動なしに負荷追従運転ができる高い負荷追従性を持った原子炉概念の実現性と必要な条件を知るために、RETRANコードを用いて、既存の2ループPWRにおける過渡解析を実施した。計算の結果、高い負荷追従性を持った原子炉は、冷却材密度反応度係数を大きくするためにケミカルシムを除去すること、体系の圧縮性を大きくするために加圧器体積を大きくすること及び炉心の線出力密度を低下させることにより実現できることが分った。更に、何ら制御系の作動なしに50%の負荷変動に追従できる原子炉は、加圧器体積を既存2ループPWRの1.5倍にする、反応度係数をケミカルシムのない状態に設定することにより実現できることを示した。また、定格出力の120%に達する過冷却事象に対しても安全であることを示した。

論文

MRX(改良型舶用炉)

星 蔦雄

日本原子力学会誌, 37(9), p.792 - 794, 1995/00

次世代にその利用が予測される新型軽水炉の開発に関する特集記事の一つとして、原研で開発中の小型一体型炉MRXについて紹介する。MRXは改良型舶用炉として開発中のものであるが、受動的安全系等の採用により、小型化を達成するとともに系統の簡素化による信頼性の向上、経済性の向上を目ざした原子炉である。小型炉の特徴を生かし、舶用はもとより、海洋開発、小規模発電、熱供給、海水淡水化等への幅広い利用が期待される。寄稿においては、MRXの基本概念、採用した新技術、安全性評価等について述べる。

論文

原研型受動的安全炉(JPSR)

村尾 良夫

日本原子力学会誌, 37(9), p.784 - 787, 1995/00

将来、原子力エネルギーを発展途上国を含む多くの国で安全に利用するためには、現行のものより格段に、運転・保守が容易であり、かつ、安全性、経済性に優れた原子炉が要求されるようになると予想される。そのため、安全設備のみならず、原子炉概念そのものを見直す必要がある。JPSRは、真水を減速材とする軽水炉が有する高い固有出力抑制能力を活かすとともに、受動的に作動する安全設備を採用することにより、ほぼ完全な受動的安全性を実現している。これによって、安全性の大幅な向上を図るとともに、簡素化されたシステムを実現させている。この概念について説明し、作動原理とシステム概念を明らかにしている。

論文

Concept of passive safety light water reactor system (JPSR)

村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Enginering (ICONE), Vol. 2, 0, p.723 - 728, 1995/00

運転保守の容易化と安全性の向上を目ざした受動的安全炉概念JPSRが原研で開発された。システムは極めて簡素化されている。これは、原子炉の除熱が物理的に原子炉の発熱とバランスするようになっており、なおかつ、その間の冷却材の体積変化も小さくなっているためである。そのため、制御系、化学体積制御系が大幅に簡素化できた。構造的には、貫流型蒸気発生器、キャンドポンプ、圧力容器内蔵型制御棒駆動機構の採用、ほう酸濃度制御(ケミカルシム)の削除により実現した。新方式の受動的安全設備とMS-600に採用された蓄圧注入タンクを採用することにり、冷却材喪失事故に対しては、少数の弁の開放により、その他の事故に対しては、完全に受動的に原子炉の安全性を確保することを解析的に確認した。

論文

Conceptual design of the JAERI passive safety reactor and its thermal-hydraulic characteristics

村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 奥村 啓介

Transactions of the American Nuclear Society, 71, p.527 - 529, 1995/00

原研では、原子炉の運転保守のために質の高いマンパワーをできるだけ必要としない受動的安全炉概念JPSRの開発を進めている。本論文では、受動的余熱除去系の改良、均圧型受動的冷却材注入系のための炉心補給水タンクの機能についての解析、主冷却材循環ポンプとしてのキャンドポンプの慣性の決定のための解析、並びに、均圧型受動的冷却材注入系の現象論的理解のための実験について述べる。受動的余熱除去系は、一次系の余熱を一時大容量の水プールに蓄え、小容量の放熱系で除熱する方式とした。また、このプールを圧力抑制、格納容器空気冷却、常用系の冷熱源として供用する設計とした。また、大破断冷却材喪失時の炉心補給水タンクの機能、並びに、ポンプの慣性を十分小さくできることの確認を行うとともに、炉心補給水タンク周りの現象を明らかにした。

論文

Analysis of system thermal hydraulic responses for passive safety injection experiment at ROSA-IV/Large Scale Test Facility using JAERI modified version of RELAP5/MOD2 code

浅香 英明; 与能本 泰介; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(12), p.1265 - 1274, 1994/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:62.9(Nuclear Science & Technology)

ROSA-IV計画LSTF装置を用いて、加圧水型原子炉の小破断冷却材喪失事故(LOCA)における重力注入式非常用炉心冷却系(ECCS)の作動を模擬した実験を行った。注入系は、1次系と同一圧力に加圧された低温水を満たしたタンクと、1次系との接続配管(タンク底部と圧力容器ダウンカマを接続する注入ラインと、コールドレグとタンク頂部を接続する圧力平衡ライン)により構成される。タンクからの注入は、タンク内の低温水の静水頭と、圧力平衡ライン内の高温水の静水頭との差によって生じ、圧力平衡ライン内の流れが二相流になった後は、注入流量が振動的となった。著者らが改良を加えたRELAP5/MOD2コードを用いた解析により本実験の全体挙動は概ね良好に再現された。この解析によれば、注入流量の変動の原因は圧力平衡ライン内の保有水量の変動にある。

論文

Conceptual design of JAERI passive safety reactor (JPSR) and its thermal-hydraulic characteristics

村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 奥村 啓介

10th Proc. of Nuclear Thermal Hydraulics, 0, p.3 - 12, 1994/00

原研では、原子炉の運転保守のために質の高いマンパワーをできるだけ必要としない受動的安全炉概念JPSRの開発を進めている。本論文では、受動的余熱除去系の改良、均圧型受動的冷却材注入系のための炉心補給水タンクの機能についての解析、主冷却材循環ポンプとしてのキャンドポンプの慣性の決定のための解析、並びに、均圧型受動的冷却材注入系の現象論的理解のための実験について述べる。受動的余熱除去系は、一次系の余熱を一時大容量の水プールに蓄え、小容量の放熱系で除熱する方式とした。また、このプールを圧力抑制、格納容器空気冷却、常用系の冷熱源として供用する設計とした。また、大破断冷却材喪失時の炉心補給水タンクの機能、並びに、ポンプの慣性を十分小さくできることの確認を行うとともに、炉心補給水タンク周りの現象を明らかにした。

報告書

一体型加圧水炉SPWRの起動特性の原子力船エンジニアリングシミュレーションシステム(NESSY)による予備解析

楠 剛; 京谷 正彦; 迫 淳*

JAERI-M 93-178, 16 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-178.pdf:0.51MB

改良舶用炉の設計に活用するために開発を進めてきた原子力船エンジニアリングシミュレーションシステムを用いて、受動的安全炉SPWRの起動シミュレーションを行った。SPWRは一体型炉で、制御棒を持たず、一次冷却水中のボロンの希釈のみで原子炉を起動する。原子力船エンジニアリングシミュレーションシステムにてこのボロン希釈による原子炉起動のシミュレーションを行い、起動時の安全性、起動率の適正範囲を評価した。

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