輻射を利用した原子力キャビティ冷却システムの伝熱特性に関する研究

坂野 雅樹*; 舩谷 俊平*; 高松 邦吉

山梨講演会2022講演論文集(CD-ROM), 6 Pages, 2022/10

本研究では、放射冷却を採用した原子炉圧力容器(RPV)の受動的冷却設備の安全性に関する基礎的研究を行う。本研究の目的は、自然災害が発生した場合でも、放射冷却を採用したRPVの受動的冷却設備は、安全で信頼できることを実証することである。そこで、いくつかのステンレス製の容器を使って、実機の受動的冷却設備の約1/20スケールである実験装置を製作した。実験装置内の発熱体の表面はRPVの表面を模擬しており、その発熱体は実験装置内で自然対流と輻射を発生させる。実験の結果、実験装置内の自然対流を詳細に可視化することに成功した。

Comparison between passive reactor cavity cooling systems based on atmospheric radiation and atmospheric natural circulation

高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 151, p.107867_1 - 107867_11, 2021/02

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2020.107867

受動的安全性を備えた新しい炉容器冷却システム(RCCS)を提案する。RCCSは連続した2つの閉じた領域から構成される。1つは原子炉圧力容器(RPV)を囲む領域、もう1つは大気と熱交換をする冷却領域である。新しいRCCSはRPVから発生した熱を輻射や自然対流によって除去する。最終的なヒートシンクは大気であるため、電気的または機械的に駆動する機器は不要である。RCCSの特徴を理解するために、受動的安全性および除熱量の制御方法について、大気放射を用いたRCCSと大気の自然循環を用いたRCCSを比較した。受動的安全性の大小関係は、熱伝導輻射自然対流の順である。よって、前者のRCCSは後者のRCCSより、受動的安全性が高いことがわかった。また、除熱量を制御する方法については、前者のRCCSは伝熱面積を変えるだけである一方、後者のRCCSは煙突効果を変える必要がある。つまり、ダクト内の空気抵抗を変える必要がある。よって、前者のRCCSは後者のRCCSより、簡単に除熱量を制御できることがわかった。

Improvement of heat-removal capability using heat conduction on a novel reactor cavity cooling system (RCCS) design with passive safety features through radiation and natural convection

高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 122, p.201 - 206, 2018/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.08.047

輻射及び自然対流による受動的安全性を持つ革新的な原子炉圧力容器冷却設備(RCCS)を提案した。このRCCSは、連続した2つの閉空間(RPV周囲にある圧力容器室、大気と熱交換を行う冷却室)から構成される。また、RPVからの放出熱を、できるだけ輻射を用いて効率的に除去するため、今までに無い新しい形状を採用している。さらに、作動流体及び最終ヒートシンクとして空気を用いることで、崩壊熱除去を行う際、それら作動流体及びヒートシンクを失う可能性が大幅に低減される。本研究では、熱伝導を利用したRCCSの除熱能力の向上を目指した結果、除熱できる熱流束が2倍となり、RCCSの高さを半分に、または熱出力を2倍にすることが可能となった。

New reactor cavity cooling system (RCCS) with passive safety features; A Comparative methodology between a real RCCS and a scaled-down heat-removal test facility

高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 96, p.137 - 147, 2016/10

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2016.05.012

東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できる。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。一方、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、ふく射および自然対流に関する実験条件をグラスホフ数を用いて決定することもできた。

A Rapid evaluation method of the heat removed by a VCS before rise-to-power tests

高松 邦吉

Journal of Thermal Science, 24(3), p.295 - 301, 2015/06

https://doi.org/10.1007/s11630-015-0787-x

出力上昇試験前、原子炉圧力容器(RPV)からの放熱量、または炉容器冷却設備(VCS)による除熱量の実測値は当然得ることができない。よって、高温工学試験研究炉(HTTR)が供給する原子炉出口冷却材温度を出力上昇試験前に評価することは運転員にとって困難である。一方、原子炉出口冷却材温度が967 (C)に達すると、原子炉スクラムに至るため、RPVからの放熱量やVCSによる除熱量の実測値が出力上昇試験中に変化した場合、原子炉出力100(%)時, 30(MW)時におけるVCSによる除熱量が幾らになるのか、原子炉出口冷却材温度が幾らになるのか、運転員は直ぐに評価する必要がある。そこで本論文では、運転員が迅速にVCSによる除熱量を評価できる方法を提案する。

Data on test results of vessel cooling system of High Temperature Engineering Test Reactor

七種 明雄*; 中川 繁昭; 藤本 望; 橘 幸男; 伊与久 達夫

JAERI-Data/Code 2002-027, 34 Pages, 2003/02

JAERI-Data-Code-2002-027.pdf:1.22MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、日本で建設された最初の黒鉛減速ヘリウムガス冷却炉である。1999年9月28日から出力上昇試験を開始し、HTTRは2001年12月7日に定格出力30MWに到達した。HTTRの炉容器冷却設備(VCS)は、高温ガス炉に実用化された最初のReactor Cavity Cooling System (RCCS)であり、炉心の強制冷却が喪失する減圧事故時に炉心の健全性を維持するために原子炉圧力容器を介して間接的に炉心を冷却する。そのために、定格出力時に0.3MW以上の除熱量を確保できるように設計されており、HTTRの出力上昇試験時に実施した性能試験によって、定格出力時に0.3MW以上の除熱量が確保されていることを確認した。本報では、炉容器冷却設備の概要及び出力上昇試験時の試験結果について報告する。

受動的安全性を持つ新しい炉容器冷却設備; 実機のRCCSと等倍縮小した除熱試験装置の比較方法

高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*

no journal, , 

東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できる。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。一方、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作中であり、ふく射および自然対流に関する実験条件を決定することもできた。

受動的安全性を持つ新しい炉容器冷却設備,2; スケールモデルによる伝熱特性に関する実験的検討

佐藤 紀恭*; 山口 修平*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 高松 邦吉

no journal, , 

東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本研究では、この冷却設備の伝熱特性を把握するために伝熱試験装置を製作し、基礎的な実験を行った。その結果、ふく射によって原子炉圧力容器からの熱を受動的に除去できることを定量的に評価できた。

受動的安全性を持つ新しい炉容器冷却設備のスケールモデルによる伝熱特性に関する実験的検討

山口 修平*; 佐藤 紀恭*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 高松 邦吉

no journal, , 

東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本研究では、この冷却設備の伝熱特性を把握するために伝熱試験装置を製作し、基礎的な実験を行った。その結果、ふく射によって原子炉圧力容器からの熱を受動的に除去できることを定量的に評価できた。

高温ガス炉における受動的冷却設備の伝熱特性に関する検討

明石 知泰*; 細見 成祐*; 井福 弘基*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 高松 邦吉

no journal, , 

受動的安全性を備えた新しい炉容器冷却システム(RCCS)を提案する。RCCSは連続した2つの閉じた領域から構成される。1つは原子炉圧力容器(RPV)を囲む領域、もう1つは大気と熱交換をする冷却領域である。新しいRCCSはRPVから発生した熱を輻射や自然対流によって除去する。最終的なヒートシンクは大気であるため、電気的または機械的に駆動する機器は不要である。RCCSの性能を理解するためにスケールモデルを使用して実験を開始した。ヒーター壁と冷却壁に異なる放射率を設定し、3つの実験を実施した。ヒーターから放出された総熱出力および壁面温度分布に関するデータが得られた。モンテカルロ法を使ってヒーターから放出された総熱出力に対する放射の寄与を評価した。ヒーター壁を黒く塗った場合、総熱出力に対する放射の寄与は約60%まで増加できた。つまり、実機においてRPVの壁面の放射率を高くすることは有効である。同時に、冷却領域の壁面の放射率も高くすれば、大気への放射を増加できるだけでなく、RCCS内の対流熱伝達も促進できることがわかった。