(1) 構成

教授　　　　　　　岡　　芳明

助教授　　　　　　越塚　誠一

助手　　　　　　　斉藤　　勲・岡村　和夫・岡野　　靖

技術官　　　　　　助川　敏男・上田　　徹・貴家　憲彦・寺門　　勉

　　　　　　　　　間渕　幸雄・仲川　勉

大学院生

　博士課程　３年　李　　鍾鎬

　　　　　　２年　木藤　和明

　　　　　　１年　土橋　和夫・中塚　　亨・尹　　漢榮

　修士課程　２年　向原　　民・町田　栄治・池田　博和

　　　　　　１年　太田　光二・渡嘉敷幹郎・近澤　佳隆

　学部学生　４年　木村　　敦

超臨界圧軽水冷却熱中性子炉(SCLWR)の概念設計

　　岡野　靖、岡　芳明、越塚誠一
SCLWRは超臨界圧火力のシステムと同じ貫流型直接サイクルを用いる概念であり、 従来の軽水炉に比べてシステムが大幅に簡素化される。貫流型システムでは給水さ れた冷却水が炉心で加熱され、そのまま全量タービンへ供給される。そのため、炉 心での流量が少なく、炉心上下での減速材密度差も大きくなる。そこで、二重管水 ロッドを用いて、炉心の減速を確保しつつ冷却水の流速を高める設計を行なった。 二重管では内管を冷却材が上昇し、外管を下降する。そのため、冷たい冷却水を炉 心上部で放出することがないので、炉心平均出口温度も上昇する。主要な過渡・事 故事象についても安全解析を行なった。大破断LOCA時に二重管水ロッドのため再 冠水が遅れるが、これを考慮しても事故時の判断基準を満足することが示された。

超臨界圧軽水冷却炉の確率論的安全評価

　　李　鍾鎬、岡　芳明、越塚　誠一
超臨界圧軽水冷却炉の確率論的安全評価(PSA)を行なった。事象として、冷却材喪失 事故(LOCA)、外部電源喪失(LOSP)、過渡変化時のスクラム失敗(ATWS)、を選んだ。 イベントツリーを用いて炉心損傷確率(CDF)を計算したところ、基準となる安全系 で5.73x10-7の値を得た。これは日本の従来型のBWRと同程度である。超臨界圧軽水 冷却炉は貫流型システムであり、給水がそのまま炉心流量となるため、外部電源喪 失などの流量喪失事象が厳しくなると考えられていた。しかしながら、直接サイク ルであるため給水手段が多様であり、結果としてCDFはあまり大きくならなかった。

高温超臨界圧軽水冷却熱中性子炉(SCLWR-H)の概念設計

　　木村　敦、土橋和明、岡　芳明、越塚誠一
Ni合金を被覆材とし、被覆表面最高温度の制限値を620瓩としてSCLWR-Hの概念設 計を行なった。これまでの設計では超臨界圧水冷却における伝熱劣化を避けるため、 伝熱劣化熱流束比(MDHFR)を設計制約条件としていが、ここでは超臨界圧水の熱流 動数値シミュレーションに基づいて伝熱劣化後も含めた被覆温度を正確に評価する ことで、MDHFR制限を用いないこととした。こうすることで炉心流量を下げること ができ、高温炉心を設計することが可能になる。また、冷却水の一部はダウンカマー から炉容器上蓋、制御棒案内管を通って、水ロッド中を下降する設計とした。これ により、炉心上部での減速を確保しつつ、炉心出口平均温度を508瓩と高めることが できた。また、水ロッド中の冷却水流量を変化させることにより炉心での減速を変 化させ、燃焼に伴う反応度変化を補償することができる。これで制御棒の設計も合 理化することができる。

高温超臨界圧軽水冷却高速増殖炉(SCFBR-H)の概念設計

　　向原　民、渡嘉敷幹郎、岡　芳明、越塚誠一
超臨界圧軽水冷却炉では燃料格子を稠密にして冷却水割合を減少させれば高速炉心 になる。今年度は、Ni合金を被覆材(表面最高温度制約620瓩)とする高温炉心 (SCFBR-H)の概念設計を行なった。径方向非均質炉心としてブランケット部とシー ド部の間に水素化ジルコニウム層を入れることにより、電気出力1503MWの大型炉 心でありながら、燃焼期間中のボイド係数は負に保たれる。また、ブランケット内 の燃焼速度分布や軸方向冷却水密度分布を考慮することで、これまでよりも詳細な 燃焼計算を行ない核分裂性プルトニウムの残存比を求めたところ、その値は1.00で あり、わずかに増殖するという程度であった。炉心平均出口温度は456瓩と低かった が、これはブランケット部から冷たい冷却材が炉心上部に放出されるためである。
ブランケット部の冷却材を下降流とすることで炉心平均出口温度は522瓩に上昇する。 また、燃料としてこれまでのUO2ではなくUNを用いた場合には、核分裂性プルトニ ウムの残存比が1.014に改善されるという結果を得ている。これらについては今後さ らに研究を進めていく予定である。

超臨界圧軽水冷却炉の安全解析の判断基準の研究

　　木藤和明、岡　芳明、越塚誠一
現行の軽水炉では被覆材にジルカロイを用いているが、超臨界圧軽水冷却炉ではス テンレスやNi合金を用いているので、その場合の安全解析における判断基準につい て研究を行なった。過渡事象では、現行軽水炉の燃料棒の基準である、(1) 燃料棒過 圧破損、(2) PCI破損、(3) 過熱破損、について超臨界圧軽水冷却炉に適用してみた。 (1), (2)については、ステンレス被覆の材料データやUO2のスウェリングデータに基 づいて、事象ごとに過渡解析コード中で計算して評価することとした。(3)について は、BWRではMCPR、PWRでは最小DNBRに相当するが、超臨界圧軽水冷却ではこ れまで伝熱劣化熱流束比(MDHFR)を用いてきた。しかしながら、伝熱劣化現象は亜 臨界圧水冷却における沸騰遷移と比較して緩やかな現象であり、数値シミュレーショ ンによって伝熱劣化後の熱伝達率も予測することができる。そこで、数値シミュレー ションに基づいて被覆温度を精度良く求めることにより、(3)の基準は適用しないこ ととした。
上記の基準を用いてSCFBRの過渡解析を行なったところ、従来のMDHFRを用いた 解析よりも安全側の結果が得られた。特に外部電源喪失では、流量と崩壊熱のミス マッチから、MDHFR基準からは給水ポンプにフライホイールを設置する必要があっ たが、新しい基準では被覆温度上昇としてはあまり大きくなくフライホイールが必 要ないことがわかった。今後、冷却材密度係数の大きなSCLWRの解析なども行なっ て、超臨界圧軽水冷却炉の過渡解析から見た特徴、設計範囲などを考察していく予 定である。

超臨界圧軽水冷却炉の起動・停止の研究

　　中塚　亨、岡　芳明、越塚誠一
SCLWRやSCFBRは超臨界圧水による貫流システムであり、これまでの軽水炉とは 異なっている。また、圧力容器を用いているので、圧力管を用いている火力のよう に再熱のためボイラーに冷却水を戻すようなことはできない。そこで、超臨界圧軽 水炉の起動・停止については独自の方法を開発する必要がある。超臨界圧火力プラ ントを参考に起動方式の検討を進めており、これまでのところ変圧運転方式が、ま たドレン熱量回収方式としてアディショナルヒータ方式が適当と考えている。現在 は起動状態にあるプラントシステム全体を解析できるコードを開発中である。

粒子法による蒸気爆発素過程の数値解析

　　池田　博和、越塚誠一、岡　芳明
原子炉の苛酷事故として、溶融炉心が水中に落下した場合に大規模な蒸気爆発が発 生する恐れがある。急速な蒸気発生は溶融金属の細粒化によって生じるのであるが、 これまでの実験的研究では現象がミクロで高速であるため十分解明されておらず、 溶融金属の細粒化過程についてこれまでに多くの仮説が提案されている。そこで粒 子法(Moving Particle Semi-implicit, MPS, Method)をこの問題に適用した。
計算結果では溶融金属フィラメントの形成が見られ、Ciccarelli-Frostモデルが支持で きる。一方、Kim-Corradiniモデルで想定されているような水ジェットの潜り込みは 見られなかった。また、実験では自発核生成が蒸気爆発の必要条件であることが知 られているが、自発核生成による急速蒸発を計算モデルにして組み込むと、このフィ ラメントの形成が大きく加速されることが確認された。

グリッドレス法と粒子法の融合に関する研究

　　尹　漢榮、越塚誠一、岡　芳明
粒子法は計算点である粒子が流体と共に移動するラグランジアンの計算法である。 一方、グリッドレス法は計算点が固定されているオイレリアンの計算法である。そ して両者とも計算格子を必要としないので、格子生成を行なうことなく連続体の数 値解析を行なうことができる。界面が変形する問題ではラグランジアンが有利だが、 流入流出がある体系ではオイレリアンが有利である。そこで、本研究では粒子法と グリッドレス法を融合し、ラグランジアンとオイレリアンの間の任意の状態で計算 ができる方法の開発を行なっている。移流項に関してはFlow Directional Local Grid法 を開発し、粒子の移動を任意にできるようになった。また、非圧縮性条件について は新たにdivergenceの計算モデルを研究している。

粒子法による流体-構造相互作用の数値解析

　　近澤　佳隆、越塚誠一、岡　芳明
粒子法では、計算に格子を全く必要としないため、界面の大変形にも容易に適用す ることができる。そこで、流体-構造相互作用問題として、弾性壁を有する水槽内の スロッシングに粒子法を適用した。弾性壁も粒子を並べて表し、薄肉構造物の式を 適用して壁粒子の運動を計算する。弾性壁とスロッシングの固有振動周期を一致さ せて解析したところ、共鳴周期が固有振動周期よりも長くなることが計算結果とし て得られた。これは、スロッシングから見れば、弾性壁の大変形により実質的な水 槽の幅が長くなる効果によるものと考えられる。

粒子法による溶融・凝固問題の数値解析法の開発

　　太田　光二、越塚誠一、岡　芳明

原子炉の苛酷事故においては溶融炉心の移行を生じるが、溶融炉心は輻射や水との 接触により凝固したり、崩壊熱により再融解したりする。これを現象論的に予測す るため、粒子法による溶融・凝固を伴う熱流動問題の数値解析手法の開発を行なっ ている。溶融・凝固の計算モデルについては、各粒子について温度とエンタルピの ２つの変数を持たせ、固相と液相の中間の状態を許すようなものを考えている。

自然循環BWRにおける二相流の多次元的挙動の数値解析

　　町田　栄治、越塚誠一、岡　芳明
自然循環BWRでは炉心上方にチムニーが設置されていて、炉心から出てくるボイド のチムニー内での浮力により炉心流量が確保されている。しかしながら、炉心の径 方向出力分布があるために炉心出口でボイド率に分布が生じ、これに起因してチム ニー内に多次元的流れが発生して炉心流量に悪影響を与えることが懸念されている。 そこで、この現象を解析するためにr-z２次元の二相流解析コードを開発し、SBWR 条件での解析を行なった。SBWRの設計ではチムニー内に格子板を設置して、偏流 が生じないようにしている。計算でも、格子板が無いと偏流し、あると偏流は抑制 された。偏流は炉心出口流速が遅く、径方向出力分布が大きく、流路が広いと生じ やすいことが分かった。従来はボイドに働く揚力が重要であると考えられていたが、 その影響は殆ど無かった。数値解析結果を整理して、偏流の有無を判断するマップ を作成した。

「弥生」特性測定

　　岡　芳明、越塚誠一、斉藤　勲、岡村和夫、貴家憲彦、 助川敏男、寺門勉、間渕幸雄、仲川　勉
今年度は、Niワイヤを用いてGy孔内の速中性子束分布測定を行なった。

アクチニド核種崩壊熱測定実験の基本設計

　　岡　芳明、越塚誠一、斉藤　勲、寺門　勉、貴家憲彦、 間渕幸雄、仲川　勉
気送管、照射装置の設計製作据付と、計測設備の特性試験並びに関連するソフトウ エア作成を行なった。

研究炉におけるオンライン化処理に関する研究

　　斉藤　勲、仲川　勉、岡　芳明
運転支援用計算機システムの一部(制御室側)を更新し、Windows対応化のためのソフ トウエア整備を行なった。