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メルトダウンが起こりえない受動的放射冷却を用いた原子炉圧力容器の革新的冷却設備

研究課題

研究課題/領域番号 18K05000
研究種目

基盤研究(C)

配分区分基金
応募区分一般
審査区分 小区分31010:原子力工学関連
研究機関国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

研究代表者

高松 邦吉  国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 高速炉・新型炉研究開発部門 大洗研究所 高温ガス炉研究開発センター, 研究副主幹 (70414547)

研究分担者 守田 幸路  九州大学, 工学研究院, 教授 (40311849)
劉 維  九州大学, 工学研究院, 准教授 (70446417)
松元 達也  九州大学, 工学研究院, 助教 (90325514)
研究期間 (年度) 2018-04-01 – 2021-03-31
研究課題ステータス 完了 (2020年度)
配分額 *注記
4,420千円 (直接経費: 3,400千円、間接経費: 1,020千円)
2020年度: 650千円 (直接経費: 500千円、間接経費: 150千円)
2019年度: 2,080千円 (直接経費: 1,600千円、間接経費: 480千円)
2018年度: 1,690千円 (直接経費: 1,300千円、間接経費: 390千円)
キーワード格納容器 / 冷却設備 / 受動的安全性 / 輻射 / 自然対流 / 高温ガス炉 / HTGR / 新型炉 / 原子力工学 / 熱工学 / 伝熱 / ふく射 / 対流
研究成果の概要

全く新しい形状を採用した原子炉圧力容器(RPV)冷却設備について、放射冷却でどこまで受動的に冷却できるのかを、解析及び実験で定量的に明らかにし、除熱性能が十分あることを実証した。また、実機のRPV冷却設備を等倍縮小した伝熱試験装置(スケールモデル)を製作し、内部の空気を加圧できない場合でも、実機の熱流束をスケールモデルで再現できることを明らかにした。さらに、設計基準の強風が発生した場合、煙突効果を利用して外気の自然循環を促進させたRPV冷却設備は、原子炉の受動的安全性を確実に担保できるとは言い難い一方、放射冷却を利用したRPV冷却設備は問題無く除熱できることを明らかにした。

研究成果の学術的意義や社会的意義

【学術的意義】全く新しい形状を採用したRPV冷却設備について、放射冷却でどこまで受動的に冷却できるのかを、解析及び実験で定量的に明らかにし、除熱性能が十分あることを実証した。また、実機のRPV冷却設備を等倍縮小したスケールモデルを製作し、内部の空気を加圧できない場合でも、実機の熱流束をスケールモデルで再現できることを明らかにした。
【社会的意義】放射冷却を利用したRPV冷却設備は、自然現象や事故事象の影響を受け難く、炉心のメルトダウンも起こりえない、最も信頼性の高い革新的RPV冷却設備となった。このRPV冷却設備を採用することで、世界で最も安全な原子炉システムを創出することができる。

報告書

(4件)
  • 2020 実績報告書   研究成果報告書 ( PDF )
  • 2019 実施状況報告書
  • 2018 実施状況報告書
  • 研究成果

    (7件)

すべて 2021 2019 2018

すべて 雑誌論文 (4件) (うち査読あり 3件、 オープンアクセス 1件) 学会発表 (3件) (うち国際学会 1件)

  • [雑誌論文] Comparison between passive reactor cavity cooling systems based on atmospheric radiation and atmospheric natural circulation2021

    • 著者名/発表者名
      Takamatsu Kuniyoshi、Matsumoto Tatsuya、Liu Wei、Morita Koji
    • 雑誌名

      Annals of Nuclear Energy

      巻: 151 ページ: 107867-107867

    • DOI

      10.1016/j.anucene.2020.107867

    • 関連する報告書
      2020 実績報告書
    • 査読あり
  • [雑誌論文] Comparative methodology between actual RCCS and downscaled heat-removal test facility2019

    • 著者名/発表者名
      Takamatsu Kuniyoshi、Matsumoto Tatsuya、Liu Wei、Morita Koji
    • 雑誌名

      Annals of Nuclear Energy

      巻: 133 ページ: 830-836

    • DOI

      10.1016/j.anucene.2019.07.025

    • 関連する報告書
      2019 実施状況報告書
    • 査読あり
  • [雑誌論文] 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 convection2018

    • 著者名/発表者名
      Takamatsu Kuniyoshi、Matsumoto Tatsuya、Liu Wei、Morita Koji
    • 雑誌名

      Annals of Nuclear Energy

      巻: 122 ページ: 201-206

    • DOI

      10.1016/j.anucene.2018.08.047

    • 関連する報告書
      2018 実施状況報告書
    • 査読あり
  • [雑誌論文] 6-4 受動的放射冷却を用いた高温ガス炉の冷却設備を開発-事故時崩壊熱除去方法の概念成立に向けて-2018

    • 著者名/発表者名
      高松邦吉
    • 雑誌名

      原子力機構の研究開発成果 2018-19

      巻: - ページ: 67-67

    • 関連する報告書
      2018 実施状況報告書
    • オープンアクセス
  • [学会発表] ふく射を利用した原子炉キャビティ冷却シスムの伝熱特性に関する研究2019

    • 著者名/発表者名
      西森友弥、明石知泰、宇和田尚悟、松元達也、劉維、守田幸路、高松邦吉
    • 学会等名
      日本原子力学会 九州支部 第38回 研究発表講演会
    • 関連する報告書
      2019 実施状況報告書
  • [学会発表] Experimental study on heat removal performance of a new reactor cavity cooling system (RCCS)2018

    • 著者名/発表者名
      Hosomi Seisuke、Akashi Tomoyasu、Matsumoto Tatsuya、Liu Wei、Morita Koji、Takamatsu Kuniyoshi
    • 学会等名
      The 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS11)
    • 関連する報告書
      2018 実施状況報告書
    • 国際学会
  • [学会発表] 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2018

    • 著者名/発表者名
      明石知泰、細見成祐、井福弘基、松元達也、劉維、守田幸路、高松邦吉
    • 学会等名
      日本原子力学会 九州支部 第37回 研究発表講演会
    • 関連する報告書
      2018 実施状況報告書

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公開日: 2018-04-23   更新日: 2022-01-27  

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