| 研究課題/領域番号 |
15K06676
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| 研究機関 | 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 |
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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, 原子力科学研究部門 高温ガス炉水素・熱利用研究センター, 研究副主幹 (70414547)
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| 研究分担者 |
守田 幸路 九州大学, 工学(系)研究科(研究院), 教授 (40311849)
松元 達也 九州大学, 工学(系)研究科(研究院), 助教 (90325514)
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| 研究期間 (年度) |
2015-04-01 – 2018-03-31
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| キーワード | 格納容器 / 受動的安全性 / 冷却設備 / 輻射 / 自然対流 / 高温ガス炉 / HTTR / HTGR |
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| 研究実績の概要 |
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。安全上優れた特性を有する冷却設備に関する研究は、極めて重要なテーマである。本研究では、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もなく、事故時の崩壊熱を受動的に除去できる新しい冷却設備（以下、冷却設備）を提案する。また、自然対流よりも、できるだけ輻射を用いて除熱ができるような冷却設備を開発する。さらに、想定できる事故以上の異常事象が生じても対処できるよう、作動範囲が広く除熱性能に優れた信頼性の高い冷却設備を開発する。本冷却設備の概念の成立性を解析的および実験的に示し、通常運転時に原子炉圧力容器からの放出熱（熱損失）を除去可能であること、事故時に崩壊熱を除去可能であることを明らかにする。
平成27年度は、(1)熱流動現象の詳細解析を目標としており、熱放射を考慮した乱流自然対流モデルを用いて、冷却設備の熱流動現象を解析的に詳細に評価することに成功した。具体的には、HTTRの通常運転時の原子炉圧力容器からの放出熱（熱損失）は、300(kW)から600(kW)であるが、さらに200(kW)を追加して800(kW)の除熱を試みた結果、原子炉圧力容器も含めた構造物及び冷却設備の温度は最高使用温度を超えないことを明らかにできた。また、(2)スケールモデル（伝熱試験装置）の設計も目標としており、詳細解析で求められた形状を参考に、冷却設備を縮小したスケールモデル（伝熱試験装置）の設計に成功した。
本研究で提案した冷却設備は、全く新しい形状を採用しているため、受動的安全性の研究分野に対し新たな知見を提供するものとなる。また、学会発表については研究継続期間を通して積極的に報告する予定である。
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| 現在までの達成度 (区分) |
現在までの達成度 (区分)
2: おおむね順調に進展している
理由
平成27年度の研究実施計画に沿って研究を実施した結果、本冷却設備の概念の成立性を解析的および実験的に示すことで、通常運転時に原子炉圧力容器からの放出熱（熱損失）を除去可能であること、事故時に崩壊熱を除去可能であることを明らかにできた。
(1)熱流動現象の詳細解析を目標としており、熱放射を考慮した乱流自然対流モデルを用いて、冷却設備の熱流動現象を解析的に詳細に確認することに成功した。また、(2)スケールモデル（伝熱試験装置）の設計も目標としており、詳細解析で求められた形状を参考に、冷却設備を縮小したスケールモデル（伝熱試験装置）の設計に成功した。さらに、それらの成果の一部を、日本原子力学会およびThe 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016)で発表した。
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| 今後の研究の推進方策 |
平成28年度の研究実施計画を次に示す。平成27年度に実施した詳細解析を参考にスケールモデル（伝熱試験装置）の製作を行う。また、模擬原子炉圧力容器へ与える熱流束及び最終ヒートシンクである雰囲気温度をパラメータとして、スケールモデル（伝熱試験装置）の伝熱特性を測定する。その際、取得できた試験データより、スケールモデル（伝熱試験装置）内のホットスポットを同定する。最後に、詳細解析の結果とスケールモデル（伝熱試験装置）の試験結果を比較検討する。さらに、必要ならば詳細解析モデルの改良を行う。また、学会発表については平成28年度も積極的に報告する予定である。
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| 次年度使用額が生じた理由 |
平成27年度において競争入札による物品購入を行った結果、想定金額より安価で落札されたため、次年度の使用額が生じることとなった。
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| 次年度使用額の使用計画 |
平成28年度の実験に係る物品購入に使用する。
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