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山路哲史 研究室

（原子炉設計・安全・計算科学）

1

先進理工学研究科

共同原子力専攻

山路哲史

[email protected]

新型炉

事故耐

性燃料

福島

粒子法

• 1997 – 2006：University of Tokyo, Dr. Engineering

• 2006 – 2011: Research Engineer, Japan Atomic Energy Agency (JAEA)

• 2011 – 2014: Nuclear Scientist, OECD Nuclear Energy Agency (NEA)

• 2014 –: Assistant Professor (tenure), Waseda University

山路哲史（Akifumi YAMAJI）

①第四世代原子炉の炉心設計 LOOP B FL387 FL383 FL385 LOOP A FL384 FL382 FL614 CST FL304 C V 3 83 C V 3 8 5 C V 3 8 4 C V 38 2 FL386 FL370 CV391 Turbine / Hotwell (time independent) Inboard MSIVs FL371 FW Pump CV392 Feedwater source (time independent) CRD Pump RCIC Core Spray (Loop 1) CV600 FL372 FL702 FL706 FL606 CV370 (Steam Lines B, C & D)

SVs (2 valves) F L 91 0 (W e tw e ll V e n t) to drywell atmosphere Drywell CV220 CV901 Environment FL360 - FL362, FL364 - FL369 FL358 FL653 RHR-2 RHR-1 HPSW F L6 4 8 F L 64 9 FL652 SPRSR01 CV652 C V 651 C V 650 C V 7 00 Reactor Building RWCU return (not modeled) CV374 CV372 FL611 FL376 FL374 CV220 CV653 FL656 (LPCI) FL655 (supp. pool cooling) FL657 (LPCI) FL654 (supp. pool cooling) CV394 (time independent keep-full at steady state) S/RV (typical) 9 parallel valves Turbine Building F L6 0 0 F L6 1 3 CV611 FL699 F L6 5 1 F L6 5 0 A C B D FL704 SPRSR02 CV631 HPCI F L 6 33 FL631 FL626 FL634 CV373 (Steam Line A) CV375 (Steam Line A)

Inboard MSIV FL377 FL375 FL373 FL359, FL363 S/RV (typical) 2 parallel valves ③原子炉システム事故シミュレーション ②事故耐性燃料の設計 ④粒子法による溶融炉心 挙動メカニズムの解明

総合理工学としての

原子力研究への挑戦

炉物理、熱流動、材料 炉心設計、燃料ふるまい プラント制御と安全 計算科学

新型炉の設計研究

SCWR（超臨界圧軽水炉）

High breeding LWR（高増殖軽水炉）

4

新型炉の開発動向

5 http://www.jst.go.jp/nrd/result/h22/t01.html

高い経済性と安全性

第4世代原子炉の概念

超臨界圧軽水冷却炉（SCWR） (スーパー軽水炉、スーパー高速炉 ：早大・山路研究室) ナトリウム冷却高速炉（SFR） 鉛合金冷却高速炉 (LFR) 超高温ガス炉 (VHTR) _{ガス冷却高速炉(GFR)} 溶融塩炉(MSR) 6

超臨界水とは？

• 臨界点（22.1MPa、374℃）以上の高温高 圧の水を「超臨界水」（supercritical water）又は「超臨界圧水」と呼びます。 • 「沸騰現象」がありません（物性は連続 的に変化します）。 • 日本では1960年代から石炭火力発電は 超臨界圧に移行しました。 固体 液体 気体 臨界点 （22.1MPa, 374℃） 超臨界 温度 圧力 図1：水の状態図 温度 [℃] 定圧比熱 [kJ/kg /K] 0 10 20 30 40 50 100 200 300 400 500 600 24 MPa 7 MPa 0 200 400 600 800 1000 100 200 300 400 500 600 24 MPa 7 MPa 温度 [℃] 密度 [kg /m 3 ] 図2：水の温度と定圧比熱の関係 図3：水の温度と密度の関係

• 東大の岡研究室で考案（山路研の前身）

• 高性能（経済性）：高い発電効率、コンパクト、単純

• 高い信頼性と安全性：超臨界圧火力発電プラント技術の活用

• 高速増殖炉の設計も可能

スーパー軽水炉のプラント概念図

25.0MPa, 500℃

8

スーパー軽水炉（超臨界圧軽水冷却炉）とは？

7.1MPa, 286℃

6.1MPa, 277℃

「第4世代原子炉」に選定

原子炉の 設計

9

スーパー軽水炉（超臨界圧軽水冷却炉）設計研究

3.3G Wd /t 3次元炉心計算 スーパー軽水炉／ 高速炉の安全解析 スーパー軽水炉／高速炉の炉心設計 スーパー軽水炉／高速炉の燃料設計 原子炉の 設計

核分裂性核種と親物質、転換と増殖

• 核分裂性核種：

–

235

_U,

239

_Pu,

241

_Pu,

233

_U

_{など（天然に存在するのは}

235

_U

_のみ）

• 親物質から核分裂性核種への転換：

– U238

＋ 中性子 → β崩壊×２回→

Pu239

転換

高速増殖炉

（Na炉等）

熱中性子炉

（軽水炉等）

親物質

核分裂性核種

核分裂＞転換

核分裂＜転換

10 新型炉

スーパー軽水炉／スーパー高速炉

熱効率～45％

CSDT42年を達成！

高増殖軽水炉

11 ＡＢＷＲ型 熱効率～35％ 増殖性能CSDT＝245年 （燃料を倍に増やすために要する時間） 原子炉の 設計 炉心出力分布

事故耐性燃料

（Accident Tolerant Fuel）

FEMAXI-7

12

New LWR Concepts_事故耐

水素爆発・・・何故？

13

出典：原子力安全保安院平成23年4月11日ＨＰ掲載資料

事故耐 性燃料

事故耐性燃料

• 炉心冷却喪失後も高温の蒸気に耐えられる燃料

• 日・米・仏で実用化プロジェクト開始

• 停止中の原子炉の再稼働の切り札？

14 Zr ZrO₂ UO₂

Zr + 2H

₂

O  ZrO

₂

+ 2

H

₂ 酸化還元反応水素ガス発生 H₂ H₂O 水素爆発

_放出

FP

事故耐 性燃料

事故耐性燃料の実用化プロジェクト

15 800 1000 1200 1400 1600 1800 800 1000 1200 1400 1600 1800 2000 2200 2400 _{Meas. +50%} Meas. +6% IFA-14 rod-1 IFA-597.4 rod-10 IFA-597.4 rod-11 Ca lcul ations (K) Measurements (K) Meas.-10% FEMAXI-7 800 1000 1200 1400 1600 1800 800 1000 1200 1400 1600 1800 2000 2200 2400 Ca lcul ations (K) Measurements (K) Meas. +5％ IFA-514 rod-1 IFA-597.4 rod-10 IFA-597.4 rod-11 Meas.－5％ Halden（Norway） Model validations

OECD/NEA Data Bank

• 早大・基本設計と性能評価

• 核燃料メーカーでプロトタイプを作成

• ノルウェーのHalden炉で試験照射

事故耐 性燃料

大規模システム解析による福島事故

のシミュレーション

（福島廃炉プロジェク）

MELCOR

16 福島廃炉 PJ

英知を集結した福島廃炉プロジェクト

• ミュオン測定、ロボットカメラ映像から得られる情報と最新のシミュレー ションから得られる情報を集結して、福島1号機～3号機の炉内状況を推 定する国のプロジェクトに参加しています。

_{Muon imaging}

Image from robot camera

System simulation 早大・山路研 http://irid.or.jp/video/ 福島第一原子力発電所２号 機ミュオン測定による炉内 燃料デブリ位置把握につい て(2016年7月28日) 福島廃炉 PJ

LOOP B FL387 FL383 FL385 LOOP A FL384 FL382 FL614 CST FL304 C V 3 8 3 C V 3 8 5 C V 3 8 4 C V 3 8 2 FL386 FL370 CV391 Turbine / Hotwell (time independent) Inboard MSIVs FL371 FW Pump CV392 Feedwater source (time independent) CRD Pump RCIC Core Spray (Loop 1) CV600 FL372 FL702 FL706 FL606 CV370 (Steam Lines B, C & D)

SVs (2 valves) F L 9 1 0 (W e tw e ll V e n t) to drywell atmosphere Drywell CV220 CV901 Environment FL360 - FL362, FL364 - FL369 FL358 FL653 RHR-2 RHR-1 HPSW F L 6 4 8 F L 6 4 9 FL652 SPRSR01 CV652 C V 6 5 1 C V 6 5 0 C V 7 0 0 Reactor Building RWCU return (not modeled) CV374 CV372 FL611 FL376 FL374 CV220 CV653 FL656 (LPCI) FL655 (supp. pool cooling) FL657 (LPCI) FL654 (supp. pool cooling) CV394 (time independent keep-full at steady state) S/RV (typical) 9 parallel valves Turbine Building F L 6 0 0 F L 6 1 3 CV611 FL699 F L 6 5 1 F L 6 5 0 A C B D FL704 SPRSR02 CV631 HPCI F L 6 3 3 FL631 FL626 FL634 CV373 (Steam Line A) CV375 (Steam Line A)

Inboard MSIV FL377 FL375 FL373 FL359, FL363 S/RV (typical) 2 parallel valves

システム解析で事故を理解

• 原子炉過酷事故解析コード（MELCOR）による解析

18

• 実際の測定値と比較（例：圧力、温度、放射能）

• システム全体の事故進展プロセスの解明

福島廃炉_PJ

福島

MELCORによる予測の一例 19 ①炉心損傷開始 ②圧力容器からの漏洩開始 ③１回目の炉心崩壊 ④格納容器からの漏洩開始 ⑤圧力容器の破損 実際に起こったこ とを推定できる。 ⑥格納容器ベント成功 ⑥ 福島廃 炉PJ

粒子法による溶融炉心挙動の解明

基礎基盤研究プロジェクト

粒子法（MPS法）

20

21

“経験的” なモデルから“機構論的”なモデルへ

経験的なモデル （多数の実験データから傾きを算出） 機構論的なモデル 物理現象に基づくモデル 例：燃料ペレットの密度が低下していく現象を予測したい

「経験」していないことは予測できない。

福島事故・・・ どっちが正しい？

機構論的モデルな

ら予測できるはず。

粒子法

粒子法（MPS法）

• 東大の岡・越塚研究室で開発（1990年：山路研の前身）

• ラグランジュ法をベースとする（メッシュ・グリッド不要）

• 非圧縮性流体の流れを経験式に依存せず、基本的な物理モ

デルで解くことができる（質量、運動量、エネルギー保存）

22

S. Koshizuka, Y. Oka, “Moving –particle semi-implicit method for fragmentation of incompressible fluid,” Nuclear Science and Engineering., 123, 421-434 (1996).

粒子法

移動格子

格子のゆがみ

volume-of-fluid (VOF)

界面での数値拡散

粒子法(ＭＰＳ法)と格子法

粒子法(ＭＰＳ法）：

格子を用いないのでどちらの問題も生じない

23 粒子法

Particle

interactions

支配方程式の離散化

0











u



Dt

D

f

u

u







1

1

_

_

_

₂

_





P

Dt

D

S

T

k

Dt

Dh

_

_

₂

_

Governing Equations

Mass conservation Momentum conservation Energy conservations 24

Particle

interaction models

Divergence

Gradient

Laplacian

𝛻 ∙ 𝐮 = d n0 j≠i (𝐮_j− 𝐮_i) ∙ (𝐫_j− 𝐫_i) 𝐫_j− 𝐫_i 2 ω 𝐫j− 𝐫i 𝛻ϕ _i = d n0 j≠i ϕ_j− ϕ_i |𝐫_j− 𝐫_i|2 𝐫j− 𝐫i ω 𝐫j− 𝐫i 𝛻2ϕ _i = 2d λn0 j≠i ϕ_j− ϕ_i ω 𝐫_j − 𝐫_i 粒子法

原子炉圧力容器下部ヘッドの破損

25

• 対流

• 層化

• Focusing効果

• アブレーション

• クリープ

FOREVER（1/10 scale experiment） Wolfgang Luther, “Late In Vessel

Phenomina”, SARnet Short Course on Severe Accident Phenomenology, 2011.

Locations of failures

26

鉛ビスマス・シリコーン油を用いた模擬実験（電中研）

Experiment conducted at Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI)

Cross section

Top [MPS]Discharge start time: 74.1[s] (Experiment: 68[s])

27

鉛ビスマス・シリコーン油を用いた模擬実験の解析

破損位置や時刻が実験と概ね一致

74.1[s] 80[s] 85[s] 90[s] 95[s] 100[s]

D. Masumura et al., “Analysis of Metal Vessel Wall Ablation Experiment with High Temperature Liquid by MPS Method,” Proc. NURETH-16, Chicago, USA, August 30-September 4, 2015

溶けた核燃料が冷えながら広がる様子

28 MPS model VULCANO実験

流体の運動方程式

＋表面張力

＋伝熱・輻射

＋相変化・粘性

粒子法 MOVIE MOVIE

粒子法（MPS法）による溶融炉心挙動解析

29 アブレーション と流路閉塞 溶融物の成層化 コア・コンクリート 反応とデブリ冷却 共晶溶融 計装管の溶融・破損 Spreading 圧力容器下部ヘッド破損 粒子法

卒論テーマ

• 新型炉設計研究（スーパー高速炉）

• 事故耐性燃料実用化プロジェクト（FEMAXI-7）

• 福島廃炉プロジェクト（MELCORシステム解析）

• 粒子法（MPS法）による溶融炉心挙動解析

• （番外編：宇宙用原子炉）

31 新型炉 事故耐 性燃料 福島 粒子法

• 51号館11階07室、09B室、10室 • ＴＥＬ：03-5286-8225

• E-mail: [email protected]

• HP：“山路研”で検索！ • 研究は1人、1テーマ

• Flexibility & Responsibility

• 週1回の全体ゼミ ＋ サブゼミ • 博士課程1名、修士課程9名、学部5名、秘書、研究員 32

メンバー・研究室の環境

山路研 ITER CEA Cadarache 総合理工学としての 原子力研究への挑戦

共同研究・インターンシップ・交流等