山路哲史研究室 - f.waseda.jp · 山路哲史研究室...
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• 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)
2
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
CV
38
3
CV
38
5
CV
38
4
CV
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)
FL9
10
(We
twe
ll V
en
t)
to drywell
atmosphere
Drywell
CV220
CV901
Environment
FL360 - FL362,
FL364 - FL369
FL358
FL653
RHR-2 RHR-1
HPSW
FL
64
8
FL
64
9
FL652
SPRSR01
CV652
CV
651
CV
650
CV
70
0
Reactor
BuildingRWCU return
(not modeled)
CV374 CV372
FL611
FL376 FL374
CV220
CV653FL656 (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
FL6
00
FL6
13
CV611
FL699
FL
65
1
FL
65
0
A CB D
FL704
SPRSR02CV631
HPCI
FL6
33
FL631
FL626
FL634
CV373 (Steam Line A) CV375 (Steam Line A)
Inboard
MSIVFL377
FL375FL373
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
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
新型炉
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 MPa7 MPa
0
200
400
600
800
1000
100 200 300 400 500 600
24 MPa
7 MPa
温度 [℃]
密度
[kg
/m3]
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
3.3GWd/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:
– 235U, 239Pu, 241Pu, 233Uなど(天然に存在するのは235U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
事故耐性燃料
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?
14Zr ZrO2
UO2
Zr + 2H2O ZrO2 + 2H2
酸化還元反応水素ガス発生
H2
H2O
水素爆発FP
放出
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 1800800
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
Cal
cula
tion
s (K
)
Measurements (K)
Meas.-10%
FEMAXI-7
800 1000 1200 1400 1600 1800800
1000
1200
1400
1600
1800
2000
2200
2400
Cal
cula
tion
s (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
CV
38
3
CV
38
5
CV
38
4
CV
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)
FL9
10
(We
twe
ll V
en
t)
to drywell
atmosphere
Drywell
CV220
CV901
Environment
FL360 - FL362,
FL364 - FL369
FL358
FL653
RHR-2 RHR-1
HPSW
FL6
48
FL6
49
FL652
SPRSR01
CV652
CV
65
1
CV
65
0
CV
70
0
Reactor
BuildingRWCU return
(not modeled)
CV374 CV372
FL611
FL376 FL374
CV220
CV653FL656 (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
FL6
00
FL6
13
CV611
FL699
FL6
51
FL6
50
A CB D
FL704
SPRSR02CV631
HPCI
FL6
33
FL631
FL626
FL634
CV373 (Steam Line A) CV375 (Steam Line A)
Inboard
MSIVFL377
FL375FL373
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19
MELCORによる予測の一例
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
粒子法
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)
22S. Koshizuka, Y. Oka, “Moving –particle semi-implicit method for fragmentation of incompressible fluid,” Nuclear Science and Engineering., 123, 421-434 (1996).
粒子法
MOVIEMOVIE
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
fuu
11 2 PDt
D
STkDt
Dh 2
Governing Equations
Mass conservation
Momentum conservation
Energy conservations
24
Particle interaction models
Divergence
Gradient
Laplacian
𝛻 ∙ 𝐮 =d
n0
j≠i
(𝐮j − 𝐮i) ∙ (𝐫j − 𝐫i)
𝐫j − 𝐫i2 ω 𝐫j − 𝐫i
𝛻ϕ i =d
n0
j≠i
ϕj − ϕi
|𝐫j − 𝐫i|2𝐫j − 𝐫i ω 𝐫j − 𝐫i
𝛻2ϕ i =2d
λn0
j≠i
ϕj − ϕi ω 𝐫j − 𝐫i
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.
粒子法
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)
MOVIE
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
粒子法
溶けた核燃料が冷えながら広がる様子
28MPS 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
33