Basic/Fundamental Research on Safety Features of Passive Cooling Systems for Reactor Pressure Vessel

反应堆压力容器非能动冷却系统安全特性基础/基础研究

• 批准号: 22K04628
• 负责人: 高松 邦吉
• 金额: $ 2.66万
• 依托单位: Japan Atomic Energy Agency
• 依托单位国家: 日本
• 项目类别: Grant-in-Aid for Scientific Research (C)
• 财政年份: 2022
• 资助国家: 日本
• 起止时间: 2022-04-01 至 2025-03-31
• 项目状态: 未结题
• 来源: https://kaken.nii.ac.jp/grant/KAKENHI-PROJECT-22K04628/
• 关键词: 安全工学; 原子力工学; 格納容器; 受動的安全性; ふく射; 対流; 高温ガス炉; 新型炉; 熱工学

(目的)自然循環冷却方式や放射冷却方式を実用化するためには、通常運転時、及びあらゆる自然災害発生時でも、事故時の崩壊熱を受動的に除去できるのか、安全性を評価する必要がある。(評価)冷却方式の構造の違いと外部パラメータが冷却に及ぼす影響を検討した。自然循環冷却方式は、通常運転時、外気と共にダクト内に取り込まれた可燃物が熱交換面で熱せられ、低温発火が発生する。可燃物が取り込まれないよう、ダクトの入口にフィルターを設置しても、ビニール袋1枚がフィルターに吸い付けば、ダクトが詰り、自然循環流量はゼロとなり、熱交換面の温度は急上昇する。自然対流熱伝達率に影響する外部パラメータ数が多いため、自然循環の不安定現象や流体振動等が発生すると、除熱能力が低下する。台風や豪雨等の自然災害発生時、自然循環冷却方式は外気の擾乱の影響を受け易いので、除熱能力が低下する。一方、通常運転時及び自然災害発生時も、放射冷却方式は安全に確実に除熱できること、自然循環冷却方式よりも事故時の安全性を高められることを明らかにした。(解析・実験)実機を等倍縮小したスケールモデル(伝熱試験装置)を用いて実験を行い、実機とスケールモデルのGr数を比較したところ、いずれも乱流であることを確認し、スケールモデルで得られた実験結果は有用であることを確認した。実用高温ガス炉で求められるRPVからの除熱量は3kW/m2である。自然循環冷却方式も約3kW/m2である。放射冷却方式は除熱量3kW/m2を大幅に上回り、除熱量7kW/m2を解析的に達成し、除熱量8.2kW/m2を実験的に達成した。また、実機における熱交換面積の増加は原子炉出力の増加に繋がり、熱交換面積の変化は除熱量のコントロールに繋がる。(まとめ)本冷却設備の成立性を示し、RPV表面から放出される熱を除去可能であることを明らかにした。今後も積極的に外部発表する予定である。

(purpose) of natural circulation cooling way や radiation cooling way を be in turn す る た め に は, transport planning, and usually び あ ら ゆ る 発 born when natural disasters で も, の collapse accident 壊 hot を に by moving to remove で き る の か, security を review 価 す る necessary が あ る. (Comment on 価) cooling method <s:1> structure <e:1> violation of <s:1> と external パラメ タが タが cooling に and ぼす influence を検 report た. Natural circulation cooling は, transport planning, usually 気 と altogether に ダ ク ト に inside take り 込 ま れ た fuel が heat exchange surface heat で せ ら れ, low temperature 発 fire が 発 raw す る. Take combustible が り 込 ま れ な い よ う, ダ ク ト の entrance に フ ィ ル タ ー を set し て も, ビ ニ ー ル bag one が フ ィ ル タ ー に い pay absorption け ば, ダ ク ト が wall り, natural circulation flow は ゼ ロ と な り rising temperature, heat exchange surface の は urgent す る. Natural rate of heat flow 伝 of seaborne に influence す る external パ ラ メ ー タ が much い た め, natural circulation の や fluid vibration phenomenon of instability が 発 raw す る と, in addition to the low heat capacity が す る. When natural disasters such as typhoons and や heavy rain occur, the natural circulation cooling method is affected by the disturbance or impact of <s:1> external factors <e:1>, which makes it け prone to で で and has a low heat removal capacity が する. One party, usually when planning and natural disasters 発 び も, radiation cooling は safety when に really be に except hot で き る こ と, natural circulation cooling way よ り も の を high safety accident め ら れ る こ と を Ming ら か に し た. (parsing, be 験) be machine を shrink し た ス ケ ー ル モ デ ル (伝 thermal test device) を い て be 験 を い, be machine と ス ケ ー ル モ デ ル の Gr number を compare し た と こ ろ, い ず れ も turbulence で あ る こ と を confirm し, ス ケ ー ル モ デ ル で have ら れ た be 験 useful results は で あ る こ と を confirm し た. The actual high-temperature ガス furnace で is used to calculate the められるRPV ら ら <s:1> heat removal capacity <e:1> of 3kW/m ² である. Natural circulation cooling method である approximately 3kW/m ² である. The heat removal capacity of the radiative cooling method is 3kW/m2を, which is significantly higher than that of the previous に. The heat removal capacity is 7kW/m2. The を analysis achieves に. The heat removal capacity is 8.2kW/m2. The を experiment achieves た た. ま た, be machine に お け る の raised heat exchange area plus は atomic furnace output の raised and に 繋 が り, heat exchange area is の variations change は except heat の コ ン ト ロ ー ル に 繋 が る. (ま と め) the sex of the establishment of our cooling equipment の を し, RPV surface か ら release さ れ る hot を may remove で あ る こ と を Ming ら か に し た. In the future, <s:1> active に external releases する are scheduled for である.

项目成果

Comparison on safety features among HTGR’s Reactor Cavity Cooling Systems (RCCSs)

HTGR反应堆腔冷却系统（RCCS）安全特性比较

• 发表时间: 2023
• 作者: Takamatsu Kuniyoshi;Funatani Shumpei
• 通讯作者: Funatani Shumpei

輻射を利用した原子力キャビティ冷却システムの伝熱特性に関する研究

核腔辐射冷却系统传热特性研究

• 发表时间: 2022
• 作者: 坂野雅樹;舩谷俊平;高松邦吉
• 通讯作者: 高松邦吉