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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
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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
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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
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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
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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
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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
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• 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
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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
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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
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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
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事故耐性燃料(Accident Tolerant Fuel)
FEMAXI-7
12
New LWR Concepts
事故耐性燃料
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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
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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
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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
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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
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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
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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
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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
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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
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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
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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
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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
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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
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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
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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
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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
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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
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粒子法(MPS法)による溶融炉心挙動解析
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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
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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)
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新型炉
事故耐性燃料
福島
粒子法
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• 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
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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
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共同研究・インターンシップ・交流等
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