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akifumi.yamaji@waseda.jp

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）

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: akifumi.yamaji@waseda.jp• 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