新型炉の統合および個別影響試験

エネルギー情報局 (EIA) の 2017 年国際エネルギー見通しによると、世界のエネルギー消費は 2020 年から 2040 年の間に 28% 増加すると予想されています (EIA、2017 年)。 原子力発電所は現在、世界の電力の 11% を生成しています。 原子力発電は世界で 2 番目に急速に成長するエネルギー源となり、2020 年から 2035 年にかけて毎年平均 1.5% ずつ増加すると予測されています。米国では現在、原子力発電は全発電量の約 20% を占めています。全国のクリーン電力全体の 50% 以上を占めています。

原子力発電は、2050 年までに経済全体で実質ゼロ排出を達成するために不可欠な資源であると認識されています。世界の原子力発電のほとんどは、第 2 世代および第 3 世代の原子力発電所によって生成されています。 既存の原子力発電所の大部分は 2030 年代に廃止される予定ですが、世界中でカーボンフリー電力の需要が高まり、原子力エネルギーの開発が促進されるでしょう。 将来の原子力の安全性、信頼性、持続可能性、経済競争力、耐拡散性を実現するためには、原子力開発における技術の向上が求められています。 最新鋭の原子炉は、原子力産業を変革する可能性をもたらし、世界中の送電網の脱炭素化から生じる多くの課題に対処する、安全で信頼性の高いカーボンフリーの電力を提供します。 米国は過去10年間、新型炉の新技術開発に多大な労力を投資してきた。

先進的な原子炉の開発には、正常、過渡、非正常、事故条件下で新たな現象を示す統合された複雑なシステムの理解が必要です (Zweibaum et al., 2015)。 新型炉の現象学的解析と熱水力学的挙動は、その設計と安全性評価の基礎を形成します (Mascari et al., 2015)。

有意義な本格的な実験を実行するには、費用と時間がかかり、利用可能な時間と予算内では不可能です。 適切なスケーリングを考慮した、スケールダウンした実験テスト、たとえば個別効果テスト (SET) や統合効果テスト (IET) は、考えられるプロトタイプの熱流体挙動を特徴付けるための実験データベースを開発するのに適しています。 システムレベルの熱流体コードはデータベースに対して検証され、原子炉システムの設計と安全性解析に使用されます。

一方で、SET は、プロトタイプまたはシミュレートされた条件下で単一の局所現象または組み合わせた現象を特徴付けるための物理モデルおよび/または経験的相関関係を開発および検証するための実験データを提供するために実施されます。 これらのモデルと相関関係はそれぞれプロトタイプに必ずしも適合するとは限らないため、狭い範囲の条件内で適用可能性が限定された多くの物理モデルと経験的相関関係がシステム コードに実装され、さまざまなタイプのシミュレーションによる熱流体応答の特定に使用されます。対象となる原子炉の事故と異常過渡状態。

SET 機能は通常、スケーリングの歪みを最小限に抑えるために高度に装備されています。 一方、IET は、システム全体の動作、現象、プロセス、2 つ以上のコンポーネントの相互作用、およびシステム全体の設計対象機能に典型的な局所的な現象を調査するために実行されます (USNRC、1998)。 。 IET 施設は、基準原子炉内で想定される事故や異常な過渡現象によって現れる可能性のある動的および同様の熱水力学的応答全体を提供できます。

IETの実験から得られたデータは、基準原子炉の実物大の条件に直接適用するのではなく、システムコードの検証や事故現象の理解に使用されます。 IET 施設の計器とセンサーの数は、SET 施設の数よりも少ないです。 スケーリングの歪みは IET にとって避けられず、安全解析における不確実性の原因となる可能性があります。 したがって、時間制御は現実的ではないため、スケーリング歪み、特に時間スケーリング歪みを最小限に抑えるか排除することが重要です (Bestion、2017)。

開発中の溶融塩原子炉には、世界的な関心が高まっている 2 つのカテゴリーがあります。1 つは固体粒子燃料を備え、溶融塩が冷却材としてのみ使用されるフッ化物塩冷却高温原子炉 (FHR)、もう 1 つは溶融塩原子炉 (MSR) です。燃料は溶融塩冷却剤に溶解されています。 MSR または FHR 設計を評価するには、計算手法の妥当性と精度、不確実性に対する結果の感度、およびさまざまな条件下での安全マージンを理解するために安全性評価が実行されます (Diamond et al., 2018)。

MSR や FHR には規制の経験や実験の経験がはるかに少ないため、正常な状態、正常でない状態、および事故の状態での動作を予測することが不可欠です。 核熱水力現象の特定、計算ツールの検証、スケーリング解析の実行、さらにはスケーリング方法の検証には、多数の実験データが必要です。 SET と IET は、新型炉のライセンスを取得するためのシステムレベルの熱水力コードを開発および検証するためのデータベースの鍵となります。 ただし、MSR および FHR の SET と IET はまばらです。 溶融塩用の低温代替流体（熱媒油や水など）に基づく多くのSETおよびIETは、合理的なスケーリング戦略と許容可能な方法論を提供します（Zweibaum et al.、2020）。

代替流体を使用すると、非常に低い温度での関連する流体および熱伝達現象の調査が可能になり、必要なリソースが減り、利用可能な正確な機器やセンサーの使用が可能になり、溶融塩関連の危険を排除できます。 ただし、過冷却現象、過熱現象、熱混合と成層、放射熱伝達など、高温の液体塩のみに起因すると考えられるいくつかの現象は、代用流体を使用して考慮されていません。 過冷却は溶融塩の凍結現象を引き起こす可能性があり、その結果、過渡現象や事故時に重大なコンポーネントの損傷が発生する可能性があります。 過熱は反応器の構造に影響を及ぼし、流れの不均衡による局所的な加熱を引き起こす可能性があります。 寄生熱損失も、高温の溶融塩 (550 ～ 700°C) と低温の代替流体 (50 ～ 90°C) の間で大きく異なる可能性があります。

層流の場合、放射熱伝達がより高くなることが予想されるため、計算して定量化する必要があります。 米国では多数の溶融塩テストループが運用可能であり (Yoder, 2015; Robb, 2016; Chen, 2021)、すべてがポンプ、シール、バルブ、熱などの溶融塩コンポーネントの開発と実証をサポートするために使用されています。熱交換器、材料腐食試験など。 しかし、溶融塩事故の状況を研究するために利用できるSETおよびIET溶融塩施設はなく、溶融塩の熱伝達と流れは、これまでFHR/MSR炉心（ペブルベッド、平行チャネル、ロブバンドルなど）について徹底的に調査されていませんでした。典型的な温度と流体条件。 さらに、利用可能な溶融塩の熱伝達データが限られており、熱物理的特性に大きな矛盾があるため、誤解を招く結論につながっています (Holcomb、2013)。 したがって、FHR/MSR の炉心およびサブシステムの設計および事故解析のために、高忠実度の溶融塩の流れおよび熱伝達データベースを開発することが不可欠です。

MSR/FHR の SET と IET をサポートするために、UNM は溶融塩現象を理解し、主要コンポーネントの性能を向上させ、システム性能と解析コードを検証するための一連の革新的な溶融塩実験を実施しています。 革新的なハイブリッド ループプール設計を備えた縮小規模の多用途溶融塩試験施設が計画、建設され、通常、過渡、事故条件下でのシステム性能を予測する実験に使用されています。 この施設は、溶融塩バルブによって実現されるバイパス流ループを備えた SET および IET を実行できる方法で設計されています。 この施設が完成すると、SET と IET の両方から得られた実験データがシステムレベルのコードのベンチマークに使用されます。 図1に示す縮小スケールのフッ化物-塩統合効果および個別効果試験装置(FIESTA)は、Minghui Chen博士が指揮するニューメキシコ大学の先進熱水力学研究室で建設されています。

FIESTA の使命は、MSR と FHR、および国立研究所、産業界、大学の他の実験施設のライセンス供与を加速するための科学的および技術的基盤を確立することです。 FIESTA には、ライセンス プロセス中に評価される広範なイベントに対するほとんどの MSR または FHR 過渡応答を複製する機能があります。 FIESTAは、一次冷却材としてFLiNaK（すなわち、46.5％LiF-11.5％NaF-42％KFの共晶混合物）を使用し、典型的な炉心出口温度に相当する650℃で動作するように設計されている。 この施設には、容器、2 つの溶融塩ポンプ、中間熱交換器 (IHX)、二次熱交換器を含む、電力変換サイクルを除く、縮小規模の MSR または FHR のすべての主要コンポーネントが含まれることが期待されています。 (SHX)、原子炉直接補助冷却システム (DRACS)、容器冷却システム (VCS)、および中間ループ。 炉心は電気ヒーターロッドを使用してシミュレートされます。 DRACS、原子炉容器補助冷却システム (RVACS) に加えて、崩壊熱が対流および/または放射によって原子炉および防護容器の壁から除去される VCS も、簡単に組み込んでテストすることができます (Lisowski、2021)。 シミュレートされた熱は、コンクリート格納容器の空洞内を流れる空気に伝達され、直接環境に排出されるか、対流による水への二次交換を介して環境に排出されます。 過渡状態や事故状態では、原子炉のフィードバック効果をシミュレートするために電力が変化します。 FIESTA はテストセクションを除いて完全に加熱および断熱されています。

FIESTA の主な目的の 1 つは、熱油圧システム コードの検証に関連する定常状態および過渡状態の実験データを収集することです。 この目的において、FIESTA は MSR または FHR 設計を代表するのに十分な複雑性を備えており、原子炉炉心、IHX、中間ループ、SHX、ヒートシンク ループ、および崩壊熱除去システムの熱流体挙動間に強い結合が存在します ( DRACS および/または RVACS)。 いくつかの MSR および FHR の公称動作と過渡現象に基づいて、FIESTA 用のテスト マトリックスが開発されます。 冷却材の入口と出口の温度、流量、圧力、熱交換器と模擬炉心間の差圧に関するデータが取得されます。 これらのデータは、サブシステムの結合を評価するために使用されます。 これらは、FHR の現在のシステムレベルの熱油圧コードで使用されている熱伝達と圧力損失の相関/モデルのベンチマークにも使用されます。

SET と IET を実行する研究プログラムでは、多用途の溶融塩試験施設を利用して、MSR および FHR 技術の導入をサポートするシステム コードを検証します。また、学部生から大学院生まで、特にネイティブ アメリカン、ヒスパニック系、過小評価されている少数民族の学生に、さまざまなトレーニングやトレーニングを提供します。先進的な原子炉、実践的な溶融塩実験、計測技術に関する教育の機会。

なお、この記事は季刊誌第13号にも掲載される予定です。

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