研究内容紹介

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テーマ1:高性能で安全な新型炉をシミュレーションで設計する

 現在、世界で稼働している軽水炉の多くは1960年代以降に当時の火力発電技術を活用して開発された「第二世代」の軽水炉と、 主にその安全性を向上した「第三世代」の軽水炉(1990年代以降)です。 最近ではさらに安全性を向上した「第三世代+」炉が一部の国で開発/建造中です(事故を起こした福島のプラントは第二世代)。 しかし、基本的な発電性能は1960年代当時からあまり向上していません(発電効率は約33%→35%)。 これはタービンを回すために使われている蒸気の温度と圧力が低いためです。 原子炉の炉心は化学反応の5,000万倍に達する高エネルギーを発生させますが、 温度と圧力の低い通常の蒸気はこのエネルギーを効率良くタービンに伝えることができません。
 火力発電ではこの問題を克服するために、「超臨界水」を用いています。水は約374℃、220気圧の「臨界点」を超えると“沸騰”しなくなります(液体と気体の区別がなくなります)。 このような水を超臨界水と呼びます。 火力発電では、超臨界水でタービンを回すことで、蒸気の持つ力を極限まで引き出して、40%以上の高い発電効率を達成しています。 日本では現在、100基以上の火力発電プラントが超臨界圧で運転しています。 これと同じように、原子炉の冷却に超臨界水を用いるのが「超臨界圧軽水冷却炉(Supercritical Water cooled Reactor: SCWR)」です。「第四世代」の軽水炉と呼ばれています。 さらに、炉物理計算をやってみると、この炉は原子炉の中を飛び交う中性子のエネルギーを高めた「高速炉」としての性能が高いことも分かりました。 高速炉は通常の原子炉に比べてウラン資源の消費量を約1/100に低減できます。
 そこで、研究室では炉物理計算シミュレーションと伝熱流動計算シミュレーションを結合させ、超高性能の第四世代軽水炉(発電効率約44%の高速炉)の設計研究を行っています。  



未来シンポジウムの講演

第14回未来エネルギーシンポジウム(2018年3月2日)での講演内容も併せてご覧ください

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