Thermal Science & Engineering Vol.15 No.2 (2007)

3 領域炉心熔融塩炉の非定常特性―負荷追従性の検討―
山本 高久†

三田地

紘史†

西尾

正寿†

Unsteady Characteristics of Three-Core Molten Salt Reactor―A Study on Load-Following Capability―
Takahisa YAMAMOTO†

Koshi MITACHI†

and Masatoshi NISHIO†

Abstract
Numerical analysis has been performed for load-following capability of a 465 MWth Three-Core Molten Salt
Reactor (MSR). “Reactor-slaved-to-turbine control technique” is adopted for reactor control. As for this control
technique, a turbine is controlled by a speed regulator of a generator, and subsequently the reactor is controlled so as tofollow the turbine output. In this study, the turbine power is rapidly changed in a range of 50-150% of the rated power.
Then transient characteristics of fuel salt and graphite temperatures, neutron fluxes, delayed neutron precursors, andreactor output are calculated. The analysis result shows that the reactor output is capable of following the turbine powerin the range of the turbine output of 50-150%.
Key Words: Molten salt reactor, Load-following capability, Fuel salt flow, Nuclear fission reaction

１

緒 言

著者らは，熔融塩炉の炉心を複数の領域に分割し，各炉心領域での燃料塩体積率を操作することにより，

第 4 世代原子炉コンセプト(GENE-IV)では，6 つの炉内の中性子束分布を平坦化することを考えた．そ次世代型原子炉が取り上げられているが，その中のして，3 領域から成る炉心を有する 3 領域炉心熔融

一つに液体核燃料(熔融フッ化物塩に核燃料を溶解

塩炉を新たに概略設計し，黒鉛減速材を無交換で 30させたもの．以後，燃料塩と呼ぶ)を用いる熔融塩炉

年にわたる長期運転の可能性を示した[8,9]．

がある[1]．これまでの熔融塩炉の研究では，主に炉このようにこれまでの研究では，熔融塩炉の概略の概略設計が進められてきた．アメリカ・オークリ

設計が行われ，炉の初期臨界特性や燃焼特性が示さ

ッジ国立研究所では Molten Salt Reactor Experiments

れている．しかし，炉の非定常特性，ひいては炉の(MSRE)を行い，そこで得られた知見を基に熔融塩増

安全性ならびに炉制御性について検討した研究報告

殖炉(Molten Salt Breeder Reactor, MSBR)の概略設計は殆ど為されていない．新型炉である熔融塩炉の実を行っている[2-5]．MSBR は核燃料の増殖を目的と現のためには，非定常解析を行い，概略設計を行っしたもので，黒鉛減速材の交換は 4 年毎，燃料増倍た炉の安全性，炉制御性を明らかにしておく事は必

期間は 22 年としている．我が国においては，古川ら

要不可欠である．そこで著者らは先報において，熔

が MSBR よりも炉の小型化ならびに長寿命化を図

融塩炉に特化した非定常解析モデルを作成した[10]．

った小型熔融塩炉 Fuji-Ⅱの概略設計を行っている

この解析モデルでは，燃料塩流動についての連続の[6,7]．Fuji‐Ⅱは黒鉛減速材の交換無しで 25 年(負荷式，運動量保存式，燃料塩と黒鉛減速材についての率 50%)におよぶ長期運転を可能としている．他方，

エネルギー式，中性子束の 2 群拡散方程式，6 群遅†

受付日: 2006 年 3 月 13 日,第 43 回日本伝熱シンポジウムより受付, 担当エディター: 河村 洋
豊橋技術科学大学 工学部,機械システム工学系 (〒441-8580 愛知県豊橋市天伯町雲雀ヶ丘 1－1)

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考慮していない既往の結果に比べて 0.2%程度低い，等の基礎炉心特性を明らかにした[11]．本報では 3
炉心熔融塩炉を対象に非定常炉心解析を行い，炉の負荷追従性，ひいては炉の安全性および炉制御性の検討を目的とした．
２3 領域炉心熔融塩炉

本報で解析対象とした直径 7.16 m，高さ 3.36 m，定格熱出力 P0=465 MWth の 3 領域炉心熔融塩炉の概略図を図 1 に，炉の諸元を表 1 に示す．炉容器内は黒鉛減速材が密に配置されている簡略な構造をしており，単位体積あたりに占める燃料塩の割合(以後，燃料塩体積率 Fr)が異なる 5 領域から構成されている．核分裂反応が活発に生じる炉心 1(Fr=0.34)，炉心 2(Fr=0.32)，炉心 3(Fr=0.26)，燃料塩をスムーズに
Fig. 1 Schematic drawing of 3-Core Molten Salt Reactor.

流すための燃料塩ダクト(Fr=0.9)，炉心からの中性子漏洩を防ぐ黒鉛反射体(Fr=0.005)である．炉心領域の黒鉛減速材は，図 2(b)に示すような黒鉛六角柱より

Table 1 Main features of 3-Core Molten Salt Reactor.
Thermal output (rated power)
465 MWthFuel salt composition
LiF
71.76 mol%
BeF2
16.0
ThF4
12.0
233
UF4
0.24
Fuel salt volume
Reactor23.0 m3
External loop
5.3 m3Graphite volume
106.2 m3
Fuel salt inflow rate
0.735 m3/s
Fuel salt temp. (rated power)
Inlet
833 K
Outlet973 K
External loop transit time,
38.54 sNeutron multiplication factor
1.0186
Temperature
coefficientof -2.19 × 10-5
reactivity
1/K構成される．各々の黒鉛六角柱は等価直径 D=20 cm
として概略設計されており[8,9]，これから燃料塩体
積率を用いて逆算すると燃料塩流路の直径および燃料塩と黒鉛減速材との単位体積当りの伝熱面積を算出することができる．燃料塩流路直径および単位体
積当りの伝熱面積の各データを表 2 にまとめる．表中にあるように燃料塩直径はそれぞれ炉心 1 では
d=11.7 cm, 炉心 2 では d =11.3 cm，炉心 3 では d =10.2
cm となる．また，この空洞部は細管で六角柱周辺と連結されており，燃料塩は条件に応じて空洞部から六角柱周辺に流れ，さらに六角柱周辺の隙間を通って炉の半径方向にも流動する．黒鉛減速材ならびに燃料塩ダクトは図 3(b)に示すような平板形状をしている．黒鉛反射体では厚み D=20 cm，幅 d=0.1 cm である．一方，燃料塩ダクトでは D=4 cm，d=3.6 cm
であり，当該領域の殆どが燃料塩に占められている構造をしている．

発中性子先行核の輸送方程式から成る．熔融塩炉では，中性子発生源である遅発中性子先行核が炉内を定格運転時，燃料塩は炉下部から 833 K，0.735 m3/s

移動し，この移動が炉心特性に影響を及ぼすが，作で流入する．そして燃料塩ダクトや黒鉛減速材に設成した解析モデルでは，熱流動と核分裂反応とを連けられた燃料塩流路を，核分裂反応，熱発生を伴い成させることにより，その影響を詳細に評価できる

つつ上方へと流れ，炉上部の流出口より 1 次系配管ようになっている．この解析モデルを用い，熔融塩に流出する．流出した燃料塩は，循環ポンプにより炉の定格時の定常炉心特性を解析したところ，(1)遅昇圧され，熱交換器での除熱を経て，38.5 秒後に再発中性子先行核，その中でも寿命の長い先行核群ほび炉下部の燃料塩流入口へと導かれる．

ど燃料塩流れの影響を受けて下流へと流される，(2)負荷追従性を検討するにあたり，本研究では炉の燃料塩流れを考慮した定格運転時の実効増倍係数は，制御方式に，加圧水型軽水炉(PWR)にて採用されて- 76 -© 2007 The Heat Transfer Society of Japan

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いるタービン優先方式を適用した．この方式では蒸気タービン系の負荷の変動に対し，燃料塩の負の反
応度温度係数を利用して炉出力が自律的に負荷追従する．そこで本報では，定格運転時の 3 炉心領域熔
融塩炉に，極めて大きな負荷変動をステップ入力した際の非定常解析を行った．
３

数値解析モデル熔融塩炉内は，
図 2(a)および図 3(a)に示すように，
燃料塩流路を有する六角柱状ならびに平板状の黒鉛
減速材が挿入されている．本解析モデルでは，図 1に示す炉全体を 2 次元円筒座標系のもと,半径方向に
32 分割,軸方向に 64 分割した．そして，得られた計算セルにおいて後述する支配方程式を考えた．燃料
Fig. 2 Configuration of Core1, Core2 and Core3.

塩流動および伝熱計算では，各炉心領域の燃料塩体
積率，黒鉛減速材の幾何形状を考慮した．他方，核解析では幾何形状は考慮せず，燃料塩，黒鉛減速材
は計算セル内で均質に分布しているとして扱った．
詳細は以下の通りである．
3.1 燃料塩流動の解析モデル
燃料塩は図１に示した燃料塩ダクトや図 2(a)および図 3(a)に示した黒鉛減速材に設けられた燃料塩流路を流れる．また，熔融塩炉の炉心領域上面と下面にはオリフィスが挿入されており，炉内各領域を流れる燃料塩流量が調整される．これは，核分裂反応が活発で，熱発生が顕著な箇所に重点的に燃料塩を流し，除熱するためである．燃料塩の流動解析には
このような燃料塩流路内の管摩擦やオリフィスの圧力損失を考慮した以下の連続の式，運動量保存方程Fig. 3 Configuration of fuel duct and graphite reflector.

式を考えた．

1 ∂(ru ) ∂w
+
=0
∂z
r ∂r
∂u ⎞
∂u
∂p
⎛ ∂u
+ w ⎟ = Br −
ρF ⎜ + u
∂
∂
∂
t
r
z
∂r
⎝
⎠
∂w
∂w ⎞
∂p
⎛ ∂w
+u
+w
ρF ⎜
⎟ = Bz −
∂r
∂z ⎠
∂z
⎝ ∂t

(1)
の式より算出した[10,12]．
(2)
3.2 伝熱解析モデル
熔融塩炉の伝熱解析では，燃料塩流動による対流(3)

熱伝達，黒鉛減速材内の熱伝導，そして燃料塩と黒ここで，r，z は半径方向，軸方向距離を，u，w は鉛減速材との熱交換といった異なる伝熱形態を同時

各方向の速度をそれぞれ表している．また，ρF は燃に考慮する必要がある．対流熱伝達および熱伝導に料塩密度であり，燃料塩温度 TF を用いて次式で計算

ついては以下に示す支配方程式を考え，燃料塩温度

される．

TF 及び黒鉛減速材温度 TG を解析した．

ρ F = 3494 − 0.688TF(4)

式(2)，(3)中の Br，Bz は物体項であり，黒鉛減速材

q
∂T
∂T ⎞
⎛ ∂TF
+ u F + w F ⎟ = κ F ∇ 2TF + q F + GF
Fr
∂r
∂z ⎠
⎝ ∂t
(5)

ρ F cF ⎜に設けられた燃料塩流路を流れる際の管摩擦等による圧力損失が含まれる．本解析では Darcy-Weisbach- 77 -© 2007 The Heat Transfer Society of Japan

Thermal Science & Engineering Vol.15 No.2 (2007)形成されている．そのため黒鉛熱交換量 qGF を求めるにはこの温度分布を考慮することが望ましい．本
解析では，まず，図 2(a)あるいは図 3(a)に示す複数の黒鉛六角柱から成る円環要素を，炉心領域では円柱セル，燃料塩ダクト，反射体では平板セルで代表させる．そして，これらセルの黒鉛部分について，
図 4 ならびに表 2 に示す一次元系を考え，対流熱伝

Fig. 4 Calculation cell of graphite.

達境界条件の下，以下の熱伝導方程式を解いた．
Table 2 Dimensions of cells.

Geometry

FR, D, md, mS, 1/m

Core1

Core2

Core3

cylinder
0.34
0.2
0.117
11.66

cylinder
0.32
0.2
0.113
11.31

cylinder
0.26
0.2
0.102
10.20

Fuel
duct
plate
0.9
0.04
0.036
100

ρ G cG
Reflector(10)

ここで Tc は図 4 の黒鉛部分を分割した微小領域の

plate
0.005
0.2
0.001
5.0

温度である．qCND は熱伝導により周囲から流入する
黒鉛単位体積当りの伝熱量であり，式(6)の右辺第 1項を基に算出する．こうして得られた黒鉛内の温度分布より，qGF は次のように求められる．
S
qGF =(TC1 − TF )1 / h + bC1 / 2κ G

q
∂TG
(6)
= κ G ∇ 2TG + qG − GF∂t
1 − Fr
ここで添え字 F，は G それぞれ燃料塩，黒鉛減速材を意味しており，q は熱発生量，κ は熱伝達率，
qGF は燃料塩と黒鉛減速材の間の熱交換量を表す．
熱発生量 qF，qG は以下のように求めた．核分裂反応により発生するエネルギーqTotal は，核分裂反応当たりの発熱量と後述する高速中性子束ψ および熱中性子束φ を用いて次式のように表される．

ρ G cG

qTotal = ε (Σ f 1ψ + Σ f 2φ )∂TC
= κ G ∇ 2TC + qG + qCND
∂t

(11)

ここで，S は円環要素の単位体積あたりの熱伝達面積である．bC1 および TC1 は図 4 の微小領域うち，
燃料塩流路に面する黒鉛部分の幅と温度である．熱伝達率 h は対象としている計算セルでの燃料塩流れ
が 層 流 あ る い は 乱 流 に 応 じ て ， Hausen の 式 ，Dittus-Boelter の式により求めた[14]．
0.0668(d / l ) Re⋅ Pr ,Nu = 3.65 +1 + 0.04{(d / l ) Re⋅ Pr}2 / 3(7)

Re < 2300(12)として現れることが知られている[13]．核分裂破片(13)
Nu = 0.023 ⋅ Re ⋅ Pr , Re ≥ 2300
Nu はヌセルト数，Re はレイノルズ数，Pr は燃料
塩のプラントル数であり，d は流路の等価直径，lは流路の長さである．伝熱解析においては，まず，式(5)，(6)より各計算格子の燃料塩温度 TF ，黒鉛減の運動エネルギーは核分裂反応位置で即座に熱に変

速材温度 TG，発熱量 qF，qG，熱伝導により周囲から換される．他方，高速中性子およびγ 線には透過性流入する黒鉛単位体積当りの伝熱量 qCND を求める．

があるため，これらの持つエネルギーは核分裂反応

これら算出した値を元に式(10)を解き，黒鉛セル温

位置を中心に主に黒鉛減速材中に広く分散して熱に度 TC の分布を求める．以上の計算により黒鉛と燃料なる．以上より，本解析モデルでは燃料塩および黒塩との熱交換量 qGF が式(11)より決定される．これを鉛減速材の熱発生率を，燃料塩体積率を考慮して次式(6)に代入して計算格子の黒鉛温度 TG を再計算す式で求めた．

る．本研究では上記の計算を，各計算格子にて黒鉛

ここで，ε は核分裂発生当りの熱発生量Σf1，Σf2

0 .8

は核分裂断面積である．この qTotal のうち，90%は核分裂破片の運動エネルギーとして，また，残り 10%
は高速中性子の運動エネルギー及びγ 線エネルギー⎛ 0.9⎞+ 0.1⎟
q F = ε (Σ f 1ψ + Σ f 2φ )⎜
⎝ Fr
⎠

(8)

q G = 0.1ε (Σ f 1ψ + Σ f 2φ )

(9)

0 .4

Tc がバランス
減速材温度 TG と黒鉛セルの平均温度 ￣するまで反復し，各時刻における温度場の収束値を求めた．
境界条件は炉容器内面で断熱と仮定した．このと式(6)より計算格子毎の平均の黒鉛減速材温度がき核分裂反応により発生する熱は燃料塩によっての得ることができるが，実際の黒鉛減速材内部は，燃み原子炉外に輸送されることになる．解析に用いた料塩に接する箇所の温度が局所的に低い温度分布が

燃料塩，黒鉛減速材の物性値を表 3 に示す．
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対して，燃料塩ダクト，黒鉛反射体については図 3(b)Table 3 Thermal properties of fuel salt andgraphite moderator.
Fuel salt
Graphite3
ρ [kg/m ]
Eq. 4
1840
c [J/kg/K]
1357
1760
[W/m/K]
1.20
31.2
λ
-3
μ [Pa s]9.84 × 10‐
Boiling point [K]1798‐
Solidifying point
772
‐
[K]

のセルに対して，TF，TG の予想変化範囲を予め求めて数表化しておく．数値解析に際してはこの数表値を補間して TF，TG に対応する値を算出し，上式に適用した．
中性子束の境界条件は，図 1 の炉容器表面において

ψ=0，φ=0 とした．炉容器下部の流入口に供給される
燃料塩中の遅発中性子先行核密度 Ci,in は，流出口より出される先行核密度 Ci,out，先行核の崩壊定数λi および
1 次系外部ループ滞在時間τloop を用いて算出した．

Ci ,in = Ci ,out exp(−λi ⋅ τ loop )Table 4 Fractions of delayed neutron precursors βiand decay constantλI .
β i [×Group
λi [1/s]
No.
10-4]
1
2
3
4
5
6

2.58
6.96
5.46
10.9
3.59
1.26

(17)

各支配方程式式(5), (6), (14)－(16)は，図 2(a)，3(a)の太線で囲まれた円環状の計算格子を考え，燃料塩
体積率および表 2 の燃料塩流路径を考慮しつつ離散

0.01290.0347
0.119
0.288
0.805
2.47

化を行った．対流項にハイブリッド法，拡散項に中心差分法，時間項に完全陰解法を適用し，圧力-速度補正には Patankar の SIMPLE 法を適用した[15,16]．
そして SOR 法により繰り返し計算を行い，各時刻における収束解を求めた．その他，解析手法の詳細については文献[10]を参照されたい．

3.3 核解析モデル
3.4 解析手順

核解析に際しては，中性子を運動エネルギー1.855
eV を境界値として 2 群に分割し，また，遅発中性子

本研究では，熔融塩炉の制御方法に PWR にて採

先行核は半減期により 6 群に分けて扱った．表 4 は用されているタービン優先方式を適用した．まず，各先行核群の崩壊定数λi および収率βi をまとめたも

熱出力 P0=465 MW，燃料塩流入量 V0=0.735 m3/s ののである．高速中性子束ψと熱中性子束φに対する 2 群

定格運転時における燃料塩速度ならびに炉内温度，

拡散方程式及び，
1-6 群遅発中性子先行核密度 Ci(i=1-6)中性子束，
遅発中性子先行核分布を求める．
次いで，に対する輸送方程式は以下のように表される．

炉内の燃料塩速度場はそのままに，時刻 0 秒において，1 次系熱交換器での除熱量(Qc)をステップ状に変1 ∂ψ= D1 ∇ 2ψ − (Σ a1 + Σ 12 )ψ
v1 ∂t+ (1 − β )

ν
k eff

(Σ f 1ψ + Σ f 2 φ ) + λ C

1 ∂φ= D2∇ 2φ − Σ a 2φ + Σ12ψv2 ∂t化させ，非定常解析を開始する．このとき，炉下部の流入口に供給される燃料塩温度 TF,in は，燃料塩の(14)

比熱 CF，流出温度 TF,out，除熱量 Qc 等を用いて次式で算出される．

TF ,in = TF ,out − Qc / ρ ⋅ V0 ⋅ c F

(15)

∂C i
∂C
∂C
ν
+ u i + w i = βi(Σ f 1ψ + Σ f 2φ ) − λi C i
∂r
∂z
k eff
∂t

(18)

解析に際しては，燃料塩の流入温度は一定値として与えるのではなく，各時刻において上式より算出(16)する．従って，燃料塩の流入温度は常に変動するこ式中の発生中性子数ν，先行核の収率βi，崩壊定数λi，とになる．本報では，以上の手順を経て蒸気タービ

吸収断面積 Σa1，Σa2，核分裂断面積 Σf1，Σf2，拡散係ン系の負荷変動を模擬した．次節では，時刻 0 秒で数 D1 ，D2 ，中性子速度 ν1 ， ν2 等の核データには

ステップ状に除熱量を定格出力運転基準(Qc/P0)でJENDL3.3 を使用した．以上の核データは図 2(a)およ50, 75, 125, 150%に変化させたときの炉内温度，中性び図 3(a)の円環要素における平均の燃料塩温度 TF お

子束，遅発中性子先行核，熱発生量等の炉心パラメ

よび黒鉛減速材温度 TG に依存して変化する．このため，ーターの経時変化を 10,000 秒に亘って追跡した結果

炉心については図 2(b)のセルと等価な図 2(c)のセルにを示す．

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図 7 は各除熱量操作条件の炉出入口における燃料
塩温度，また，炉中央における燃料塩および黒鉛減
速材温度の経時変化を示す．入口温度は，操作直後に大きく振動するが，その振動は時間が経過するにつれて小さくなり，最終的には定格運転時の入口温度である 833 K(本解析の初期条件に相当)付近に収束する．出口温度は操作直後，入口温度と同様に振動するが，時間の経過とともに Qc/P0=50%, 75%ではFig. 5 z-direction velocity (z=1.4 m).

緩やかな減少，Qc/P0=125%, 150%では緩やかな上昇に転じ，最終には入口温度と除熱量および式(18)か
ら逆算して求められる燃料塩出口温度に収束した．
出口温度および入口温度の整定時間をみると，
Qc/P0=150%のときが最も長く，それぞれ 147 秒(初期値/最終値，973/1046[K])，429 秒(833/836[K])であった．また，Qc/P0=75%, 125%の条件では温度の変化範囲は極めて小さく，最終値の±5%の範囲から外れる
ような温度上昇，温度降下は生じないことが確認された．炉中央における黒鉛減速材温度では，振動は生じず，単調に増加ないし減少した．これは黒鉛減速材が有する大きな熱容量に起因する．黒鉛減速材
温度の整定時間は，燃料塩温度のそれよりも長く，Fig. 6 Time changes of heat generated by fission
reaction.
４

Qc/P0=50%で 726 秒(初期値/最終値，973/908[K])であった．ここで除熱量操作 Qc/P0=150%の炉入口温度の経時変化に着目すると，除熱量操作後約 50 秒経過し解析結果および考察た時点で，一時的に燃料塩の凝固点(772 K)を下回る
図 5 は定格運転時，上下対象面上(z=1.4 m)の燃料

ことが明らかになった．本結果は，燃料塩の負の反塩の z 方向速度分布を示す．炉心領域ではほぼ一様

応度温度係数を利用した炉制御のみでは炉入口付近

な流れ場が形成されている．一方，反射体領域ではで燃料塩の凝固が発生し，ひいては炉が停止してし殆ど燃料塩が流れていない．反射体の燃料塩体積率

まうことを示唆している．除熱量操作 Qc/P0=150%でが 0.005 と僅かである事，また，当該領域での熱発は，制御棒操作等の他の炉制御方法と組み合わせ，生が炉心領域と比べて極めて小さい事に起因してい炉の入り口温度を上昇させるような制御が必要と考る．なお，これ以降に示す解析結果は，この速度分えられる．
図 8 は各除熱量操作条件における炉中央部での高布を用いて得られたものである．
図 6 は各除熱量操作条件における核分裂反応によ

速および熱中性子束の経時変化を示す．高速ならびる熱発生量の経時変化を示したものである．何れのに熱中性子束ともに熱発生量と同様に除熱量操作後条件においても熱発生量は，解析開始直後に大きくに大きく振動するが，その後，発散することなく，振動するが，発散することはなく，最終には設定し新たな定常状態に達する．また，中性子束の経時変た除熱量の値に収束した．熱発生量の収束性，安定化は，熱発生量の経時変化の傾向(図 6)とほぼ一致し性を検討するために整定時間(対象としているパラている．Qc/P0=50%が新たな定常状態に達するのにメーターの値が，最終値の±5%の範囲に収まるのに最も時間を要し，高速群の整定時間は 957 秒(初期値

要する時間)を用いて本解析結果を評価すると，最も/最終値，1.32×1014/6.29×1013 [1/cm2/s])，熱群は 712

収束するのに時間を要した除熱量 Qc/P0=50%の条件

秒(3.90×1013/1.83×1013 [1/cm2/s])であった．

でも 957 秒である事が確認された．なお，このとき先行核寿命が最も長い 1 群と最も短い 6 群先行核の熱発生量の最終値は 232.5 MW であり，この数値

密度の炉中央部における経時変化を図 9 に示す．両は定格出力 P0=465 MW の 50%の値と合致する．

先行核ともに操作直後に振動し，その後，新たな定- 80 -© 2007 The Heat Transfer Society of Japan

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Fig. 7 Time changes of fuel salt and graphite temperatures.

Fig. 8 Time changes of fast and thermal neutron fluxes.
常状態に達する．6 群遅発中性子先行核は，熱発生

×107 / 3.67×107 [1/cm3])であった．

量，中性子束とほぼ相似な経時変化を示すが，1 群以上の解析結果より得られた各炉心パラメーター

先行核ではその傾向は確認されなかった．これは，の整定時間を表 5 にまとめる．全ての炉心パラメー

表 4 に示すように 1 群先行核は先行核寿命が最も長ターは遅くとも 1050 秒以内には収束し，新たな定常

く，燃料塩の流れの影響を大きく受ける事に起因す状態に至ることが明らかになった．この結果より，る．整定時間は 1 群，6 群遅発中性子先行核ともにタービン優先方式を採用した 3 炉心熔融塩炉の炉制

Qc/P0=50%の条件で最も長く，それぞれ 1048 秒(初期

御は，十分な負荷追従性および安定性を有するとい

10

9

3

値/最終値，1.21×10 / 5.74×10 [1/cm ])，966 秒(7.68

える．

- 81 -© 2007 The Heat Transfer Society of Japan

Thermal Science & Engineering Vol.15 No.2 (2007)

Fig. 9 Time changes of delayed neutron precursors.

(a) Fuel salt temperature(b) Graphite temperature

Fig. 10 Fuel salt and graphite temperatures at the condition of heat removal Qc/P0=50%.
除熱量操作 Qc/P0=50%の条件を取り上げ，定格運

転時の分布とほぼ同形を成す．一方，炉心領域での転時および除熱量操作後 10,000 秒経過時の炉内温度

核分裂反応は抑制されるため，炉上部の温度が定格分布を図 10 に示す．図 7 で述べたように，燃料塩の運転時に比べ全体的に低下している．このように炉流入温度は，除熱量操作後，大きく変動するが最終

心上部領域と下部領域で温度変化の傾向は異なるも的には初期の温度 833 K 付近に収束する．このためのの，炉構造材に影響を及ぼすほどの局所的な温度

炉下部の燃料塩，黒鉛温度は初期条件である定格運勾配が生じておらず，したがって，3 領域炉心熔融- 82 -© 2007 The Heat Transfer Society of Japan

Thermal Science & Engineering Vol.15 No.2 (2007)

Table 5 Stabilization times of reactor parameters.
Qc/P0
[%]

Stabilization time [s]Delayed neutron
precursor

ReactorPower, P
[MW]

Fast

Thermal

C1

C6

50

967

957

712

1048

Neutron flux

Temperature

966

TF(inlet)241

TF(outlet)61

TG(center)
726

‐

‐

22

75

232

217

246

530

254

125

204

277

238

105

272

‐

‐

‐

150

462

365

350

138

367

429

147

603

塩炉は急激な負荷変動が加えられた際にも，炉の熱

参考文献

的な安全性が保たれると考えられる．
[1] Generation IV International Forum, A Technology
５

結言

Roadmap for Generation IV Nuclear Energy
System, GIF-002-00 (2002).

本報では熱出力 465 MW の 3 領域炉心熔融塩炉が[2] 熔融塩増殖炉研究専門委員会，熔融塩増殖炉

有する負荷追従性を検討した．解析に際しては，炉制御方式に PWR で採用されているタービン優先方(1977)，原子力学会.
[3] Rothental“Development

statusofMolten-salt Breeder Reactors”, ORNL-4812 (1972).

式を想定し，除熱量をステップ状に変化させた際の炉の熱的および核的な特性を明らかにした．本報にet.al.,[4] Engle

JR.,et.al.,“Conceptual

Designて得られた知見を以下にまとめる．

Characteristics of a Denatured Molten-salt Reactor

・ 除熱量操作量の範囲が 50-150%では，炉熱出力

with

は自律的に負荷に追従する．また，その整定時間は除熱量操作量が 50%のとき最大となり 957

Once-throughFueling”,

ORNL/TM-7207(1980).
[5] Sides W.H., “Control Studies of a 1000 MWe
MSBR”, ORNL-TM-2927 (1970).

秒である．
・ 除熱量操作に伴い，燃料塩温度，黒鉛減速材温[6] Furukawa, et.al, “Summary Report: Thorium

度，中性子束，遅発中性子先行核は炉出力と同Molten-Salt Nuclear Energy Synergetics”, J Nuc.

様に大きく変化し，その後，速やかに収束する．

Sci. & Tech. 27-12 (1990).

・ 燃料塩入口温度は除熱量操作により大きく変動[7] Mitachi K., et.al., “A Preliminary Design Study of a

した後，最終的には初期条件である定格運転時

Small Molten Salt Reactor for Effective use ofの流入温度 833 K 付近に収束する．

Thorium Resources”, 7th Int. Conf. Nuclear
Engineering, Apr.19-23, Tokyo, Japan (1999).

・ 除熱量操作量が 150%の条件では，炉入口付近で燃料塩の凝固が発生するおそれがある．当該条[8] 奥村・他 2 名，“環状炉心熔融塩炉の研究(1)初件では，制御棒操作等の他の炉制御法を適用し，期炉心特性”，2003 年原子力学会秋の大会，2

燃料塩流入温度を引き上げる操作が必要と考え(2003).
[9] 三田地・他 2 名，“環状炉心熔融塩炉の研究

られる．

(2)233U 燃料の熔融塩炉の特性”，2004 年原子力以上，3 炉心熔融塩炉はタービン優先方式の炉制

学会春の大会，2 (2004).

御法を適用することにより，大きな負荷変動が加わった条件下においても炉の熱的および核的な安全性[10] 三田地・他 4 名，“溶融塩炉の炉心特性に関すが保たれることが明らかになった．本結果は，ターる研究‐燃料塩の流れを考慮した解析法の提ビン優先方式による 3 炉心溶融塩炉の負荷追従制御

案”， 日本原子力学会和文論文集 ，2-4 (2003),の可能性を示唆するものである．

400-407.
[11] 西尾・他 2 名，“環状 2 炉心熔融塩炉の定常炉
心特性”，第 42 回伝熱シンポジウム, 3 (2005).
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Thermal Science & Engineering Vol.15 No.2 (2007)[15] Gosman A.D., Pun W.M., Runchal A.K., et.al., Heat[12] 流体抵抗出版分科会，管路・ダクトの流体抵抗(1979)，55, 日本機械学会.

and Mass transfer in Reacting Flows (1969),[13] 山本賢三・石森富太郎共編：原子力工学概論・
上 (1977)，29, 培風館.

95-109, Academic Press.
[16] Patankar S.V., Numerical Heat Transfer and Fluid[14] 日本機械学会編，伝熱工学資料 改定 3 版(1978)，

Flow (1980), 56-73, MacGraw-Hill.

24, 日本機械学会.

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