研究内容紹介
=>テーマ1:第四世代軽水炉の設計研究(炉物理+伝熱流動＋燃料ふるまい)
サブテーマ：核データの評価研究はこちら
第四世代軽水炉を設計するグループです。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＋」炉が一部の国で稼働し始めました（事故を起こした福島のプラントは第二世代）。その次が私達が研究している「第四世代」の原子炉です。第三世代＋までの原子炉は、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。
火力発電では1950年代以降に急速に運転温度と圧力を向上し、日本では1969年以降「超臨界水」を用いて発電するようになりました。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。日本ではこれまでに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大幅に低減できます。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の設計研究を行っています。 詳しくは先日の未来シンポジウムでの講演内容ををご覧ください→
●こんな人に向いています・・・
・商用炉と同様な炉心をフルスケールでシミュレーションしたい。
・炉物理、伝熱流動、構造力学等を幅広く勉強して、それらの知識を組み合わせながら「設計研究」をしたい。
・大量のデータ処理を自動化してくれた先輩にちゃんと感謝しながら研究できる。
・バーベキューは嫌いじゃない。
●テーマと事業内容が近いセクター・・・メーカー（核データは研究者）
●近年のOBOG進路・・・
日立製作所、東芝プラント、日揮（2）、伊藤忠テクノソリューションズ（CTC）、三菱総合研究所、東京電力（4）、PwC、博士後期課程