HTTR-IS水素製造システムの安全予備解析

Preliminary safety analysis of the HTTR-IS nuclear hydrogen production system

佐藤 博之  ; 大橋 弘史 ; 田澤 勇次郎; 坂場 成昭 ; 橘 幸男 

Sato, Hiroyuki; Ohashi, Hirofumi; Tazawa, Yujiro; Sakaba, Nariaki; Tachibana, Yukio

原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)からの高温核熱を用いて、熱化学法ISプロセスにより水素製造を実証するシステム(HTTR-IS水素製造システム)の設計研究を進めている。これまでの検討により、HTTRへの水素製造設備接続における設備変更に伴い、安全評価において新たな事象として解析が必要な事象(運転時の異常な過渡及び事故)及びHTTR安全審査時における事象の代表性もしくは包絡性に変更が生じる可能性がある事象を抽出した。そこで、これらの事象について、将来の国による安全評価に先立ち、システム評価コードを用いて安全予備解析を実施した。解析の結果、中間熱交換器用1次ヘリウム循環機の回転数上昇、2次ヘリウム冷却設備二重管破断などの各事象において、HTTRの安全審査時に定められている運転時の異常な過渡時及び事故時の判断基準を満足することを明らかにした。

Japan Atomic Energy Agency is planning to demonstrate hydrogen production by thermochemical water-splitting IS process utilizing heat from the high-temperature gas-cooled reactor HTTR (HTTR-IS system). The previous study identified that the HTTR modification due to the coupling of hydrogen production plant requires an additional safety review since the scenario and quantitative values of the evaluation items would be altered from the original HTTR safety review. Hence, preliminary safety analyses are conducted by using the system analysis code. Calculation results showed that evaluation items such as a coolant pressure, temperatures of heat transfer tubes at the pressure boundary, etc., did not exceed allowable value. Also, the peak fuel temperature also did not exceed allowable value and therefore the reactor core was not damaged and cooled sufficiently.