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1
Loss of core cooling test with one cooling line inactive in Vessel Cooling System of High-Temperature Engineering Test Reactor
藤原 佑輔; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 小野 正人; 高田 昌二
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041013_1 - 041013_8, 2017/10
HTTRにおいて、原子炉出力が9MWの状態かつ炉心流量の喪失を模擬した状態において炉心冷却喪失状態を模擬するためにVCS1系統を停止させた。試験の結果、炉内構造物の温度変化は緩慢であった。また、RPV温度は数度下降し、遮蔽体コンクリートの温度上昇は1度以下であった。VCS冷却管を詳細にモデル化した解析ではVCS冷却管の温度上昇はおよそ15度であり、遮蔽体コンクリートの影響が小さいことを明らかにした。これらの結果から、VCS1系統停止状態であっても冷却能力は保たれることを明らかにした。
2
実用高温ガス炉の安全要件を達成するための燃料・炉心の設計事項
中川 繁昭; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 徳原 一実; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2017-022, 32 Pages, 2017/09
実用高温ガス炉の設計において、燃料設計、炉心設計、原子炉冷却材系設計、2次冷却材系設計、崩壊熱除去系設計、格納施設設計については、重要性が高く、かつ、その安全要件が軽水炉のそれと大きく異なる。実用高温ガス炉の安全基準の策定に資するため、これらの設計項目の中から、燃料及び炉心の安全要件を達成するための設計事項を検討した。検討にあたっては、受動的な安全性や固有の安全性に基づく高温ガス炉の特長を十分に反映させた。また、炉心設計に関し、キセノン135の生成と消滅による空間出力振動に対する安定性を検討した。検討の結果得られた燃料及び炉心の具体的な設計事項は、今後の実用高温ガス炉の設計に適用可能であり、また、IAEAや国内規制当局における高温ガス炉の安全指針の策定に資することが期待される。
3
平成28年度研究開発・評価報告書; 評価課題「高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発」(中間評価)
立松 研二; 西原 哲夫
JAEA-Evaluation 2017-001, 107 Pages, 2017/09
日本原子力研究開発機構理事長は、外部有識者からなる高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会に、高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発に係る第3期中長期計画の中間評価を諮問し、評価を受けた。その結果、HTTRの再稼働に向けた新規制基準対応、水素製造技術開発、等についてはB評価を受けたが、全ての機器仕様の設定が完了したHTTR‐熱利用試験施設の設計、当初計画を超えてSiCを含有した耐酸化燃料要素を試作してその有効性を確認した燃料要素開発、等についてはA評価を受けた。これらを勘案し、総じて期待以上の成果が得られたと評価され、総合評価としてA評価を受けた。また、HTTR-熱利用試験施設の建設段階へ進むにあたっての判断は、HTTRが再稼働を果たした後、判断材料の一つであるHTTRを用いた熱負荷変動試験等を実施後の、今後3$$sim$$4年後に実施することが妥当であると評価された。本報告書は、高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会の構成、審議経過、評価方法について記載し、同委員会により提出された「高温ガス炉及び水素製造研究開発 課題評価報告書」を添付したものである。
4
HTTR接続熱利用システムのプラント過渡挙動評価; ヘリウムガスタービンと水素製造施設接続に伴うHTTRの安全評価
佐藤 博之; Yan, X.; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2017-020, 23 Pages, 2017/08
高温ガス炉は優れた安全性を有し、高温熱供給が可能であることから多様な産業利用が期待されている。日本原子力研究開発機構では、世界で初めての原子炉施設へのヘリウムガスタービン及び水素製造施設の接続に係る許認可の取得、ヘリウムガスタービン発電技術及び水素製造技術の確証を目的に、高温工学試験研究炉を用いて、原子炉から取り出される核熱によりヘリウムガスタービン発電及び水素製造を行うHTTR熱利用試験を計画している。本検討では、HTTRにヘリウムガスタービン及び水素製造施設から成る熱利用システムを接続したHTTR接続熱利用システムを対象にプラント過渡挙動評価を実施した。ヘリウムガスタービンや水素製造施設の接続に伴い評価が必要となる事象として、「負荷の喪失」及び「水素製造施設での異常に起因する2次ヘリウム冷却設備での温度及び圧力変動」を選定するとともに、当該事象についてプラント過渡挙動評価を行った結果、安全評価上の注目パラメータは判断基準を超えることなく、当該システムが技術的に成立することを示した。
5
高温ガス炉に接続するヘリウムガスタービンの設計データ(改訂版)
今井 良行; 佐藤 博之; Yan, X.
JAEA-Data/Code 2017-011, 39 Pages, 2017/08
平成27年度に発行した報告書「高温ガス炉に接続するヘリウムガスタービンの設計データ(JAEA-Data/Code 2016-007)」について、平成28年度に実施したHTTR接続熱利用システムの機器設計結果、並びに、タービン翼候補合金中の核分裂生成物同位体の拡散試験データ分析結果を反映した改訂版である。
6
Thermal-hydraulic analyses of the High-Temperature engineering Test Reactor for loss of forced cooling at 30% reactor power
高松 邦吉
Annals of Nuclear Energy, 106, p.71 - 83, 2017/08
固有の安全性を持つ高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて、強制冷却喪失(LOFC)事象を模擬した安全性実証試験を実施した。本論文では、冷却材流量が定格の45t/hから0t/hまで低下し、制御棒が炉心に挿入されず、原子炉出力制御系が作動しない条件における、原子炉出力9MWからの強制冷却喪失時の熱流動特性を示す。解析により、1次純化設備による強制対流の下降流は、燃料体内で発生した自然対流による上昇流を抑え込むが、原子炉出口冷却材温度に与える影響を除いて、炉内の熱流動特性に与える影響は小さいことを明らかにした。以上により、原子炉圧力容器内の3次元熱流動特性を定量的に示すことができた。
7
Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR, 5; Test and characterization for ZrC coating
植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 4 Pages, 2017/07
プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2015年度より開始した模擬のYSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約18から21$$mu$$mのZrC層の被覆に成功した。また、走査型電子顕微鏡(STEM)を通じて、臭化物法の原料ガスによるYSZ表面の劣化は観察されなかった。
8
Uncertainty analysis for source term evaluation of high temperature gas-cooled reactor under accident conditions; Identification of influencing factors in loss-of-forced circulation accidents
本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/07
近年、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて、不確実さ評価の重要性が高まっている。本研究では、高温ガス炉で想定される減圧事故に制御棒挿入失敗が重畳した事象を対象とした不確実さ評価手法の確立を目指した検討を進めており、ソースターム評価に影響を及ぼす燃料温度評価の不確実さの定量化を目指している。本論文では、そのはじめとして、不確実評価の入力値となる重要因子選定手順を提案するとともに変動パラメータの系統的な導出及び当該変動パラメータが保有する不確実さ抽出の結果について報告する。
9
HTTRを用いた崩壊熱最適評価手法の適用性確認試験(非核加熱試験); 原子炉の残留熱除熱特性評価モデルの検証
本多 友貴; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 山崎 和則; 小林 正一; 青野 哲也; 柴田 大受; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2017-013, 20 Pages, 2017/06
崩壊熱は高温ガス炉の代表的な事象である減圧事故時の高温ガス炉の固有の安全性を示す上で重要な因子である。これまで、安全評価で使用する崩壊熱については、旧原子力安全委員会の安全審査指針に基づき、十分な保守性を考慮した評価式を用いてきた。一方で、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて不確実さ評価の重要性が高まっている。これを受けて、原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)を活用して不確実さ評価手法の確立を目指した研究を進めているが、本検討を進めるにあたり参照値となる崩壊熱データが必要となった。しかしながら、これまで、ブロック型高温ガス炉を対象とした崩壊熱最適評価手法の適用性確認に必要なデータは存在していない。そこで、HTTRを用いて、実炉データに基づく崩壊熱の評価を実施し、崩壊熱最適評価手法の適用性確認に必要なデータ取得を目指す。一連の試験の初めとして、平成28年度2月に、長期運転をしていないHTTRを用いて、崩壊熱が無い理想的な条件の下、崩壊熱評価の適用性確認試験(コールド試験)実施し、高温ガス炉の残留熱除熱特性データを取得した。本報告書では、実炉データに基づく崩壊熱の評価手法の提案をすると共に、当該評価に必要となる原子炉の残留熱除熱特性評価手法の検証について報告する。
10
高温工学試験研究炉HTTRにおける溶融ワイヤを用いた制御棒温度計測技術の開発
濱本 真平; 澤畑 洋明; 鈴木 尚; 石井 俊晃; 柳田 佳徳
JAEA-Technology 2017-012, 20 Pages, 2017/06
高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒が原子炉運転中に到達する最高温度を測定するため、制御棒先端に融点の異なる合金ワイヤを設置し、原子炉出力100%の状態から原子炉スクラムを経験した後、ワイヤを制御棒から取出し、ワイヤの溶融状態を確認する体系を構築することとした。本研究で溶融ワイヤを取出すための取出し装置を作製した。取出し装置は、想定どおりに機能し、マニュピレータを用いた遠隔での溶融ワイヤを安全、かつ確実に実施することができ、かつ溶融ワイヤの外観観察も明瞭に実施できたことから、制御棒温度計測技術の開発に成功した。ワイヤの外観を観察した結果、融点が505$$^{circ}$$C以下の融解線が融解し、融点が651$$^{circ}$$C以上の融解線が融解していないことが確認された。したがって、制御棒先端の最高到達温度は、505$$^{circ}$$Cから651$$^{circ}$$Cの範囲にあること、すなわち制御棒は、反応炉スクラム時であっても、制御棒被覆材のAlloy 800Hの使用温度基準(900$$^{circ}$$C)の範囲内で使用できていることが分かった。
11
Design approach for mitigation of air ingress in high temperature gas-cooled reactor
佐藤 博之; 大橋 弘史; 中川 繁昭
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00495_1 - 16-00495_11, 2017/06
本報告では、高温ガス炉の減圧事故時における炉心への空気侵入に対して、受動的な抑制を可能とする原子炉構造を提案する。第1に、従来、側部反射体内に設けられた冷却材上昇流路を内部反射体に移動する。第2に上部可動反射体を流路反転を行う構造に変更する。提案する原子炉構造の有効性評価として、冷却材流路での自然対流や炉内構造物での熱伝導、熱放射等、原子炉内の重要な物理現象を考慮した熱物質収支計算を行った。その結果、在来の原子炉構造に比べて減圧事故時の空気侵入量を大幅に低減可能であることが明らかにした。
12
Numerical investigation of the random arrangement effect of coated fuel particles on the criticality of HTTR fuel compact using MCNP6
Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二
Annals of Nuclear Energy, 103, p.114 - 121, 2017/05
This study investigated the random arrangement effect of Coated Fuel Particle (CFP) on criticality of the fuel compact of High-Temperature engineering Test Reactor (HTTR). A utility program coupling with MCNP6, namely Realized Random Packing (RRP), was developed to model a random arrangement of the CFPs explicitly for the specified fuel compact of HTTR. The criticality and neutronic calculations for pin cell model were performed by using the Monte Carlo MCNP6 code with an ENDF/B-VII.1 neutron library data. First, the reliability of the RRP model was confirmed by an insignificant variance of the infinite multiplication factor (k$$_{rm inf}$$) among 10 differently random arrangements of the CFPs. Next, the criticality of RRP model was compared with those of Non-truncated Uniform Packing (NUP) model and On-the-fly Random Packing (ORP) model which is a stochastic geometry capability in MCNP6. The results indicated that there was no substantial difference between the NUP and ORP models. However, the RRP model presented a lower k$$_{rm inf}$$ of about 0.32-0.52%$$Delta$$k/k than the NUP model. In additions, the difference of k$$_{rm inf}$$ could be increased as the uranium enrichment decreases. The investigation of the 4-factor formula showed that the difference of k$$_{rm inf}$$ was predominantly given by the resonance escape probability, with the RRP model showing the smallest value.
13
Current R&D status of thermochemical water splitting iodine-sulfur process in Japan Atomic Energy Agency
笠原 清司; 岩月 仁; 竹上 弘彰; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 上地 優; 小貫 薫; 久保 真治
International Journal of Hydrogen Energy, 42(19), p.13477 - 13485, 2017/05
 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉を熱源として利用する熱化学法ISプロセスによる水素製造法の研究開発を行っている。ISプロセスの実用化に向けて、主要反応器について耐食性及び処理性能に関する信頼性評価を完了し、これらの反応器を統合し全系を実用工業材料で製作した連続水素製造試験装置により2016年2月に10NL/h、8時間の水素製造を達成した。また、水素製造における熱効率向上を目指し、電解電気透析法(EED)に関する評価を行い、アノード側の硫酸精製の省略や、膜性能の向上により、大幅に必要熱量を低減できることを示した。本報では、これらのISプロセスの研究開発の現状・成果について報告する。
14
Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 4; Use of operational and maintenance experiences with the high temperature engineering test reactor
清水 厚志; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 8 Pages, 2017/04
本報告では、HTTR運転経験を活用したPRAパラメータ更新方法について検討した。初めに、実用高温ガス炉で安全機能を有し、高温ガス炉特有の環境下で供用される機器や他データベースで取扱わない機器を分析対象として選定した。次に選定機器について、機器バウンダリを設定するとともに、月例サーベイランス作動試験記録や運転保守データベース等、からパラメータ推定用必要情報を収集した。最後に、事前分布に軽水炉信頼性データベースに収録された評価値を用い、収集したデータに基づきベイズ統計により推定を行った。その結果、HTTR運転経験の活用が不確かさ低減に有効であることを明らかにした。
15
Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 1; Project overviews
佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 7 Pages, 2017/04
本報告では、高温ガス炉PRAの実施上の課題である、建屋や黒鉛構築物、配管など静的な系統、構築物及び機器の多重故障を考慮した地震PRA手法の確立に向け進めている、静的SSCの多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法構築、建屋、黒鉛構築物の損傷を考慮したソースターム評価手法構築、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法構築及び実用高温ガス炉への適用性評価の概要について報告する。
16
Benchmark study on realized random packing model for coated fuel particles of HTTR using MCNP6
Ho, H. Q.; 守田 圭介*; 本多 友貴; 藤本 望*; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 8 Pages, 2017/04
The Coated Fuel Particle plays an important role in the excellent safety feature of the High Temperature Gas-cooled Reactor. However, the random distribution of CFPs also makes the simulation of HTGR fuel become more complicated. The Monte Carlo N-particle (MCNP) code is one of the most well-known codes for validation of nuclear systems; unfortunately, it does not provide an appropriate function to model a statistical geometry explicitly. In order to deal with the stochastic media, a utility program for the random model, namely Realized Random Packing (RRP), has been developed particularly for High Temperature engineering Test Reactor (HTTR). This utility program creates a number of random points in an annular geometry. Then, these random points will be used as the center coordinate of CFPs in the MCNP6 input file and therefore the actual random arrangement of CFPs can be simulated explicitly. First, a pin-cell calculation was carried out to validate the RRP by comparing with Statistical Geometry (STG) model of MVP code. After that, the comparison between the RRP model (MCNP) and STG model (MVP) was shown in whole core criticality calculation, not only for the annular core but also for the fully-loaded core. The comparison of numerical results showed that the RRP model and STG model differed insignificantly in the multiplication factor as expected, regardless of the pin-cell or whole core calculations. In addition, the RRP model did not make the calculation time increase a lot in comparison with the conventional regular model (uniform arrangement).
17
Measurement of temperature response of intermediate heat exchanger in heat application system abnormal simulating test using HTTR
小野 正人; 藤原 佑輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 飯垣 和彦; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 5 Pages, 2017/04
日本原子力研究開発機構は、HTTRを用いて高温ガス炉の核熱利用に向けて研究開発を実施している。高温ガス炉を用いた核熱利用システムは、化学プラント会社の参入の簡素化や建設費の観点から非原子力級を基本として設計している。そのため、原子炉の運転中に異常事象が発生して運転を継続できる必要がある。HTTRを用いた熱利用系異常模擬試験は、中間熱交換器の過渡温度挙動のデータを得るために温度に着目し非核熱で実施した。中間熱交換器は熱利用系とHTTRをつなげる重要な機器である。試験では、ヘリウム冷却材温度はガス循環機によって120$$^{circ}$$Cまで昇温され、熱移動に着目できる理想的な状況で実施された。試験は空気冷却器の流量を増加することによりヘリウムガスの温度を調節することで実施された。中間熱交換器の熱応答は調査され、伝熱管や伝熱促進板のような構成要素に対して、中間熱交換器の上部よりも下部の方が熱応答が遅いことが明らかとなった。この理由は、中間熱交換器の上部から下部に二次ヘリウムが流れるためと考えられえる。試験データは、安全評価コードのモデルを検証するために有益となるものである。
18
Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactor, 5; Accident progression analysis
本多 友貴; 佐藤 博之; 大橋 弘史
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 8 Pages, 2017/04
高温ガス炉の確率論的リスク評価(PRA)手法の確立に向けて、静的機器損傷時のソースターム評価手法の開発を進めている。本論文は、構築物及び静的機器が損傷する地震に起因する公衆被ばく上重要な事象として減圧事故を想定し、ソースターム評価上重要因子となる自然循環流量及び燃料最高温度に対する(1)損傷個所(一次系配管破損、スタンドパイプ破損)、(2)緩和機能喪失(炉心冷却機能喪失、反応度制御機能喪失)の重畳の影響について実用高温ガス炉GTHTR300を対象として評価した。結果として、緩和機能喪失の重畳によりさらなる事故進展がないことを定量的に示した。これにより、高温ガス炉の特徴である安全性を活かした設計により、軽水炉と比較して事故シーケンス及びソースターム評価の簡素化が可能であることを示した。
19
Study of the reduction method of the helium gas leakage from bolted gasket flanged connection for HTGRs
濱本 真平; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 4 Pages, 2017/04
High temperature gas-cooled reactors (HTGRs) use helium as coolant. Because helium tends to leak, welding is often used for joints of pipes and containers. However, the bolt fastening flange is useful for enhancing the maintainability of the industrial plant. If the helium leak characteristic of the bolt fastening flange is clarified and the factor that reduces the leakage of helium can be controlled, it can lead to the reduction of the leak rate of helium. In this study, it was clarified that the temperature difference between the flange surfaces strongly influences the helium leak rate from the flange by experiment using Helium Gas Circulator installed in High Temperature engineering Test Reactor. We also demonstrated that helium leak can be reduced by using this correlation by controlling the flange temperature.
20
Cost performance design for high temperature helium heat transport piping of GTHTR300C and HTTR-GT/H $$_{2}$$ plants
野本 恭信; 堀井 翔一; 角田 淳弥; 佐藤 博之; Yan, X.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 9 Pages, 2017/04
実用高温ガス炉GTHTR300C及びHTTRに接続する熱利用システム(HTTR-GT/H $$_{2}$$プラント)の熱供給配管設計について報告する。二重管構造と内部断熱管構造を比較検討し、内部断熱管構造の方が配管物量を低減できることより、建設時の配管系据付コストとプラント運転中の熱損失コストを考慮した配管系コストを低減できることを示した。さらに、内部断熱管の外側に保温材を施工することで、熱損失及び高温ヘリウムの温度低下を低減できることを示した。また、耐圧管の材質をHTTRの二重管で使用されたクロム・モリブデン鋼から高温強度に優れたステンレス鋼に変更することで、より小口径で高温ヘリウムの温度低下条件を達成できた。以上の結果に基づき、GTHTR300Cプラント及びHTTR-GT/H $$_{2}$$プラントの熱供給配管仕様を設定した。