動特性解析コードを用いた高温ガス炉に接続する水素製造システムの評価

Evaluation of hydrogen production system coupling with HTTR using dynamic analysis code

佐藤 博之  ; 大橋 弘史 ; 稲葉 良知  ; 西原 哲夫 ; 林 光二; 稲垣 嘉之

Sato, Hiroyuki; Ohashi, Hirofumi; Inaba, Yoshitomo; Nishihara, Tetsuo; Hayashi, Koji; Inagaki, Yoshiyuki

日本原子力研究開発機構(原子力機構)は文部科学省から「核熱利用システム技術開発」を受託し、その中でHTTRと水蒸気改質法による水素製造設備との接続について技術開発を行った。熱利用系として水素製造設備等のような化学プラントを原子炉に接続したことは世界的に例がなく、水素製造設備の負荷変動は原子炉の運転に影響を与えるため、水素製造設備に起因する熱外乱の評価,システムの過渡挙動を把握するための動特性解析コードの開発等が必要である。本報では、HTTRと接続する水素製造システムの中で、水素製造設備を対象とした動特性解析コードを開発し、模擬試験装置の試験結果を用いて検証解析を行った。本研究により、本解析コードを用いてHTTRと接続する水素製造システムの過渡挙動を予測できることを確認できた。また、プロセスガス系をISプロセスに置き換えた場合においても、原子炉への熱過渡の影響の評価が可能である。

The Japan Atomic Energy Agency, JAEA, was entrusted "Development of Nuclear Heat Utilization Technology" by Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology. In this development, the JAEA investigated the system integration technology to couple the hydrogen production system by steam reforming with the High Temperature Engineering Test Reactor, HTTR. Prior to the construction of the hydrogen production system coupling with the HTTR, a dynamic analysis code had to be developed to evaluate the system transient behaviour of the hydrogen production system because there are no examples of chemical facilities coupled with nuclear reactor in the world. This report describes the development and the verification of the analysis code, N-HYPAC, which can estimate transient behaviour of the hydrogen production system by steam reforming. The results of this investigation provide that the influence of the thermal disturbance caused by the hydrogen production system on the HTTR can be estimated when other hydrogen production system such as thermochemical process is adopted.