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高温ガス炉を用いた核熱利用システム及びその安全性評価に関する研究(学位論文)

Study on the nuclear heat application system with a high temperature gas-cooled reactor and its safety evaluation (Thesis)

稲葉 良知  

Inaba, Yoshitomo

高温ガス炉を用いた核熱利用システムの実現に向けて、核熱利用システムの全体評価,高温ガス炉と化学プラントの接続技術(火災・爆発に対する安全評価や制御技術)及び高温ガス炉の炉容器冷却システムに関する研究開発を行った。核熱利用システムの全体評価では、核熱を利用したアンモニア製造システムについて検討し、高温ガス炉に化学プラントを接続することによって生じる技術的課題を抽出した。これを受けて、安全上の重要課題である火災・爆発に対する原子炉への影響評価手法,原子炉への熱外乱緩和技術及び炉容器冷却システムによる炉心冷却について考察した。火災・爆発に関しては、その影響評価手法を確立し、火災・爆発解析コードシステムを開発した。熱外乱緩和技術に関しては、化学プラントの反応器下流側に蒸気発生器を設置することによって、化学プラントから原子炉への熱外乱を緩和できることを実証した。また、原子炉本体の事故時における安全性を高めるため、高温ガス炉における受動的間接炉心冷却システムの熱伝達特性について調べ、システム設計のための熱放射と自然対流が共存した場における熱伝達式を作成した。これらにより、核熱利用システムにおける安全上の技術的課題を解決することができた。

Aiming at the realization of the nuclear heat application system with a High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR), research and development on the whole evaluation of the system, the connection technology between the HTGR and a chemical plant such as the safety evaluation against the fire and explosion and the control technology, and the vessel cooling system of the HTGR were carried out. In the whole evaluation of the nuclear heat application system, an ammonia production system using nuclear heat was examined, and the technical subjects caused by the connection of the chemical plant to the HTGR were distilled. After distilling the subjects, the safety evaluation method against the fire and explosion to the reactor, the mitigation technology of thermal disturbance to the reactor, and the reactor core cooling by the vessel cooling system were discussed. These subjects are very important in terms of safety. About the fire and explosion, the safety evaluation method was established by developing the process and the numerical analysis code system. About the mitigation technology of the thermal disturbance, it was demonstrated that the steam generator, which was installed at the downstream of the chemical reactor in the chemical plant, could mitigate the thermal disturbance to the reactor. In order to enhance the safety of the reactor in accidents, the heat transfer characteristic of the passive indirect core cooling system was investigated, and the heat transfer equation considering both thermal radiation and natural convection was developed for the system design. As a result, some technical subjects related to safety in the nuclear heat application system were solved.

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