Nuclear design of the high-temperature engineering test reactor (HTTR)

山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 丸山 創; 藤本 望; 竹田 武司

Nuclear Science and Engineering, 122, p.212 - 228, 1996/00

https://doi.org/10.13182/NSE96-A24156

高温ガス炉用の核設計コードシステム(NDCS)を、既存のコードの改良及び格子燃焼計算コードDELIGHTの新たな開発により、確立し、その検証は、VHTRC-1の実験データを用いて行った。NDCSを用い炉心内の出力分布の最適化を行い、ブロック型高温ガス炉として世界で最も高い原子炉出口冷却材温度950Cを達成可能な高温工学試験研究炉(HTTR)の核設計を行った。出力分布の最適化は、ウラン濃縮度及び可燃性毒物諸元を炉心内で変化させることにより行った。核分裂性物質の燃焼による出力分布の最適形状からの逸脱は、局所反応度を平坦化することにより防止した。同時に炉心全体の過剰反応度を必要最小限に抑制し、制御棒を炉心内に殆ど挿入せずに原子炉を運転できるようにした。ここで行ったNDCSの開発及びHTTRの設計により、低濃縮ウランを用い、950Cのような高い原子炉出口冷却材温度を目ざすブロック型高温ガス炉の核設計手法の基礎が確立したと言える。

高温工学試験研究炉の広領域中性子検出器の中性子応答特性

村田 勲; 山下 清信; 新藤 隆一; 塩沢 周策; 竹村 守雄*

JAERI-Tech 95-036, 101 Pages, 1995/07

JAERI-Tech-95-036.pdf:2.46MB

HTTRでは、中性子計装として固定反射体内に広領域系を圧力容器の外側に出力領域系をそれぞれ設置する。このうち、広領域中性子検出器は、30%出力までの計測をカバーすることとなっているが、定格運転時においても検出器を炉外に取り出さないため、100%出力運転時でも検出器がその健全性を保てることを示す必要がある。また、この検出器は、原子炉の未臨界の確認のためにも使用されるため、低温未臨界時に所定レベル以上の計数率を確保できることを確認する必要がある。本検討では、この確認計算をモンテカルロコードと2次元輸送計算コードによる重ね合わせ法を用いた相対解析により、さらに3次元モンテカルロコードによる絶対値計算により実施した。その結果、天然ほう素濃度約1.7~1.9wt%の吸収体を中性子検出器外側に巻き付けることで、低温未臨界時には未臨界の確認のために必要な3CPS以上の計数が得られかつ定格運転時でも中性子検出器の健全性を保つことができることがわかった。

Prediction of nongaseous fission products behavior in the primary cooling system of high temperature gas-cooled reactor

沢 和弘; 村田 勲; 七種 明雄; 新藤 隆一; 塩沢 周策; 馬場 治

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(7), p.654 - 661, 1994/07

https://doi.org/10.3327/jnst.31.654

高温ガス炉(HTGR)では、通常運転時に微量の核分裂生成物が主に被覆層が破損した燃料から放出され、1次系を移行する。一方、高温ガス炉は1次冷却材としてヘリウムガスを用いるのでそれ自身の放射化が無く、放射化生成物の発生量も非常に少ない。そのため、核分裂生成物からのガンマ線が高温ガス炉の遮へい設計上主要な線源となり、核分裂生成物の燃料からの放出量のみならず1次系内の沈着分布も適切に評価する必要がある。そこで、高温ガス炉の1次系における沈着分布の予測を高温工学試験研究炉の1次系における沈着分布の計算結果に基づき行った。計算に先立って、計算モデルの妥当性を実験で得られた沈着分布と比較することによって検証し、モデルのHTGR1次系の沈着分布予測への適用性を確認した。本報は、解析モデルの検証結果とともに、HTGRの1次系の沈着分布の予測を示したものである。

Evaluation of local power distribution with fine-mesh core model for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

村田 勲; 山下 清信; 丸山 創; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(1), p.62 - 72, 1994/01

https://doi.org/10.3327/jnst.31.62

本報は、高温ガス炉(HTGR)のために開発された詳細出力分布評価手法について述べたものである。本手法はベクトル化された3次元拡散コードを用いることにより径方向及び軸方向の非均質性を全炉心レベルで正確に取り扱うことができる。この評価手法を高温工学試験研究炉(HTTR)に適用することにより、炉心内のウランの濃縮度、反応度調整材、ブロック端黒鉛や制御棒案内カラムの黒鉛による径方向及び軸方向の非均管性を考慮した、燃料ピン毎の出力分布を得ることが出来るようになった。本評価手法の精度は、臨界実験装置VHTRCの実験結果により検証され、出力分布について3%以下の精度で実験結果と一致することを確認した。本手法は、HTTRの燃料最高温度評価におけるホットスポットファクターの評価に応用され、燃料最高温度が制限値(通常運転時1495C、運転時の異常な過渡変化時1600C)を下回ることを確認した。

Reactor shielding design of the High Temperature Engineering Test Reactor; Design analysis and shielding characteristics

新藤 隆一; 村田 勲; 沢 和弘; 塩沢 周策; 竹村 守雄*; 毛利 智聡*

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.351 - 358, 1994/00

熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950Cである黒鉛減速・ヘリウムガス冷却の高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年の臨界に向けて現在建設中である。本報は、HTTRの炉体廻り遮へい設計の解析についてまとめたものである。本解析は、2次元S輸送コードを適用し、HTTR固有の遮へい解析上の課題に着目して実施した。この解析から、燃取フロア上の線量当量には、炉心部の制御棒案内カラムの貫通部および一次上部遮へい体のスタンドパイプ貫通部のストリーミングの寄与が比較的大きいこと等が明らかとなった。本解析により、HTTRの遮へい解析結果は、設計基準を満足していることが確認された。

Reactor shielding design of the High Temperature Engineering Test Reactor; Application of 3-dimensional Monte Carlo code MCNP to shielding analysis for thick and complicated structure

村田 勲; 新藤 隆一; 塩沢 周策

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.365 - 370, 1994/00

原研では現在、大洗研究所に黒鉛減速ヘリウムガス冷却炉である高温工学試験研究炉を建設中である。HTTRは、軽水炉と異なり、冷却材に遮へい能力を期待することができないことから、原子炉は複雑な形状を持つ遮へい体により遮へいされている。遮へい設計では、この構造を2次元輸送計算コードを用い、モデル化を保守的に行うことでその解析を可能にしている。本研究では、HTTRのような複雑な形状を持つ遮へい体の解析を3次元モンテカルロコードによりできるだけ詳細に実施する手法を開発した。本手法は、HTTRの遮へい解析に適用され、その結果、本手法がHTTRのような複雑な体系に対しても、適切な計算時間で十分な精度を持った結果が得られることが確かめられた。また、HTTRの遮へい設計結果と比較することにより、遮へい設計が十分な保守性を持って実施されていることが確認された。

プルトニウムの利用上の特徴とその課題

新藤 隆一

エネルギー・資源, 14(5), p.419 - 423, 1993/00

プルトニウムは天然には存在しない超ウラン元素であり、Uが中性子を吸収して生成する人工の元素である。このプルトニウムには原子炉の設計上重要なPu,Pu,Pu及びPuの4つの同位元素がある。プルトニウムは原子力の平和利用の開始早々から特に高速増殖炉の有効な燃料として注目されてきた。しかし、その実用化には使用済燃料からプルトニウムを抽出する再処理の技術が必要不可欠である。また、Puは特にUの有効な代替核分裂性物質であり、臨界質量を小さくできることから同時に核兵器の材料ともなりうることが、その対応上の問題を複雑にしている。本報はこのプルトニウム平和利用について、核的ならびに核燃料サイクル上の特徴を把握し、あわせてその実用化にむけ関連する各種課題について述べたものである。

Analysis of overall temperature coefficient of reactivity of the VHTRC-1 core with a nuclear design code system for the High-Temperature Engineering Test Reactor

山下 清信; 村田 勲; 新藤 隆一

Nuclear Science and Engineering, 110, p.177 - 185, 1992/02

https://doi.org/10.13182/NSE92-A23887

本報は、VHTRCの室温から200Cまでの炉心昇温実験より得られた実効増倍率及び反応度温度係数を高温工学試験研究炉(HTTR)の核設計計算手法を用いて解析し、解析値と実験値の比較より得た低濃縮ウラン炉心の温度特性評価精度の評価結果を報告するものである。核設計計算手法に用いる計算コードはDELIGHT-7、TWOTRAN-2及びCITATION-1000VPである。DELIGHT-7コードは、特にHTTRの燃料核特性を評価するため著者らにより開発された高温ガス冷却炉・格子燃焼特性解析コードである。この精度評価では、解析値と実験値が極めてよく一致したことから、HTTRの核設計計算手法は低濃縮ウランを燃料とする高温ガス炉の温度特性を適切に評価できることが明らかとなった。

高温工学試験研究炉における原子炉スクラム時の炉停止余裕の評価

村田 勲; 山下 清信; 丸山 創; 藤本 望; 新藤 隆一; 数土 幸夫

JAERI-M 91-165, 71 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-165.pdf:1.94MB

HTTRは原子炉出口温度が950Cと高く、このためスクラムに伴う原子炉停止においては、制御棒の高温における繰り返し使用による寿命の低下を避けるため、まず反射体領域の制御棒を挿入して原子炉を未臨界にし、ついで炉心温度が所定の温度(原子炉出口温度が750C)に下がるのを待って、あるいは所定の時間(2400秒)をおいて燃料領域へ制御棒を挿入して常温で未臨界を維持する制御棒2段階挿入方式を採用している。本報告では、2段階挿入方式を用いたスクラム時において燃料領域の制御棒が挿入されるまでの間、原子炉を未臨界に維持できることの確認を行った。この結果、もっとも厳しい条件となる原子炉出口温度950Cからのスクラム時でも0.7%k/k(制御棒1対のスタックを考慮した場合)の炉停止余裕を確保できることがわかった。

Optimization of power distribution to achieve outlet gas-coolant temperature of 950C for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

山下 清信; 丸山 創; 村田 勲; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*; 徳原 一実*

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.419 - 424, 1991/00

日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉出口冷却材温度の達成目標値は950Cと極めて高く、燃料の健全性を保持する必要性から燃料最高温度を極力低くする必要がある。このため、ウラン濃縮度配分の調整及び制御棒炉内挿入度の抑制による炉内出力分布の最適化により燃料最高温度を極力低くする方法を開発した。本報は、この燃料最高温度低減のための出力分布の最適化方法及びHTTRの炉心設計に適用した結果について述べるものである。