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稲葉 良知; 井坂 和義; 柴田 大受
JAEA-Data/Code 2017-002, 74 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2017-002.pdf:2.36MB
高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において燃料最高温度は、炉心の形状や仕様、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本報告書では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、特長(HTTR設計コードからの改良点)、コード構成、使用方法及びFTCCによる検証計算の結果について示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。また、FTCCを用いて、工学的安全係数及び燃料冷却形態の違いが燃料最高温度の低減化に与える効果について調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。
稲葉 良知; 西原 哲夫
Annals of Nuclear Energy, 101, p.383 - 389, 2017/03
被引用回数：7 パーセンタイル：56.46(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において、燃料最高温度は、熱出力、炉心形状、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本論文では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、HTTR設計コードからの改良点及びFTCCによる検証計算の結果を示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。加えて、燃料最高温度の低減化に与える燃料冷却形態の効果を、FTCCを使って調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。
稲葉 良知; 井坂 和義; 深谷 裕司; 橘 幸男
JAEA-Data/Code 2014-023, 64 Pages, 2015/01
JAEA-Data-Code-2014-023.pdf:7.15MB
日本原子力研究開発機構は、開発途上国等への世界展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気や地域暖房への低温蒸気供給を行う小型高温ガス炉システムの概念設計を実施した。小型高温ガス炉の炉心熱流動設計では、燃料の熱的健全性を確保するために、燃料最高温度の評価が重要となるが、その算出・評価をパーソナルコンピュータ(PC)上で簡便に行えるように、Microsoft Excelをベースとした計算ファイルを開発した。本報告書では、計算で使用される基礎式、計算方法と手順及び検証計算結果について述べる。
高田 英治*; 中川 繁昭; 藤本 望; 栃尾 大輔
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.37 - 43, 2004/10
被引用回数：13 パーセンタイル：63.86(Nuclear Science & Technology)HTTRの炉心熱流力設計では、燃料最高温度の評価を行っている。設計では、炉内における冷却材の流量配分と燃料温度を評価するにあたり、熱伝達率や圧力損失係数の相関式について、モックアップ装置を用いた実験データに基づいたものが採用された。また、燃料最高温度を安全側に評価するため、工学的安全係数の評価も行われた。熱流力設計の結果、冷却材の炉心有効流量は88%、燃料最高温度は1492
Cと評価され、通常運転時の制限温度である1495Cを満足することが確認された。さらに、異常時の燃料最高温度は1600Cの制限を超えないことが確認された。一方、HTTRの運転データに基づいて、解析条件や工学的安全係数の見直しを行ったところ、燃料最高温度の評価結果は1463Cとなり、炉心熱流力設計が適切に実施されていたことを確認することができた。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
中田 哲夫*; 片西 昌司; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.478 - 489, 2003/12
GTHTR300は、熱出力600MWtの安全性の高いブロック型高温ガス炉と約46%の高い熱効率を持つガスタービンシステムを組み合わせた簡素で経済性に優れた発電システムである。本報告では、核熱流動設計の特長と最新の成果を報告する。GTHTR300の炉心は、高性能燃料の適用とサンドイッチシャッフリング燃料交換方式の採用を通じて、わずか1種類の燃料のみで、(1)取り出し平均燃焼度12万MWd/t,(2)燃料炉内滞在時間1460日で稼働率90%以上、など厳しい所期の目標をすべて満足できた。これにより高性能で経済性の高い炉心を構成できることが確認できた。さらに制御棒操作方法を改善して、同一スタンドパイプ内にある制御棒1対の引き抜き価値を0.2%
k以下に抑え、最高出力密度をほぼ13W/cm
以下、燃料最高温度1400C以下として安全裕度の増加に寄与できることを確認した。
國富 一彦; 橘 幸男; 七種 明雄; 沢 和弘; L.M.Lidsky*
Nuclear Technology, 123(3), p.245 - 258, 1998/09
被引用回数：4 パーセンタイル：38.63(Nuclear Science & Technology)シビアアクシデントフリー型高温ガス炉(SFHTR)は、次世代高温ガス炉の原型炉として設計したものであり、その優れた固有の安全性と長い燃料サイクルに特徴を有している。その優れた固有の安全性の多くは高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた試験により実証され、SFHTRそのものの試験によっても実証される。優れた安全性と設計上の工夫により、燃料は冷却材の完全喪失事故や制御棒の飛び出し事故においても、その破損制限温度を超えることはない。したがって、SFHTRのシビアアクシデントの発生確率は従来炉より少なくとも2桁は低くすることができた。また、炉心設計においては、可燃物毒物の特別な配置により、燃料サイクルは16年、燃焼度は120GWd/Tを超えるようにすることができた。熱利用系としては、ガスタービン発電と海水淡水化の組み合わせを考え、発電量23.5MWe、発電効率47%、淡水製造量40t/hが可能であることを明らかにした。本論文は、熱出力50MWの小型のSFHTRの安全設計、安全評価、炉心設計について示すとともに、SFHTRのためのHTTRを用いた試験と開発計画について示す。
久語 輝彦; 中川 正幸; 土橋 敬一郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(8), p.760 - 770, 1997/08
被引用回数：2 パーセンタイル：23.01(Nuclear Science & Technology)核及び熱流力分野の炉心解析計算を伴う新型原子炉の炉心概念設計を支援する知的原子炉設計システムIRDSを開発した。本システムは以下のような特徴を持っている。1)定常及び燃焼問題に関する種々の設計タスクを網羅するため種々の計算コードを組み込んでいる。2)組みこまれた全ての計算コードに必要となる全ての情報をデータベースに一元管理している。3)非専門家にとっても容易に設計プロセスを進めることができるよう、数種のデータベース及び知識ベースが参照される。4)対話形式ノウラフィカルユーザーインターフェースを通じて、システムとコミュニケーションをとるマンマシンインターフェースを備えている。5)最適化・満足化プロセスを支援するため、設計要求や設計許容規準を満足する設計パラメータの範囲で定義される設計窓を自動的に探索する機能を組み込んでいる。本システムを新型高速炉炉心の燃料ピン設計に適用し、その実用性を示した。
森本 裕一*; 奥村 啓介
JAERI-M 92-068, 107 Pages, 1992/05
沸騰水型炉(BWR)の三次元核熱水力計算を可能とするため、炉心燃焼計算コードCOREBN-BWR及び燃料履歴管理コードHIST-BWRを開発した。BWR炉心では炉心内でボイドが発生し減速材密度が大きく変化するため、炉心性能評価には核計算と熱水力計算との結合が必須となる。本コードは、炉心燃焼計算コードCOREBN2に、(1)減速材ボイド率を考慮した巨視的断面積計算機能、(2)炉心内流量配分、減速材ボイド分布、熱的余裕計算機能、(3)Halingの原理に基づく炉心燃焼計算機能、(4)炉心、燃料の熱水力に関する情報の管理機能等を追加し、BWR炉心の燃焼解析を可能としたものである。本報告書は、改良にあたり採用した計算モデル、入力データの作成方法、計算の実行方法と入力例についてまとめたものである。
数土 幸夫; 井川 博雅; 篠津 和夫*; 安藤 弘栄
JAERI-M 84-119, 108 Pages, 1984/06
本報は、熱出力20MWtのJRR-3改造炉の炉心熱水力・解析の基礎である炉心流動特性を、実規模ノモックアップ装置を用いて調べた実験結果と、その結果を基にし、JRR-3改造炉の定常運転時の炉心流量配分を確定した結果とについて述べたものである。定常運転時の炉心流量配分は、モックアップ装置とJRR-3改造炉とで若干異る寸法の効果を、実験結果を基に計算で補正し確定した。
鈴木 勝男; 島崎 潤也
JAERI-M 83-191, 22 Pages, 1983/11
本報告書は、流量調節領域出口ガス温度を一定にするオリフィス装置の制卸方式を実験炉を運転する観点から検討し、その結果をとりまとめたものである。
安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 平野 光将; 江崎 正弘; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; et al.
JAERI-M 82-102, 368 Pages, 1982/09
多目的高温ガス実験炉の標準炉心(Mark-III炉心)は外面冷型中空燃料棒を用いるpin-in-block型燃料体で構成されるが、実験炉々心の性能改善の方向を探るため新たな2形式の燃料体から構成されるバックアップ炉心の検討を実施した。1つは内面冷却型燃料棒(セミピン型)を用いた燃料体から構成される炉心であり、他はマルチホール型燃料体から構成される炉心である。両炉心ともに高さが4m、燃料体カラム数は73であり、炉容器内の炉心およびその他の構造物の配置は標準炉心と同じである。検討の結果、これらバックアップ炉心は与えられた炉心設計基準を満足するとともに、標準炉心に比較していくつかの重要な設計項目については余裕が増し、Mark-III炉心と代替可能であることが明らかになった。本報告書はこのバックアップ炉心の核特性、熱流動特性、燃料特性や安全性などの総合的な炉心特性ならびに燃料体や炉心の構造検討について述べたものである。
青地 哲男; 下川 純一; 安川 茂; 宮本 喜晟; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 江崎 正弘; 平野 光将; 佐藤 貞夫; et al.
JAERI-M 6895, 170 Pages, 1976/12
多目的高温ガス実験炉の炉心参考設計Mark-IIIについて、炉心緒元選定の経緯とこの炉心が持つ基本特性に焦点を合わせて纏めたものである。この炉心参考設計Mk-IIIは、実験炉第1次概念設計における炉心・炉体構造の基本設計を成すものである。この設計作業の範囲は、設計指針・基準の見直し、設計データの検討、反応度制御素子や炉心構成のサ-ベイ、燃料装荷方法や制御棒引き抜き形状のサ-ベイ、炉心特性解析や燃料特性評価に及んでいる。Mk-III炉心は、低濃縮二酸化ウランを燃料とする中空型燃料ピンを六角断面の黒鉛ブロックに挿入した燃料体を用い、炉心部の等価直径が2.7m,高さが4mである。制御棒は、炉38本(19対)あって炉容器上部から駆動され、また、冷却材は、炉心上部のオリフィス装置によって調節される。炉心の平均出力密度は2.2W/cm、燃料の平均燃焼度は約22GWd/T、燃焼温度は1350C以下に収まっている。
宮本 喜晟; 鈴木 邦彦; 佐藤 貞夫
JAERI-M 6264, 128 Pages, 1975/10
本報告は多目的高温ガス実験炉炉心の参考設計(Mk-I&Mk-II)を進めるなかで、熱流動・強度特性に関して検討した項目、すなわち、設計条件、設計方法、設計定数を示すとともに、今後の多目的高温ガス炉の炉心設計を進める場合の参考になることを目的してて述べたものである。また、熱流動・強度に関して参考設計(Mk-I&Mk-II)の初期炉心の特性解析、燃焼炉心の特性予測ならびに種々の特性検討を述べる。
