HTTRの核的パラメータの計算; 2021年度夏期休暇実習報告

五十川 浩希*; 直井 基将*; 山崎 誠司*; Ho, H. Q.; 片山 一成*; 松浦 秀明*; 藤本 望*; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2022-015, 18 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-015.pdf:1.37MB

2021年度の夏期休暇実習において、HTTRの約10年の長期停止が臨界制御棒位置に与える影響及びMVPによるVHTRC-1炉心の遅発中性子割合の計算について検討した。この結果、長期停止が臨界制御棒位置に与える影響については、燃料内のPu、Am、Pm、Sm、Gdの密度変化が影響して制御棒が4.00.8cm引抜かれること、この計算値が測定値である3.9cmと近い値になることが明らかとなった。また、MVPによる遅発中性子割合の計算精度を確認するためVHTRC-1炉心について計算した結果、測定値を約10%過小評価することが明らかとなった。

New reactor cavity cooling system with a novel shape and passive safety features

高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1250 - 1257, 2016/04

東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できる。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。一方、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、ふく射および自然対流に関する実験条件をグラスホフ数を用いて決定することもできた。

高温ガス炉における制御棒引抜き試験解析の高度化

高松 邦吉; 中川 繁昭

日本原子力学会和文論文誌, 5(1), p.45 - 56, 2006/03

http://doi.org/10.3327/taesj2002.5.45

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)は原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850C/高温試験運転950C)の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉である。高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するため、HTTRでは反応度投入事象として制御棒引抜き試験を実施している。従来の解析モデルを用いた1点炉近似による動特性解析では、制御棒引抜き事象を十分再現できないことが明らかになっている。本研究において、新たに領域別温度係数を用いて解析を行った結果、試験時の実測値を正確に再現することができ、高温ガス炉の動特性解析手法を高度化することができた。

Evaluation of the high temperature engineering test reactor's first criticality with Monte Carlo code

山下 清信; 安藤 弘栄; 野尻 直喜; 藤本 望; 中田 哲夫*; 渡部 隆*; 山根 剛; 中野 正明*

Proc. of SARATOGA 1997, 2, p.1557 - 1566, 1997/00

将来型の高温ガス炉として、固有の安全性が高い環状炉心が提案されている。このため、高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界近傍では、炉心外周から燃料体を装荷し環状炉心の炉物理特性を取得する計画である。そこで、環状炉心を介して初期炉心を構成するまでの実効増倍率kの変化を求め、臨界近傍の方法を検討した。解析には、燃料棒、反応度調整材、制御棒挿入孔、模擬燃料体等の位置及び形状を正確にモデル化できるモンテカルロコード(MVP)を用いた。MVPの評価精度は、高温ガス炉臨界実験装置の実験データを用いて評価した。本検討より、炉心の中心から燃料を装荷する従来の方法に比べ、外周から燃料を装荷する本方法では、環状炉心達成後、炉心中心部に燃料装荷する時に反応度が急激に増加するため、反応測定に注意を払う必要があることが明らかとなった。

Measurement of control rod reactivity worth in axially heterogeneous fuel core (VHTRC-4) by PNS method

秋濃 藤義; 竹内 素允; 小野 俊彦; 藤崎 伸吾

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E281 - E289, 1996/00

HTTRの核設計における制御棒の核計算精度を検討するため、軸方向にウラン濃縮度が2-4-6%と異なるVHTRC-4炉心の中央カラムにHTTRの制御棒模擬体を1本全長挿入した反応度価値をPNS法で測定した。測定値はBF検出器を燃料領域内の48点に配置した空間積分法及び即発中性子減衰定数を用いる修正King-Simmons式から求めた。測定値として20.00.3$を得た。実験解析はSRACコード及びモンテカルロ法GMVPコードを用いて10群で行った。計算値は18.6$及び19.00.3$となり測定値より7~5%小さく見積ったが、HTTRの核設計の要請精度10%以内を満たした。

VHTRC(高温ガス炉臨界実験装置)の建設

安田 秀志; 秋濃 藤義; 山根 剛; 吉原 文夫; 北舘 憲二; 吉藤 久; 竹内 素允; 小野 俊彦; 金子 義彦

JAERI 1305, 138 Pages, 1987/08

JAERI-1305.pdf:5.59MB

本書はSHE(半均質臨界実験装置)の炉心改造により建設されたVHTRC(高温ガス炉臨界実験装置)に関する設計、安全性の検討及び主要な試験検査結果についての報告書である。VHTRCは高温ガス実験炉詳細設計IIの模擬を目指した装置であり、黒鉛ブロック構造、低濃縮ウラン被覆粒子燃料装荷及び炉心を210Cまで電気的に昇温可能という特徴がある。設計では水平、鉛直とも0.3Gの耐震性を持たせ、210C炉心昇温時にも各設備がその機能を保こととし、安全性検討でこれを証明した。使用前検査では各設備の性能が設計基準値を満足することを確認し、施設の安全性を実証した。1985年5月13日の初臨界達成時のデータ解析の結果、臨界質量についてはSRACコードによる予測値は実験値をわずか3%小さく評価したに留まり、VHTRCの製作精度の高い事とSRACコードの予測精度が基本的な炉心構成において高い事を示した。

多目的高温ガス実験炉詳細設計(II)炉心熱設計

鈴木 邦彦; 文沢 元雄; 平野 光将; 宮本 喜晟

JAERI-M 85-187, 98 Pages, 1985/11

JAERI-M-85-187.pdf:2.17MB

本報告は、多目的高温ガス実験炉詳細設計(II)の炉心熱設計に関して、設計条件、設計基準、設計手法、設計データ及び炉心熱流動特性の検討結果についてまとめたものである。結果は以下の通りである。(1)燃焼を通して燃料最高温度は公称値で1311C、システマテックな工学的不確かさを考慮した温度で1449Cである。(2)燃料チャンネルの冷却材最小レイノルズ数は、約3750である。(3)上記条件下で、燃焼に伴なう燃料核移動や内圧上昇による被覆燃料粒子の新たな破損は生じない。(4)炉心部の冷却材圧力損失は、0.07kg/cm以下である。

多目的高温ガス実験炉の炉心シール性能データ

鈴木 邦彦; 文沢 元雄; 村上 知行*; 元木 保男; 平野 光将; 荒井 長利; 宮本 喜晟; 三木 俊也*

JAERI-M 85-183, 129 Pages, 1985/11

JAERI-M-85-183.pdf:4.06MB

多目的高温ガス実験炉では炉心をバイパスする漏れ流れを防止する目的で設置した黒鉛ブロック間シール部における流動特性を評価するために実施した空気による流動試験と、実験炉の炉内流動解析に使用するシール性能データの検討とについて報告したものである。結果を以下に示す。(1)固定反射体体および高温プレナムブロック間シール部を構成する基本ユニットの実寸モデルを用いた試験により、シール部の段差、隙間をパラメータに差圧と漏れ流量との関係を明らかにした。(2)基本ユニットを組合わせた実機と同じ構成のシール構造を用いた試験により、差圧と流量との関係を明らかにした。また、基本ユニット試験の結果に基づき、漏れ流量を推定できることを示した。(3)上記の結果に基づいて、炉内流動解析に使用するシール性能データを定めた。

多目的高温ガス実験炉の炉床断熱構造物の特性試験

稲垣 嘉之; 井岡 郁夫; 菱田 誠; 田中 利幸

日本原子力学会誌, 27(12), p.1133 - 1135, 1985/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.27.1133

多目的高温ガス実験炉(VHTR)の炉床部には、黒鉛及び炭素等から成る断熱構造物が使用される。この断熱構造物は、炉心重量を支持すると共に低合金鋼を使用したサポートプレートを高温プレナム部に流出する約950Cのヘリウムガスから断熱し、使用温度を約500Cとする機能を果たす。また、断熱部材料は極めて過酷な条件下で長時間使用されるため、高温高圧下でも寸法安定性、圧縮強度、耐腐食性及び断熱性能が優れていることが要求される。そこで、実験炉の1領域分を模擬した約1/2スケールの炉床断熱部の試験装置を製作し、断熱特性試験を実施した。使用した炭素材は、実験炉の有力な候補材である西独SIGRI社のASR-1RBである。試験の結果、炭素層の熱伝導率は実験炉の要求値12w/m-kをほぼ満足する値であり、また、炭素ブロック1層当たりに約140Cの温度差を与えたが損傷は認められず、実験炉で使用可能な見通しを得た。

多目的高温ガス実験炉バックアップ炉心の特性検討(その2); セミピン型燃料炉心の総合特性

安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 荒井 長利; 平野 光将; 江崎 正弘; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; 鈴木 邦彦

JAERI-M 82-103, 137 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-103.pdf:3.26MB

多目的高温ガス実験炉のバックアップ炉心として、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について、燃料および可燃性毒物の装荷法ならびに制御棒引き抜き計画などを検討するとともに、炉心の核特性、熱流動特性や安全特性などの総合的な特性を解析した。その結果、本炉心は炉心設計基準を満足するとともに、セミピン型燃料体が十分Mark-III型燃料体の代替燃料体となりうることが明らかにされた。