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論文

Development of a flow network calculation code (FNCC) for high temperature gas-cooled reactors (HTGRs)

青木 健; 井坂 和義; 佐藤 博之; 大橋 弘史

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

高温ガス炉の設計において実施される流量配分評価では熱や照射による黒鉛構造物の変形と漏れ流れを形成する黒鉛構造物間の隙間の相互作用を考慮する必要がある。本研究では、高温工学試験研究炉の知見を活かし、他の高温ガス炉設計用解析コードとの親和性が高く、手動操作なしで収束計算の中で黒鉛構造物の変形を考慮するユーザーフレンドリーな流路網計算コードを開発するとともに、その解析結果が実験結果とよく一致することを確認した。その結果、ブロック型高温ガス炉における漏れ流れ流路を含めた流路網モデルにおける流量及び圧力分布の解析に対するFNCCが検証された。

報告書

高温ガス炉用燃料温度計算コードFTCCの開発

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。

報告書

ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からの事故時核分裂生成物追加放出量計算コードHTFP

野本 恭信; 相原 純; 中川 繁昭; 井坂 和義; 大橋 弘史

JAEA-Data/Code 2015-008, 39 Pages, 2015/06

JAEA-Data-Code-2015-008.pdf:10.32MB

HTFPコードは、高温ガス炉の事故時において、炉心温度変化によりピン・イン・ブロック型の炉心燃料から追加放出される核分裂生成物(FP)の放出量を計算するための計算コードである。本計算コードは、高温ガス炉の事故発生時の炉心温度履歴を入力とし、燃料棒を構成する燃料コンパクト、並びに、黒鉛スリーブからの放出率を求め、放出過程でのFPの崩壊を考慮してその放出率を解析する。本稿では、HTFPコードの概要及び入力データを説明すると共に、高温工学試験研究炉の設計に使用されたHTCOREコードと同じ条件を用いてHTFPコードの検証計算を行い、解析結果を比較した。その結果、HTFPコードの解析結果は、HTCOREコードの解析結果とよく一致し、HTFPコードがHTCOREコードと同等の計算機能を有することを確認した。

報告書

高温ガス炉用燃料温度計算ファイルの開発

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。

報告書

高温ガス炉の黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの検証

島崎 洋祐; 井坂 和義; 野本 恭信; 関 朝和; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2014-038, 51 Pages, 2014/12

JAEA-Technology-2014-038.pdf:3.84MB

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の空気侵入事故時及び水侵入事故時における炉内黒鉛構造物の酸化挙動評価のために、高温ガス炉水素製造システムのトリチウム挙動評価用に開発された非定常物質収支解析コードTHYTANに解析モデルを追加し、炉内黒鉛構造物の酸化量分布を計算できるようにした。本報は、黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの解析モデル及び検証解析の結果をまとめたものである。黒鉛酸化挙動評価のために、黒鉛構造物内及び冷却材流路内の物質収支として、物質伝達による流体から黒鉛表面境界層への物質移動、黒鉛内への拡散、黒鉛酸化反応、流路内での化学反応、安全弁による物質移動をモデル化した。検証解析として、黒鉛酸化挙動評価のために追加した解析モデルごとに解析解等を用いた手計算による計算値との比較検討を行うと共に、黒鉛酸化実験における実験結果及び高温工学試験研究炉の安全解析に使用されたGRACEコードによる実験解析結果との比較検討を行った。この結果、検証解析結果は、手計算による計算値、実験結果及びGRACEコードの解析結果とよく一致し、THYTANコードの計算機能及び解析モデルの妥当性が確認された。

報告書

小型高温ガス炉システムHTR50Sの第I期第1段階の炉心の通常運転時における被覆燃料粒子の健全性の予備的評価

相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 井坂 和義; 大橋 弘史; 橘 幸男

JAEA-Technology 2014-009, 29 Pages, 2014/05

JAEA-Technology-2014-009.pdf:3.51MB

日本原子力研究開発機構は50MWtの小型高温ガス炉(HTGR)であるHTR50Sの概念設計を行っている。本稿においては、既存の核熱計算結果を用い、HTR50Sの第I期第1段階の炉心(第1次炉心)の被覆燃料粒子(CFP)の通常運転時の健全性を評価した。高温ガス炉用被覆燃料粒子の通常運転時において起こる現象のうち、破損の原因になり得るものは、CFP内での温度勾配による燃料核の移動、核分裂生成物(FP)であるPdとSiCとの反応によるSiC層の腐食(Pd腐食)、及び被覆燃料粒子内での内圧上昇であると考えられている。本稿においては、これらの現象に対して各々評価を行ったところ、CFPの健全性は維持されると判定された。

報告書

小型高温ガス炉の概念設計,5; 安全設計および安全予備評価

大橋 弘史; 佐藤 博之; 田澤 勇次郎; 相原 純; 野本 恭信; 今井 良行; 後藤 実; 井坂 和義; 橘 幸男; 國富 一彦

JAEA-Technology 2013-017, 71 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-017.pdf:3.64MB

原子力機構は、小型高温ガス炉システムの開発途上国等への2030年代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、及び地域暖房への低温蒸気供給を目的とした小型高温ガス炉システムの商用1号機あるいは実証炉と位置づけられるリファレンスの原子炉として、原子炉熱出力50MWtの小型高温ガス炉システム(HTR50S)の概念設計を進めている。安全設計では、早期の建設を目指して、我が国において既に設置許可を取得している高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計の内容を基本としながらも、強制循環冷却系の残留熱除去設備である停止時冷却設備の非「工学的安全施設」化による防護の最適化、安全上の機能を有する系統・機器である炉容器冷却設備の受動設備化等を行った。さらに、主要な事故事象として選定した1次冷却設備二重管破断事故、及び蒸気発生器伝熱管破損事故についての安全予備評価を実施し、判断基準を満足することを確認した。本報では、小型高温ガス炉システムの安全設計及び安全予備評価の結果について報告する。

論文

Flow sheet evaluations for the thermochemical water-splitting Iodine-Sulfur process, 1

久保 真治; 伊地知 雅典*; 程塚 正敏; 吉田 光徳*; 笠原 清司; 井坂 和義; 田中 伸幸; 今井 良行; 小貫 薫

Proceedings of 2007 AIChE Annual Meeting (CD-ROM), 7 Pages, 2007/11

熱化学法ISプロセスの研究開発において、高熱効率を達成することは重要課題の一つである。この手段として原子力機構が提案した電気透析によるポリヨウ化水素酸濃縮法を適用したフローシートに関するプロセスシミュレーションを実施した。熱物質収支を計算したところ、電気透析器の性能向上,ブンゼン反応溶液の低不純物化,硫酸工程の所用熱量低減、及びプロセス内循環流量最適化を行った場合には、熱効率が40%(HHV)に達することを示した。

口頭

高温ガス炉による水素製造,10; 熱化学法ISプロセス開発,プロセス解析

伊地知 雅典; 吉田 光徳; 井坂 和義; 田中 伸幸; 笠原 清司; 奥田 泰之; 程塚 正敏; 金川 昭宏; 今井 良行; 野口 弘喜; et al.

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では高温ガス炉を用いた熱化学法ISプロセスによる水素製造技術の研究開発を進めている。本報では、ISプロセスパイロットプラントのプロセス設計のためのプロセス解析モデル開発の一環として、物性推算に使用する市販物性推算モデル(OLI)の構築・検証と、これを用いた市販プロセス解析コード(PRO/2)による定常プロセス解析結果について報告する。

口頭

高温ガス炉による水素製造,1; 熱化学法ISプロセス開発,定常プロセス解析

伊地知 雅典; 笠原 清司; 吉田 光徳; 井坂 和義; 田中 伸幸; 今井 良行; 久保 真治; 小貫 薫; 日野 竜太郎

no journal, , 

熱化学法水素製造IS(Iodine-Sulfur)プロセスの高効率化フローの検討を進めている。第1段階として、現有技術や実験データ,工学的な成立性を考慮したリファレンスとなるフローシートを構築するため、汎用プロセス解析コードPRO/2にISプロセス用に拡張した物性推算モデル・データベース(OLI社製)を導入し、解析モデルを作成して、定常プロセス解析を実施した。本報では、パラメータ解析の結果と、構築したリファレンスフローを報告する。

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