Conceptual study of a plutonium burner high temperature gas-cooled reactor with high nuclear proliferation resistance

後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09

高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。

Study of the applicability of CFD calculation for HTTR reactor

辻 延昌*; 中野 正明*; 高田 英治*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 稲葉 良知; 橘 幸男

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/10

固有の安全性を高めた高温ガス炉では、炉心の崩壊熱を動的機器に頼ることなく、熱伝導,ふく射及び自然対流により除熱する受動的冷却システムとして、原子炉圧力容器を外表面から冷却する炉容器冷却系(RCCS)が採用される。また、炉心高性能化として冷却材温度を高温化した場合、原子炉圧力容器の信頼性の高い温度評価が要求される。本研究では、温度評価手法の高度化を目的に、高温工学試験研究炉(HTTR)炉心を模擬してCFD解析ツールを用いた熱流動解析を行い、その適用性を評価した。原子炉内部から炉容器冷却系までを3次元30度セクターモデル化し、定常解析及び冷却材循環停止時の過渡解析を実施した。定常解析結果から、炉内構造物の温度計算値と実測値との比較を行い、固定反射体ブロック温度が実測値とおおむね一致することを確認した。また、過渡解析結果から、冷却材循環停止後の炉内自然循環挙動と圧力容器温度の変化を明らかにした。これにより、実機規模での温度評価手法として3次元熱流動解析が十分適用可能であることを示すことができた。

高温ガス炉水素製造システムにおける安全評価方針について

大橋 一孝*; 西原 哲夫; 田澤 勇次郎; 橘 幸男; 國富 一彦

JAEA-Technology 2008-093, 56 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2008-093.pdf:2.31MB

日本原子力研究開発機構で開発を進めているHTTR-ISシステムやGTHTR300Cに代表される高温ガス炉水素製造システムは、原子炉に化学プラントを結合するという世界的にも前例のないものであるため、その安全設計上のロジックや安全規制の枠組みについて、新たに構築を図っていく必要がある。そこで、高温ガス炉水素製造システムの安全評価において考慮すべき現象や事故解析の対象とすべき評価事象について検討を行い、さらに、その結果に基づき、爆発事故と毒性ガス漏えい事故に対する新たな判断基準を設定するための検討を実施した。特に、爆発事故については、建屋の健全性を判断する基準を具体的に定め、試計算を実施することにより、その適用性を確認した。また、水素製造設備の非「原子炉施設」化のためには、水素製造設備で発生する異常事象は外部事象として扱う必要が生じるが、その際の評価の基本方針についても明らかにした。

Examination on small-sized cogeneration HTGR for developing countries

坂場 成昭; 橘 幸男; 島川 聡司; 大橋 弘史; 佐藤 博之; Yan, X.; 村上 知行; 大橋 一孝; 中川 繁昭; 後藤 実; et al.

JAEA-Technology 2008-019, 57 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-019.pdf:8.59MB

安全性に優れ、発電のみならず水素製造,地域暖房等に利用できる小型コジェネレーション高温ガス炉は、送電網等のインフラが整備されていない発展途上国に最適な原子炉の一つと考えられている。そこで、発展途上国で建設することを想定した小型コジェネレーション高温ガス炉HTR50Cについて検討した。HTR50Cプラントの仕様,機器構成等を決定し、経済性評価を行った結果、小型軽水炉と経済的に競合できることがわかった。

HTTR-IS水素製造システムの概念設計

坂場 成昭; 佐藤 博之; 原 輝夫; 加藤 竜馬; 大橋 一孝; 西原 哲夫; 國富 一彦

JAEA-Research 2007-058, 31 Pages, 2007/08

JAEA-Research-2007-058.pdf:16.44MB

原子炉に接続する水素製造施設は、ほかの水素製造法と比較し、商用段階において経済的に競合できなければならない。そのためには、水素製造施設は一般化学プラントとして原子炉に接続させることが必要不可欠である。そこで、高温ガス炉HTTRに接続する水素製造施設に関する安全論理の構築を目指し、水素製造施設に要求される安全機能及び非「原子炉施設」化について検討した。また、水素製造装置の建設コスト低減による経済性向上のため、HTTRに接続させる熱化学水素製造法ISプロセスを構成するブンゼン反応器及び硫酸分解器について、複数の機能を一体化した構造概念を提案し、機器の合理化及び高性能化について検討した。さらにプロセス条件を緩和させることを可能とするヨウ化水素分解器を提案し、汎用材料及び汎用技術採用の可能性を追求した。また、HTTRの中間熱交換器から供される10MWの熱を用いて1,000Nm/h規模の水素製造が可能となるHTTR-ISシステムの基本的成立性を確認した。本報は、高温ガス炉HTTRの核熱を用いて熱化学法ISプロセスにより水素製造を実証するHTTR-ISシステムの概念設計について報告する。

電力水素併産型高温ガス炉(GTHTR300C)の安全設計方針

西原 哲夫; 大橋 一孝; 村上 知行; 國富 一彦

日本原子力学会和文論文誌, 5(4), p.325 - 333, 2006/12

https://doi.org/10.3327/taesj2002.5.325

日本原子力研究開発機構ではガスタービン発電システムの設計をベースとして、電力水素併産型高温ガス炉システム(GTHTR300C)の設計を行っている。水素経済性を確保し、非原子力産業から参入意欲を得られるようなGTHTR300Cの安全設計方針を検討した。水素製造設備はガスタービン発電システムの上流に設置される中間熱交換器の2次ヘリウム系に接続され、一般産業施設として設計できることを目指す。基本的な原子炉安全は原子炉システムに設置された機器により確保する。2次ヘリウム系の機能である1次ヘリウムの冷却,2次ヘリウム圧力保持及びトリチウムを含む不純物の除去は通常運転を維持するために要求される機能である。これらの機能をガスタービンシステムや原子炉システムにより維持し、水素製造設備には期待しないことで、水素製造設備の運転状態に依存せず発電を継続する方法を提案した。可燃性ガスや毒性ガスの放出といった外部事象に対する防護対策についても検討を行った。

Safety analysis of abnormal reactivity events in the HTTR

中川 繁昭; 沢 和弘; 大橋 一孝*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(6), p.579 - 588, 1993/06

https://doi.org/10.3327/jnst.30.579

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor:HTTR)の安全性を確認するために、HTTRの安全評価で想定される代表的な反応度異常事象の解析を実施した。HTTRは、黒鉛減速ヘリウム冷却の高温ガス炉であり、熱出力は30MW、原子炉入口冷却材温度は950Cである。本報は、HTTRの代表的な反応度異常事象である「未臨界状態からの制御棒の誤引抜き」及び「出力運転中の制御棒の誤引抜き」について、燃料最高温度に関してHTTRの安全性が固有の特性により確保されることを示す解析結果をまとめたものである。解析結果によると、反応度添加率により原子炉がスクラムする場合とスクラムしない場合とがあり、燃料温度が最も高くなるのは、原子炉がスクラムする場合とスクラムしない場合の境界の反応度添加率の時であることが判った。また、この時の燃料最高温度は判断基準である1600Cを下回り、反応度異常事象に関するHTTRの安全性が示された。

高温工学試験研究炉の安全解析・評価

岡本 太志*; 大橋 一孝*; 松木 靖夫*; 田部 裕*; 沢 和弘; 中川 繁昭; 國富 一彦

FAPIG, 0(127), p.11 - 19, 1991/03

高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor)は、現在日本原子力研究所で建設を進めている熱出力30MWの黒鉛減速ヘリウムガス冷却炉であり、高温ガス炉技術の高度化及び高温に関する先端的研究を実施するための試験研究炉である。高温工学試験研究炉は、平成元年2月に設置許可申請を行い、平成2年11月に設置許可を取得した。本報では、高温工学試験研究炉の安全評価について、評価すべき事象の選定の考え方及び解析評価例について紹介する。

高温ガス炉の炉心動特性解析コード"BLOOST-J2"

中川 繁昭; 三竹 晋*; 大橋 一孝*; 平野 光将

JAERI-M 89-013, 44 Pages, 1989/02

JAERI-M-89-013.pdf:0.96MB

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心特性動特性解析コードBLOOST-J2の概要についてまとめたものである。本コードでは、核動特性計算は1点近似動特性方程式を解いており、伝熱計算は2次元非定常熱伝導方程式を解いている。

ICARUS・2:多目的高温ガス実験炉プラント動特性解析コード

岡田 高志; 三竹 晋; 高野 誠; 大橋 一孝*

JAERI-M 84-170, 127 Pages, 1984/09

JAERI-M-84-170.pdf:2.63MB

多目的高温ガス実験炉プラントの動特性を解析する計算コードICARUS・2に対して、使用されている解析モデル、数値解法および物性値等について示すと共に、各種コンポーネント単位での応答特性および各種事象に対するプラント全体での応答特性も示した。本ICARUS・2コードでは、原子炉、1次および2次ヘリウムループさらに3次ループである水・蒸気系までをモデル化しており、原子炉に対し左右対称に存在するAループおよびBループの2冷却ループをモデル化可能である。また、動特性の解析結果へ比較的大きな影響を与える制御システムについても任意のシステムをモデル化して解析することができる。