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小野 正人; 清水 厚志; 大橋 弘史; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 徳原 一実*; 野本 恭信*; 島崎 洋祐; 飯垣 和彦; 篠崎 正幸
Nuclear Engineering and Design, 386, p.111585_1 - 111585_9, 2022/01
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)HTTRの耐震重要度分類は、1980年代後半の設計段階で策定された。当時、高温ガス炉の安全上の特長を充分理解するためのHTTRの技術的知見及び運転実績の蓄積が不足していたため、実用発電用原子炉の耐震重要度分類を準用した。しかしながら、その後に得られた運転実績及び試験結果から、実用発電用原子炉の耐震重要度分類は過度に保守的な設定であることが分かってきた。そこで、HTTRで実施した運転・試験等の経験から、耐震重要度分類の見直しに資する知見を考察し、新たな耐震重要度分類を策定した。その結果、実用発電用原子炉と比べてSクラス施設は限定された。さらに、新しい耐震重要度分類の妥当性を確認した。原子力規制委員会は、2020年6月に、耐震重要度分類の結果が設置許可基準規則に適合していることを確認した。
中川 繁昭; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 徳原 一実; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2017-022, 32 Pages, 2017/09
実用高温ガス炉の設計において、燃料設計、炉心設計、原子炉冷却材系設計、2次冷却材系設計、崩壊熱除去系設計、格納施設設計については、重要性が高く、かつ、その安全要件が軽水炉のそれと大きく異なる。実用高温ガス炉の安全基準の策定に資するため、これらの設計項目の中から、燃料及び炉心の安全要件を達成するための設計事項を検討した。検討にあたっては、受動的な安全性や固有の安全性に基づく高温ガス炉の特長を十分に反映させた。また、炉心設計に関し、キセノン135の生成と消滅による空間出力振動に対する安定性を検討した。検討の結果得られた燃料及び炉心の具体的な設計事項は、今後の実用高温ガス炉の設計に適用可能であり、また、IAEAや国内規制当局における高温ガス炉の安全指針の策定に資することが期待される。
大橋 弘史; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 徳原 一実; 西原 哲夫; 國富 一彦
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.330 - 340, 2016/11
日本原子力学会「高温ガス炉の安全設計方針」研究専門委員会では、高温工学試験研究炉(HTTR)で得られた知見、福島第一原子力発電所事故の教訓、将来の水素製造施設の接続における安全上の機能要求などを考慮した、実用高温ガス炉の安全要件を検討している。本報告では、安全要件の検討プロセス、作成した安全要件案の概要などについて報告する。
深谷 裕司; 徳原 一実; 西原 哲夫
JAEA-Research 2016-008, 52 Pages, 2016/06
高温ガス炉のキセノン振動に対する安全性を定量的に検討するため、高温ガス炉のための解析解によるキセノン安定性判別に関する研究を行った。解析解によるキセノン安定性判別法はRandallにより開発され軽水炉設計などに用いられている。一方で、高温ガス炉ではPu炉心も検討されており、その特性も評価する必要がある。そこで、HTTRの安全評価でも採用されたRandallの手法によるキセノン安定性評価法を再現し、安定性判別コードD-XECS/Aの開発を行った。そして、多くの炉型のキセノン安定性を評価し、高温ガス炉のキセノン安定性の高さおよび、Pu炉心などの新型高温ガス炉のキセノン安定性に関する成立性の見通しを確認した。
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。
中野 正明*; 高田 英治*; 辻 延昌*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 橘 幸男
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
安全性を高めた実用高温ガス炉として、熱出力600MW、原子炉冷却材出口温度950Cのマルチホール型燃料を使用したブロック型炉心の概念設計を進めている。炉停止後の崩壊熱除去は、受動的システムである自然循環による炉容器冷却系(RCCS)のみで、仮に全電源喪失を仮定した場合でも対応可能な設計としている。本研究では、炉心の基本仕様を満たす核熱設計を行った後、代表的な事故事象を想定して安全解析を実施した。1次系の減圧事故を想定した原子炉冷却挙動解析の結果、RCCSのみで燃料及び原子炉圧力容器温度が安全評価上の判断基準を下回ることを示した。また、実用炉として考慮すべきプラント保守性に関して、通常運転中の燃料からの核分裂生成物放出量を評価して、タービン等の1次冷却系機器のメンテナンス性に問題ないことを確認した。このことより、受動的システムを採用した高温ガス炉は、その固有の安全特性により高度な安全性を確保できることが示された。
中野 正明; 山下 清信; 藤本 望; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 徳原 一実*; 中田 哲夫*
JAERI-Tech 98-017, 61 Pages, 1998/05
高温工学試験研究炉(HTTR)の過剰反応度を燃料追加法によって測定する場合について、制御棒の干渉効果が過剰反応度に与える影響を評価した。制御棒が全引き抜き状態の実効増倍率から求める過剰反応度に比べて、制御棒操作を考慮することによって、-10%~+50%程度の測定値が変化することがわかった。また、干渉効果の影響を小さくするためには、被測定制御棒、補償制御棒とも複数の制御棒を用いればよく、(1)被測定制御棒として第3リング制御棒を除く13対を用い、そのうちの1対の反応度測定の際にその他の12対を補償制御棒として用いる組合わせ、(2)第1リング制御棒6対を(1)と同様に用いる組み合わせ、が過剰反応度測定に適していることが明らかになった。
徳原 一実*; 山下 清信; 新藤 隆一; 藤本 望
JAERI-Tech 96-025, 50 Pages, 1996/06
ペブルベッド型高温ガス炉に兵器級Puを装荷した場合、温度係数が正になるという問題があった。そこで、温度係数を負にする方法を、兵器級Puを劣化U等の親物質と混合せずに、全炉心に兵器級Puの燃料のみを装荷する炉心を対象として検討した。検討の結果、熱領域に共鳴捕獲反応を持つ核種(Er)を炉心に添加すれば、温度係数が負になることを確認した。また、この場合には燃料球の燃焼度が低下するが、Erを添加せずとも、Puの装荷量を増大して熱中性子束のピークを小さくすれば、燃焼度の低下なしに温度係数を負にできることを明らかにした。燃焼度の増大とともに熱中性子束のピークが再び大きくなる可能性があるが、ペブルベッド型炉では燃料球の最大燃焼度の1/2程度で原子炉が平衡状態になるため、初期の装荷量が多い限り熱中性子束のピークが再び大きくなることはない。
藤本 望; 山下 清信; 徳原 一実*
日本原子力学会誌, 38(4), p.304 - 306, 1996/00
HTGRは被覆燃料粒子を用いており高燃焼度を達成可能であるので、MA消滅炉として考えた場合、高い消滅率を達成できる可能性があると考え、HTGR型MA消滅炉の消滅特性を検討した。MAは中性子吸収体であるので、燃料濃縮度を上げる必要がある。また、新たなMAの生成をおさえるためには高濃縮燃料が有利である。そこで、再処理から得られるPuを燃料として用いることとした。炉型は、高燃焼度が可能なペブルベッド型とした。その結果500GWd/Tで約40%のMA消滅率を達成できた。さらに、燃料の装荷法を工夫することにより70%の消滅率を達成できた。これは、MA専焼炉よりも高い消滅率であり、発電炉を用いる方法より多量のMAを消滅できる。よって、この方法は今後充分検討に価する方法である。
山下 清信; 村田 勲; 新藤 隆一; 徳原 一実*; H.Werner*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(5), p.470 - 478, 1994/05
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)反射体制御棒の反応度価値の解析方法を検証するため、AVR動力プラントの高温および低温状態の制御棒価値の解析を行った。解析では、黒鉛突起部に挿入した制御棒の実効群定数を得るため、群定数を中性子束で重みずけする方法を使用した。制御棒価値は、高温工学試験研究炉(HTTR)用の核特性解析コードを用いて計算した。高温および低温状態の制御棒価値の実験値は、それぞれ6.81および6.47%であった。高温および低温状態の実験値と解析値の差は、それぞれ10及び2%であった。本結果より、ここで用いた解析方法によりAVRの制御棒価値を十分正確に予測でき、更に小型高温ガス炉の反射体制御棒の核設計に使用できることが明かとなった。
山下 清信; 徳原 一実*; 新藤 隆一; 村田 勲; 七種 明雄
日本原子力学会誌, 36(9), p.865 - 868, 1994/00
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)解体核兵器から出るプルトニウムの処理方法として、ウラン(U)等の親物質と混合した燃料を軽水炉等で燃焼する方法が提案されている。この場合、核変換によって生成した核分裂性物質を有効利用するためには、使用済燃料を繰り返し再処理する必要がある。そこで、燃料をPuからなる燃料球(消滅用燃料球)と親物質からなる燃料球(増殖用燃料球)に分離し、これらをペブルベッド型高温ガス炉の炉心内に混在させて燃焼させ、更に連続的交換することにより、Puを有効的に消滅する方法を考案した。この方法では、消滅用燃料球のPuは初期値の1%以下まで消滅でき、消滅用燃料球を直接廃棄できる。また、増殖用燃料球の燃焼は極めて緩慢であるため、健全性が保たれる限り繰り返し使用し再処理の回数を少なくすることができる。ここでは、Pu消滅率、消滅用燃料球1個の最大Pu装荷量等について述べる。
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*
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(5), p.472 - 481, 1992/05
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近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の炉心設計にこれを適用した場合の設計結果について述べたものである。
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。
山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 中川 繁昭; 中田 哲夫*; 徳原 一実*
JAERI-M 90-008, 49 Pages, 1990/02
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)のドプラ係数、減速材温度係数及び出力係数の評価方法及びその結果についてまとめたものである。本評価より、燃焼末期の中間出力運転状態で減速材温度係数がXe及びPuの蓄積により僅かに正となるガドプラ係数と総合した出力係数は負であり、本原子炉は固有の出力制御特性を有することが明らかとなった。
山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 丸山 創; 徳原 一実*
JAERI-M 89-118, 67 Pages, 1989/09
日本原子力研究所が開発を進めている高温工学試験研究炉(熱出力30MW)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ことが必要である。このため、ウラン濃縮度配分の調整による径方向出力分布及び軸方向温度分布の平坦化により、原子炉出口冷却材温度が950Cの条件下で燃料最高温度が制限値以下となる燃料配分を系統的に定めた。反応度調整材の諸元は、燃焼を通して炉心の余剰反応度が必要最小限となるように定め、制御棒の挿入により出力分布が歪まないようにした。本報は、この燃料最高温度低減のための系統的な燃料配分の設計手順及び設計結果について述べる。
中野 正明*; 徳原 一実*; 島川 聡司; 橘 幸男
no journal, ,
ブロック型高温ガス炉の炉心を対象として、総合核計算コードシステムSRACを使用して可燃性毒物(BP)のモデル化手法を検討した。実用高温ガス炉の燃料諸元では、BP内及びBP周りの黒鉛部での中性子束の減衰は大きくなく、黒鉛部のメッシュ分割等のモデル化よる反応度変化は小さいことがわかった。