高温ガス炉と水素製造施設の接続技術開発; HTTR-熱利用試験計画

石井 克典; 守田 圭介; 野口 弘喜; 青木 健; 水田 直紀; 長谷川 武史; 永塚 健太郎; 野本 恭信; 清水 厚志; 飯垣 和彦; et al.

第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2023/09

https://doi.org/10.1299/jsmepes.2023.27.A242

JAEA initiated the HTTR heat application test project coupling a hydrogen production facility to the HTTR (high temperature engineering test reactor). The project aims to establish "coupling technologies" between HTGR and hydrogen production achieving large-scale, stable and economically competitive carbon-free hydrogen production using the HTGR heat. Important considerations towards establishment of coupling technologies are development of system technologies for HTGR hydrogen production systems and components required for coupling between two facilities. This paper explains a system concept of the HTTR heat application system which can maintain safe and stable operation of the HTTR against temperature transients induced by abnormal events in a hydrogen production plant with the results of operational scheme as well as heat and mass balance of the system. Development plans for hot gas duct, high temperature isolation valves and helium gas circulators are also presented.

Development of safety design philosophy of HTTR-Heat Application Test Facility

青木 健; 清水 厚志; 野口 弘喜; 倉林 薫; 安田 貴則; 野本 恭信; 飯垣 和彦; 佐藤 博之; 坂場 成昭

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

本研究では、高温ガス炉と水素製造施設を接続したHTTR(高温工学試験研究炉)-熱利用試験施設に対する安全設計方針を開発した。検討の結果、高圧ガスや可燃性ガスにより想定される災害に対して公衆安全を確保するため、水素製造施設に対しては現行の化学プラントで適用されている法規を適用する安全設計方針を提示した。また、水素製造施設の異常に伴う漏えい可燃性物質の火災爆発や水素製造施設除熱量の変動に対する原子炉施設の通常運転機能の確保等の対策を含め、水素製造施設を接続した原子炉施設特有の安全要件に適合した安全設計方針を提示した。HTTR-熱利用試験施設に対して開発された安全設計方針は、HTTR-熱利用試験施設の基本設計や詳細設計に活用される見込みである。

Development plan for coupling technology between high temperature gas-cooled reactor HTTR and Hydrogen Production Facility, 2; Development plan for coupling equipment between HTTR and Hydrogen Production Facility

水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; 野口 弘喜; et al.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 6 Pages, 2023/05

High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to extend the use of nuclear heat to a wider spectrum of industrial applications such as hydrogen production, high efficiency power generation, etc., due largely to high temperature heat supply capability as well as inherent safe characteristics. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been contracted by the Agency for Natural Resources and Energy, part of the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI) of Japan, to conduct its Hydrogen Production Demonstration Project Utilizing Very High Temperature. The primary objective of this project is to establish "coupling technology" between HTGR and hydrogen production facility in accordance with "Green Growth Strategy Through Achieving Carbon Neutrality in 2050". From this fiscal year, JAEA initiated a program to produce hydrogen using an HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) to develop coupling technologies between HTGR and hydrogen production facility required for a massive, cost-effective and carbon-free hydrogen production technology. This paper describes the development plan for coupling equipment which is required for an HTTR heat application test as coupling technologies between an HTTR and a hydrogen production facility. The coupling equipment is composed of a high temperature isolation valve to prevent the ingress of the flammable gas and/or the leakage of radioactive materials for nuclear facility, a secondary helium gas circulator to feed a high temperature helium gas, and a high temperature insulation pipe to transport of a high temperature helium gas from an Internal Heat Exchanger (IHX) to a hydrogen production facility. The development plan of coupling equipment contains each target and draft schedule.

HTTR-熱利用試験施設の安全設計の考え方

青木 健; 清水 厚志; 飯垣 和彦; 沖田 将一朗; 長谷川 武史; 水田 直紀; 佐藤 博之; 坂場 成昭

JAEA-Technology 2022-011, 60 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-011.pdf:2.08MB

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉による大量かつ安価なカーボンフリー水素製造技術の実用化を目指し、世界最高の原子炉出口冷却材温度950Cを達成した高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて水素製造を行うHTTR-熱利用試験を計画している。HTTR-熱利用試験では、原子力規制委員会からの設置変更許可取得を通じて、高温ガス炉と水素製造施設の接続に関し、高い安全性を実現する安全設計を確立することが求められている。そこで、HTTR安全設計をベースに、施設の変更や水素製造施設の接続に伴い安全設計上新たに考慮すべき事象に対する対策を考慮し、HTTR-熱利用試験施設の安全設計の考え方を検討した。検討に当たっては、原子炉安全の観点からの十分な安全性を確保することを大前提としつつ、水素製造施設に対して、高圧ガス災害に対する安全確保の多くの実績を有する一般産業法規を適用することを基本方針とした。本報では、水素製造施設への高圧ガス保安法適用に係る合理性や条件、HTTR-熱利用試験施設の安全機能の重要度分類や耐震設計上の重要度分類、重要安全施設の選定、原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の考え方に関する検討結果を報告する。

Seismic classification of high temperature engineering test reactor

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

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111585

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。

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」活動状況中間報告(2019年9月2020年9月)

与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.

JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。

Strong magnetic anisotropy and unusual magnetic field reinforced phase in URhSn with a quasi-kagome structure

清水 悠晴*; 三宅 厚志*; Maurya, A.*; 本多 史憲*; 仲村 愛*; 佐藤 芳樹*; Li, D.*; 本間 佳哉*; 横山 淳*; 徳永 陽; et al.

Physical Review B, 102(13), p.134411_1 - 134411_11, 2020/10

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.102.134411

The physical properties of URhSn with quasi-kagome structure are studied using single-crystalline samples via electrical resistivity, magnetic susceptibility, heat capacity, thermal expansion, and high-field magnetization measurements. We found remarkable magnetic anisotropy in the ferromagnetic state below 16 K as well as in the ordered state between 16 K and 54 K.

Comprehensive seismic evaluation of HTTR against the 2011 off the Pacific coast of Tohoku Earthquake

小野 正人; 飯垣 和彦; 澤畑 洋明; 島崎 洋祐; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 近藤 俊成; 小嶋 慶大; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(2), p.020906_1 - 020906_8, 2018/04

https://doi.org/10.1115/1.4039288

2011年3月11日、地震の規模を示すマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。地震発生時、HTTRは定期点検及び機器の保守管理のため停止していた。HTTRで観測された最大加速度は設計基準地震を超えていたため、総合的な健全性評価を実施した。総合的な健全性評価の考えは2つに分けられる。1つは機器の目視点検であり、1つは観測波を用いた耐震解析である。運転に関わる全ての機器は目視点検を実施した。設備の健全性は点検結果や解析結果により確認した。機器の耐震解析や目視点検の結果、損傷や機能低下は無く、原子炉の運転に関わる問題は無かった。HTTRの健全性は2011年, 2013年, 2015年のコールド状態の運転によっても裏付けられた。さらに、2015年に中性子源を交換するために3つの制御棒案内ブロックと6つの可動反射体ブロックを原子炉から取り出したとき、制御棒案内ブロックの健全性を目視により確認した。

Investigation of countermeasure against local temperature rise in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

小野 正人; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.044502_1 - 044502_4, 2016/10

https://doi.org/10.1115/1.4032478

HTTRを用いた炉心冷却喪失試験は、物理現象の効果によってシビアアクシデントを起こさない固有の安全性を有する高温ガス炉を研究する安全評価コードの検証のため、制御棒を挿入せず、炉容器冷却設備を停止して炉心冷却を喪失させるものである。炉容器冷却設備は熱放射や熱伝達によって高温となった原子炉圧力容器を冷却することにより原子炉の残留熱や崩壊熱を除去するものである。試験では、原子炉の安全性は維持されるものの、炉容器冷却設備の熱反射板による水冷管の冷却効果が届かない箇所の局所的な温度が長期使用の観点から制限値を上回ると考えられる。試験は炉容器冷却設備を停止し核熱を用いずガス循環機による入熱のみで実施され、その結果、最高使用温度より十分低い温度ではあるが局所的に温度の高い箇所を特定し、冷却水の自然循環の冷却効果に十分な効果は無く、冷却管の温度を1C下げるのみであることを見出した。そして、HTTRの再稼働後にすぐに実施される炉心冷却喪失試験に向けた新しく適切で安全な手順を確立した。

Evaluation on seismic integrity of HTTR core components

小野 正人; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 濱本 真平; 高田 昌二; 沢 和弘

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.363 - 371, 2016/03

HTTRは黒鉛減速ヘリウムガス冷却型原子炉で六角柱状黒鉛ブロックの燃料構成要素を有する。黒鉛ブロックは砕けやすい材質であるため、大きな地震によるブロック同士の衝突により損傷するおそれがある。HTTRサイトの地震挙動を確認するために地震観測装置が設置された。2011年3月11日にマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。福島第一原子力発電所の事故後、原子炉の安全性は最も重要な懸案事項となった。HTTR炉内構造物の耐震健全性を確認するために、HTTRサイトでの観測波と周波数伝達関数の関係に基づく評価地震動を用いて耐震解析は実施されたとともに、原子炉出力無しのコールド状態での主冷却設備の確認試験及び原子炉建家や炉心支持構造物の健全性確認を実施した。結果として、黒鉛ブロックの応力値は許容値を満足し、HTTR炉内構造物の健全性は確認された。HTTR炉内構造物の健全性は、原子炉出力無しのコールド状態での運転により確証された。運転で得られたデータは、地震前の健全な原子炉のプラントデータと比較され、結果として、HTTR施設の健全性は確認された。