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報告書

高温工学試験研究炉における航空機落下確率に関する評価

小野 正人; 塙 善雄; 園部 博; 西村 嵐; 菅谷 直人; 飯垣 和彦

JAEA-Technology 2020-010, 14 Pages, 2020/09

JAEA-Technology-2020-010.pdf:1.74MB

平成25年12月18日に施行された「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」の適合性確認のために、高温工学試験研究炉における航空機落下確率を評価した。評価は、「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」を参考にして、原子炉建家, 使用済燃料貯蔵建家及び冷却塔を標的として実施した。その結果、落下確率は5.98$$times$$10$$^{-8}$$(回/年)であり、基準である10$$^{-7}$$(回/炉・年)を下回り、防護設計が不要であることを確認した。さらに、落下確率の大きい事故については、事故件数の増加を仮定して評価を行い、評価基準に対する裕度を確認した。

論文

3次元実形状モデルを用いた高温工学試験研究炉の原子炉建家と排気筒の衝突解析

小野 正人; 藤原 佑輔; 松本 哲郎*; 飯垣 和彦

日本原子力学会和文論文誌, 19(2), p.110 - 120, 2020/06

これまでの竜巻起因の飛来物に対する原子炉建家の健全性評価は、単純な形状の飛来物に対する経験式を用いて、飛来物の貫入、裏面剥離、貫通といった局所的な破壊モードを予測している。しかしながら、現実的には原子炉建家の周辺には排気筒等の複雑な形状の建物・構築物があり、それらが原子炉建家に衝突するおそれがあるものの、従来の評価式では複雑な形状の飛来物に対する評価は困難である。そこで本研究では、複雑な形状の飛来物の衝突を想定し、原子炉建家の健全性を評価する手法を検討した。

論文

HTTRの保全管理(保全管理の特長及び実績)

島崎 洋祐; 山崎 和則; 飯垣 和彦

保全学, 18(1), p.16 - 20, 2019/04

高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)は、高温の冷却材を利用した水素製造技術の研究開発及び高温ガス炉開発のための試験研究を目的として、日本原子力研究開発機構の大洗研究所に設置されている日本初の高温ガス炉である。現在HTTRは、早期の運転再開に向けて、2013年12月18日に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準への適合性確認のための原子力規制委員会による審査に対応している。本報では、保全管理に係る項目として、HTTR原子炉施設の設備、機器類の保守管理の実施状況について紹介する。

報告書

Error estimation in observed acceleration data toward V&V of a seismic simulation

鈴木 喜雄; 飯垣 和彦

JAEA-Data/Code 2018-009, 41 Pages, 2018/09

JAEA-Data-Code-2018-009.pdf:3.14MB

原子力施設全体を対象とした耐震シミュレーションの検証・妥当性確認(V&V)に向け、観測により得られた加速度データに含まれる誤差を推定するためのアプローチを提案する。V&Vのプロセスにおいて、シミュレーション結果と実験/観測結果を比較するには、実験/観測データに含まれる誤差を推定する必要がある。観測された加速度データには、観測システム自身が有する計測精度に関わる誤差と、観測システムが計測したデータに含まれ得る外乱から生じる誤差の二つがあると考えた。これらの誤差を推定するため、加速度計測システムの仕様に基づく手法と、時系列解析手法をそれぞれ用いることとした。また、実際の手順を明確にするため、これらの手法を日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの高温工学試験研究炉(HTTR)で観測された加速度データに適用している。

報告書

Excellent feature of Japanese HTGR technologies

西原 哲夫; Yan, X.; 橘 幸男; 柴田 大受; 大橋 弘史; 久保 真治; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 後藤 実; 植田 祥平; et al.

JAEA-Technology 2018-004, 182 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-004.pdf:18.14MB

日本における高温ガス炉の研究開発は1960年代後半に開始した。原子力機構は国内メーカーと協力して、システム設計, 燃料, 黒鉛, 金属材料, 原子炉技術, 高温機器, 燃料・黒鉛の照射試験、高温熱利用技術等の研究開発を実施してきた。1990年に日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉HTTRの建設を開始し、1998年に初臨界に達し、その後、様々な試験運転を行い、日本の高温ガス炉技術を確立するとともに、高温ガス炉が有する固有の安全性を実証してきた。本報告書では、高温ガス炉システムの設計例、日本が有する世界最高の高温ガス炉技術及びHTTRの建設、運転保守を通じて得られた知見、熱利用技術について紹介する。

論文

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

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。

論文

3D crash calculation of stack and reactor building of HTTR

小野 正人; 藤原 佑輔; 飯垣 和彦; 松本 哲郎*; 瀧 宣博*

Proceedings of European Research Reactor Conference 2018 (RRFM 2018) (Internet), 7 Pages, 2018/03

従来、飛来物の衝突に対する建物の健全性確認は、棒状等の単純な形状の飛来物と壁との衝突を評価する経験式で行われている。しかしながら、現実的には排気筒のような複雑な形状の構築物も建物に衝突する可能性があるものの、複雑な形状を有する構築物と建家が衝突した場合の検討は行われてなかった。このため、車や航空機等の衝突現象に対して使用されている3次元解析コードを用いて、排気筒と原子炉建家の実形状モデルを作成し、衝突解析を行った。解析に当たっては、米国のガイドラインで推奨され原子力規制庁の審査で用いられている経験式以上の保守性を有するように解析コードの物性値を設定した。解析の結果、排気筒と原子炉建家の衝突により、原子炉建家の天井は破損せず、原子炉建家内部には影響を与えないことを確認した。

論文

Measurement of temperature response of intermediate heat exchanger in heat application system abnormal simulating test using HTTR

小野 正人; 藤原 佑輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/04

日本原子力研究開発機構は、HTTRを用いて高温ガス炉の核熱利用に向けて研究開発を実施している。高温ガス炉を用いた核熱利用システムは、化学プラント会社の参入の簡素化や建設費の観点から非原子力級を基本として設計している。そのため、原子炉の運転中に異常事象が発生して運転を継続できる必要がある。HTTRを用いた熱利用系異常模擬試験は、中間熱交換器の過渡温度挙動のデータを得るために温度に着目し非核熱で実施した。中間熱交換器は熱利用系とHTTRをつなげる重要な機器である。試験では、ヘリウム冷却材温度はガス循環機によって120$$^{circ}$$Cまで昇温され、熱移動に着目できる理想的な状況で実施された。試験は空気冷却器の流量を増加することによりヘリウムガスの温度を調節することで実施された。中間熱交換器の熱応答は調査され、伝熱管や伝熱促進板のような構成要素に対して、中間熱交換器の上部よりも下部の方が熱応答が遅いことが明らかとなった。この理由は、中間熱交換器の上部から下部に二次ヘリウムが流れるためと考えられえる。試験データは、安全評価コードのモデルを検証するために有益となるものである。

論文

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

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1$$^{circ}$$C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。

論文

原子力プラントの地震応答解析と可視化

中島 憲宏; 西田 明美; 宮村 浩子; 飯垣 和彦; 沢 和弘

可視化情報学会誌(USB Flash Drive), 36(Suppl.2), 4 Pages, 2016/10

組立構造を意識した有限要素解析により、原子力プラント全体での俯瞰的な耐震裕度評価と各部ごとの詳細な評価技術を実現する手段として、FIESTA(Finite element analysis for structure of assembly)と呼ぶコードを開発するとともに、組立構造解析技術の研究を進めている。本報では、観測値と計算解の照合を具体事例で例証した結果の可視化技術について報告する。地震波としては、震源地でマグニチュード5以上の7波を使い、「京」コンピュータにより地震応答解析を実施した。結合部を有する複雑構造物である原子力プラントの振動解析/耐震性評価過程を、Visual Analytics手法により実施した内容について報告する。これにより「組立構造解析」で耐震性評価に不可欠な計算結果の「確かさ」を向上する方法論をVisual Analytics手法により提案できた。

論文

Confirmation of seismic integrity of HTTR against 2011 Great East Japan Earthquake

小野 正人; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 栃尾 大輔; 濱本 真平; 西原 哲夫; 高田 昌二; 沢 和弘; et al.

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 12 Pages, 2016/06

2011年3月11日、地震の強さ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。地震発生時は、HTTR施設は定期検査中であったため原子炉を停止していた。地震の最大加速度は、HTTRの設計基準の最大値を超過していた。HTTR施設の耐震健全性を確認するために、目視点検を実施するとともに、HTTR施設の観測波を用いた耐震解析を実施した。HTTR施設の健全性評価の方針は、「設備点検」と「耐震解析」の2つに分けられる。基本的な設備点検は、原子炉の運転に関係する設備・機器に対して実施した。設備点検や耐震解析の結果と評価基準を比較し施設の健全性は確認される。設備点検及び耐震解析の結果として、原子炉の運転に影響を与える損傷や機能低下は無いため、運転への問題は無いことを確認した。HTTR施設の健全性は、2011年, 2013年, 2015年に実施された原子炉出力無しのコールド状態での3回の運転により確証を得た。

論文

Loss of core cooling test without one cooling line in Vessel Cooling System (VCS) of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

藤原 佑輔; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 小野 正人; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

HTTRにおいて、原子炉出力が9MWの状態かつ炉心流量の喪失を模擬した状態において炉心冷却喪失状態を模擬するためにVCS1系統を停止させた。試験の結果、炉内構造物の温度変化は緩慢であった。また、RPV温度は数度下降し、遮蔽体コンクリートの温度上昇は1度以下であった。VCS冷却管を詳細にモデル化した解析ではVCS冷却管の温度上昇はおよそ15度であり、遮蔽体コンクリートの影響が小さいことを明らかにした。これらの結果から、VCS1系統停止状態であっても冷却能力は保たれることを明らかにした。

論文

Thermal mixing behavior in the annulus of co-axial double-walled piping in HTGR

栃尾 大輔; 藤原 佑輔; 小野 正人; 篠原 正憲; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 9 Pages, 2016/06

過去の原子力機構のHTTRの運転経験から、高温ガス炉の二重管環状部におけるヘリウムガスの混合挙動を明らかにしておく必要がある。本論文では、T合流部を有する二重管環状部におけるヘリウムガスの熱流動解析を実施した。異なる流路高さ及び異なる流量の条件で解析を行った。その結果、熱的混合挙動は流量にあまり影響を受けないことが示された。更に、高さがない環状流路では、混合しづらいことも示された。この結果から、二重管環状部においてヘリウムガスを流体力学的に混合することは難しく、混合するためには混合を促進する装置が必要であることが示された。

論文

Characteristic confirmation test by using HTTR and investigation of absorbing thermal load fluctuation

本多 友貴; 栃尾 大輔; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 小野 正人; 藤原 佑輔; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 5 Pages, 2016/06

現在HTTRでは特性確証試験を実施しており、これらのうち、熱負荷変動試験をHTTR再稼働後に予定している。予備解析から、熱負荷変動により原子炉入口温度が変動した場合でも原子炉出口温度が安定することを確認している。これは、高温ガス炉が熱負荷吸収特性を持つことを意味している。本論文はこの高温ガス炉の熱負荷吸収のメカニズムに注目し、高温ガス炉の熱負荷吸収特性は大きな負の減速材反応度に起因することを解析により示した。さらに、原子炉中間地点において、黒鉛減速材反応度の添加傾向が逆転していることを明らかにした。本傾向は原子炉入口と原子炉出口のHe温度の差が大きい高温ガス炉特有のものと考えられる。

論文

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。

論文

Influence of differences between seismic safety evaluation methods for equipment and piping of a nuclear facility

西田 明美; 飯垣 和彦; 沢 和弘; Li, Y.

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 7 Pages, 2015/07

本研究は、原子力施設の機器・配管等の耐震評価手法の高度化に資するため、原子力施設機器の耐震評価手法の違いが評価結果に及ぼす影響を検討することを目的とする。入力地震動は、茨城県大洗地区を対象に作成した最大加速度700$$sim$$1100ガルの200波の入力地震動のうちの1波を選定した。原子力機構内の主冷却系機器を対象とし、質点系モデルの床応答スペクトルを用いる従来法、質点系モデルの床応答の時刻歴を入力とする多入力法、および、3次元建屋モデルの床応答の時刻歴を入力とする詳細法の3手法による応答解析および耐震評価を実施し、手法による差異をまとめた。今回実施した機器群の場合、詳細法および多入力法による応答は従来法の約半分の応答となることを確認した。また、今回得られた評価結果はいずれも許容値以下であった。本成果は、想定を超える入力地震動に対する耐震評価において今後多用が見込まれる多入力法の結果の妥当性および応答低減効果を示す結果として活用されることが期待される。

論文

Seismic response simulation of High-Temperature Engineering Test Reactor building against 2011 Tohoku earthquake

西田 明美; 中島 憲宏; 川上 義明; 飯垣 和彦; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

原子力機構システム計算科学センターでは、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の開発に取り組んでいる。これまでに、原子力機構の研究炉のひとつであるHTTR(高温工学試験研究炉)の建屋や機器の3次元モデルを作成し、観測記録等との比較により継続的にモデルの妥当性検証を行っている。2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震は、HTTRが建設されている大洗地区において、震度5強を観測した。今般、HTTR建屋の3次元モデルを用いた東北地方太平洋沖地震に対する地震観測シミュレーションを実施し、従来モデルでは再現が困難であった振動モードの再現に成功したので、得られた結果を報告する。

論文

Numerical modeling assistance system in finite element analysis for the structure of an assembly

中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄; 沢 和弘; 飯垣 和彦

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

数値解析結果の妥当性を推定する手段の一つを提案する。有限要素法による構造解析をスーパーコンピュータの並列計算機能を活用して実行し、解析結果の相違を分析するとともに、入力データである有限要素分割の粗密を変更した解析結果を分析し、数値計算的な確かさを推定するシステムを提案する。解析結果を表現する解析結果モデルの形成過程は、データベースで機能IDとその計算手順のリストによって記述する。解析モデルマネージャは、計算手順を記述したリストの順序によって、すなわち複数の数値計算手続きにより、シミュレーションを実行することで、目的とするシミュレーションの数値計算解を出力する。その結果、目的とするシミュレーション結果が複数生成されることから、これらの結果の相違を比較し分析することで、解の正確さを推定する。本論での数値実験は静解析と動解析で実施し、その正確さを判断するための必要な手続きを明らかにした。数値実験は、京を用いて行った。

論文

Investigation of characteristics of natural circulation of water in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

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

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

HTTRを使った炉心冷却喪失試験では、原子炉の固有の安全性を確認するとともに、自然現象によりより安全を確保できることを示すため、炉心に制御棒を挿入せず、また、VCSを停止させて原子炉の強制冷却を停止させる。試験では、VCSの熱反射板のついていない水冷管に、原子炉の安全上問題とはならないが、財産保護の観点から局所的な温度上昇が懸念された。非核加熱試験を通して、局所的な温度上昇点が確認され、最高使用温度よりは低いが運転上の管理制限値を超える可能性のあることが分かった。冷却水の自然循環による冷却効果は1$$^{circ}$$C以内であった。このため、再稼働後早期に試験を実施するための安全確実な試験方法を確立した。

論文

A Safety evaluation of HTTR core graphite structures against the Great East Japan Earthquake

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

Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0021_1 - TEP0021_13, 2014/08

2011年3月11日に起こった東北地方太平洋沖地震は、日本で最も大きい地震の中の一つであり、HTTRで観測された地震波の一部は、設計時の入力地震動を超えていた。このことから、地震後の原子炉施設の健全性を確認するため外観点検,耐震解析,性能確認テストを行った。耐震解析は、炉内の構造物について応答倍率法によりおこなった。評価の結果、炉内の黒鉛ブロックの地震時の発生応力は、許容値を満足しているとともに、外観点検及びコールドでの性能確認試験により、原子炉内の構造物の健全性を確認した。

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