Improving the safety of the high temperature gas-cooled reactor "HTTR" based on Japan's new regulatory requirements

濱本 真平; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 関田 健司; 渡辺 周二; 古澤 孝之; 飯垣 和彦; et al.

Nuclear Engineering and Design, 388, p.111642_1 - 111642_11, 2022/03

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111642

日本原子力研究開発機構は、2011年の福島第一原子力発電所事故を契機に作られ2013年12月に施行された新しい規制要件に、高温工学試験研究炉(HTTR)を適合させた。様々な高温ガス炉(HTTR)安全試験を通じて得られたHTGRに関する知見を基に、既存の構造物,系統及び機器の安全性及び耐震分類が議論された。防護の対象となる構築物,系統及び機器が再検討し、安全機能に影響を及ぼす内的・外的脅威への対策が強化された。さらに、設計基準を超える事故として、多量の放射性物質が放出されるおそれのある事故に対する措置を講じた。我々のこの対応が、新しい規制要求に適合していることを、原子力規制委員会は厳格かつ適切に審査した。2014年11月に提出したHTTRの設置許可変更申請書は、9回の修正を経て2020年6月に承認された。この対応は、高温ガス炉の特性を反映すれば、強化された規制要件を満たすためでも合理的に設計できることを示しており、今後の高温ガス炉の開発の参考になると考える。

Investigation on dust captured by quintuple filters installed upstream of primary gas circulators in HTTR

稲葉 良知; 濱本 真平; 古澤 孝之; 七種 明雄; 坂場 成昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1373 - 1386, 2014/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2014.946978

ヘリウムガス循環機の上流にフィルターを設置する主目的は、1次循環系におけるダストの削減と除去である。HTTRの初期運転時において、フィルターでの差圧が過度に増加し、このまま運転を続けると差圧が運転マニュアルで規制された値を超えるかもしれない、という問題が生じた。化学反応に起因する炭素や機械的接触によるデブリ、あるいはその両方がフィルターによって捕獲されたと推測された。原子力機構は、フィルター差圧増加の原因を特定するため、フィルターを交換し、調査を行った。その結果、差圧増加は、1次ヘリウム純化系に設置されたガス循環機ピストンリングの物理的接触に起因したダストによるフィルターの目詰まりが原因であることがわかった。したがって、ブロックタイプのVHTRは、運転中に炉心から連続的に炭素のダストを供給しない。

Development of operation and maintenance technology of HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

清水 厚志; 川本 大樹; 栃尾 大輔; 齋藤 賢司; 澤畑 洋明; 本間 史隆; 古澤 孝之; 七種 明雄; 篠崎 正幸

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/10

HTTRでは、高温ガス炉の技術基盤の確立を目指し、平成22年1月から3月にかけて高温試験運転にて50日間の連続運転を実施した。高温ガス炉の運転管理においては、水素製造システムへの安定した熱供給を行うために、長期運転時のプラントの安定性、機器の信頼性を実証する必要がある。このため、事前に長期運転での技術的課題を抽出し、高温連続運転によりデータを取得し、評価を行った。その結果、高温機器の伝熱性能、ヘリウム漏えい管理、ヘリウム循環機等の動的機器の信頼性、遮へい体の昇温防止性能等、高温ガス炉特有の設備・機器について、長期連続運転での安定性、信頼性を実証した。本高温連続運転により高温ガス炉の運転管理・保守技術の基盤を確立した。

HTTR長期連続運転の結果の概要; 定格・並列30日運転

栃尾 大輔; 野尻 直喜; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 関田 健司; 近藤 雅明; 七種 明雄; 亀山 恭彦; 齋藤 賢司; 藤本 望

JAEA-Technology 2009-005, 47 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-005.pdf:4.01MB

HTTRは1998年の初臨界達成後、定格運転及び高温試験運転の出力上昇試験を経て、現在、供用運転を行っている。今回、HTTRでは長期にわたって熱利用系に安定な熱供給ができることを実証するために、定格・並列運転で30日連続運転を行った。本報はその運転で得られたHTTRの長期連続運転の特性をまとめたものである。

HTTR加圧水冷却設備の窒素ガス滞留防止対策

古澤 孝之; 七種 明雄; 濱本 真平; 根本 隆弘; 篠原 正憲; 磯崎 実

JAEA-Technology 2007-066, 38 Pages, 2008/01

JAEA-Technology-2007-066.pdf:15.66MB

HTTRの出力上昇試験のうち、平成12年4月から行った原子炉出力10MWまでの出力上昇試験(1)において、原子炉で発生した熱を大気に放散する加圧水空気冷却器でガス滞留が発生し、この状況では加圧水空気冷却器の除熱性能が低下するため、全出力(30MW)の際に除熱ができない可能性があることがわかった。このため、模擬加圧水加圧器で試験を行い、加圧水空気冷却器にガスが滞留する原因を調査した。原因としては加圧水冷却設備の圧力を調整する窒素ガスと加圧水が接する加圧水加圧器内部において、加圧水が波立ち窒素ガスが巻き込まれるために、加圧水への窒素ガスの溶解が想定よりも速いことを明らかにした。そこで、加圧水空気冷却器でのガス滞留発生の原因となるこれらを抑制するため加圧水加圧器の内部に多孔板,混合防止板等を追加設置した。その結果、その後の出力上昇試験及び定格運転において加圧水空気冷却器で窒素ガス滞留の発生は認められなかった。したがって、多孔板,混合防止板等の追加設置は、加圧水空気冷却器における窒素ガス滞留の防止に有効であった。本報は、模擬加圧水加圧器を用いた試験の結果、加圧水加圧器の内部構造物の改造についてまとめたものである。

HTTRの2次加圧水冷却器の伝熱性能に関する評価

栃尾 大輔; 渡辺 周二; 七種 明雄; 小山 直; 根本 隆弘; 濱本 真平; 篠原 正憲; 磯崎 実; 中川 繁昭

JAEA-Technology 2006-005, 83 Pages, 2006/02

JAEA-Technology-2006-005.pdf:6.09MB

定格熱出力30MWの高温工学試験研究炉(HTTR)では、原子炉で発生した熱を主冷却系を構成する加圧水冷却器,中間熱交換器による熱交換を経て、最終的に加圧水空気冷却器により大気に放散している。HTTRの主冷却系熱交換器は原子炉出口冷却材温度850C/950Cの条件下で原子炉で発生した30MWの除熱を行うための伝熱性能を有していなければいけない。本報では、HTTRにおいてこれまで実施してきた出力上昇試験,供用運転のデータから、主冷却系に設置されている熱交換器のうちの2次加圧水冷却器(SPWC)について伝熱性能を評価した。また、設計時におけるSPWCの伝熱性能との比較を行い、SPWCが設計時に要求された伝熱性能を有していることを確認した。

Experience of HTTR construction and operation; Unexpected incidents

藤本 望; 橘 幸男; 七種 明雄*; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.273 - 281, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.08.014

HTTRの出力上昇試験では、熱漏洩の観点から二つの事象があった。一つは一次上部遮蔽体の温度上昇であり、もう一つは炉心支持板の温度上昇であった。これら二つの原因は構造物中のわずかなヘリウムの流れによるものであった。一次上部遮蔽体の温度上昇については、微少なヘリウム流れの抑制,放熱の促進,断熱材の設置が行われた。炉心支持板の温度上昇については、微少なヘリウム流れを考慮した温度評価を再度行い、炉心支持板の設計温度を見直した。これらの対策により、それぞれの温度を制限値以下に収めることができた。

Data on test results of vessel cooling system of High Temperature Engineering Test Reactor

七種 明雄*; 中川 繁昭; 藤本 望; 橘 幸男; 伊与久 達夫

JAERI-Data/Code 2002-027, 34 Pages, 2003/02

JAERI-Data-Code-2002-027.pdf:1.22MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、日本で建設された最初の黒鉛減速ヘリウムガス冷却炉である。1999年9月28日から出力上昇試験を開始し、HTTRは2001年12月7日に定格出力30MWに到達した。HTTRの炉容器冷却設備(VCS)は、高温ガス炉に実用化された最初のReactor Cavity Cooling System (RCCS)であり、炉心の強制冷却が喪失する減圧事故時に炉心の健全性を維持するために原子炉圧力容器を介して間接的に炉心を冷却する。そのために、定格出力時に0.3MW以上の除熱量を確保できるように設計されており、HTTRの出力上昇試験時に実施した性能試験によって、定格出力時に0.3MW以上の除熱量が確保されていることを確認した。本報では、炉容器冷却設備の概要及び出力上昇試験時の試験結果について報告する。

高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験計画

橘 幸男; 中川 繁昭; 竹田 武司; 七種 明雄; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 西原 哲夫; 沢 和弘; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 2002-059, 42 Pages, 2002/08

JAERI-Tech-2002-059.pdf:1.63MB

本報告は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験計画について、特に、早期に実施する試験項目に重点を置いてまとめたものである。早期に実施する試験は、異常な過渡変化に相当する試験として実施する制御棒引抜試験及び1次冷却材流量低下試験である。制御棒引抜試験では、炉心中央位置の制御棒1対を引き抜くことにより、反応度投入事象を模擬する。また、1次冷却材流量低下試験では、循環機の停止(循環機3台中1台または2台の停止)あるいは自動制御系により流量低下事象を模擬する。これらの試験の結果を踏まえ、さらに、冷却材喪失事故等を模擬した試験を計画しており、現在、検討をすすめている。試験で得られた実測データは、炉心動特性コード,プラント動特性コード等の安全評価コードの高精度化と検証に利用でき、国内外の将来高温ガス炉の安全設計・評価技術の確立に活用することができる。

Development of a simulation model and safety evaluation for depressurization accident without reactor scram in an advanced HTGR

中川 繁昭; 七種 明雄; 國富 一彦

Nuclear Technology, 133(2), p.141 - 152, 2001/02

https://doi.org/10.13182/NT01-A3165

高圧ガス炉(HTGR)のシビアアクシデントとなる可能性を持つ事象の1つである減圧事故に原子炉スクラム失敗が重なった事故事象(DAWS)の詳細な安全解析が可能となるように、原子炉動特性及び原子炉圧力容器(RPV)表面からの間接冷却を模擬する新しい解析モデルを開発した。新しい解析モデルの特徴は以下のとおりである。(1)DAWS発生後の再臨界や出力振動を引き起こす現象を模擬できるよう既存の単チャンネル動特性解析モデルに、Xeの蓄積崩壊に伴う反応度変化を考慮できるようにした。(2)単チャンネル動特性解析モデルと2次元の炉心温度解析モデルを結合させることにより、RPV表面からの間接冷却をモデル化したこと。(3)ブロック型HTGRの燃料体としてピン・イン・ブロック型及びマルチホール型の炉心についての解析が可能であること。ピン・イン・ブロック型燃料体を採用した450MWtのHTGRについて、DAWSの解析を実施した。解析の結果、RPV表面からの間接冷却の受動的な冷却系のみで燃料最高温度は1800以下に制限されることから、シビアアクシデントフリー炉としての設計の成立性があることを確認した。開発した解析モデルについては、日本における将来HTGRの設計に適用できる。