High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

https://doi.org/10.1016/C2018-0-05383-9

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

高温ガス炉の炉心動特性解析コードの改良

高松 邦吉; 中川 繁昭; 武田 哲明

JAEA-Data/Code 2008-015, 94 Pages, 2008/10

JAEA-Data-Code-2008-015.pdf:5.14MB

高温ガス炉の炉心動特性解析コードであるTAC/BLOOSTコードについて、炉心部温度係数として多領域炉心モデルを導入し、高温工学試験研究炉(HTTR)で取得した実測値を活用して解析モデルの改良を行い、動特性解析の検討を行った。その結果、燃焼による燃料及び構造物に対する物性値の変化,ブロック間のギャップの変化,中性子照射による燃料コンパクトと黒鉛スリーブ間のギャップの変化,冷却材流路断面積の変化に対する改良点が明らかになり、循環機停止試験の再現解析では、実測値を3%以内の精度で予測できるようになった。

Analysis on temperature distribution of reactor vessel cooling system during loss of coolant flow in HTTR

武田 哲明*; 一宮 浩一*; 西尾 仁志*; 中川 繁昭; 高松 邦吉

Proceedings of 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-7) (CD-ROM), 11 Pages, 2008/10

超高温ガス炉(VHTR)の安全審査に対して、炉心の固有の安全性及び解析手法の妥当性を示すために、高温工学試験研究炉(HTTR)で実施された安全性実証試験のデータを用いて、炉内温度分布解析を行った。比較対象としては、原子炉スクラムを生じない冷却材流量部分喪失試験の実測値を用いた。また、すべてのガス循環機をストップさせる冷却材喪失試験及び、前者の試験と同時に炉容器冷却機能を喪失させる炉容器冷却設備停止試験の事前解析も行った。これらの試験中の炉内温度分布を汎用解析コードSTAR-CDを用いて高精度で解析できれば、本研究で用いた手法をVHTRの設計に活用することができる。本研究では原子炉圧力容器,炉容器冷却設備及びコンクリートを含めた炉内温度分布解析の結果を示し、冷却材流量喪失時における輻射伝熱の重要性について明らかにした。

The Preliminary analysis of the loss of primary coolant flow test in the HTTR

中川 繁昭; 高松 邦吉; 後藤 実; 武田 哲明*; 中尾 安幸*

Proceedings of 4th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

高温ガス炉において最も厳しい事故として選定される減圧事故のような事故条件における固有の安全特性を実証するため、HTTRを用いた1次冷却材流量喪失試験を計画している。本試験においては、すべてのガス循環機を停止するとともに、すべての制御棒の位置を試験開始時の位置に保持する。流量の喪失直後に炉心温度が上昇するので、原子炉出力は負の反応度フィードバック効果により、流量が減少するにつれて減少し、原子炉は未臨界となる流量が喪失し未臨界となった以降の原子炉挙動は、炉心温度変化及びXe濃度の変化による反応度の収支により支配される。HTTRを用いた1次冷却材流量喪失試験は減圧事故を模擬するものであり、試験により得られたデータは、将来の高温ガス炉の安全解析に適用される計算コードの検証や高精度化に役立つものである。

Improvement of analysis technology for high temperature gas-cooled reactor by using data obtained in high temperature engineering test reactor

中川 繁昭; 栃尾 大輔; 高松 邦吉; 後藤 実; 武田 哲明

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.83 - 91, 2008/00

https://doi.org/10.1299/jpes.2.83

第四世代原子炉の一つである超高温ガス炉は、水素製造と高効率発電を可能とする高温ガス炉である。高温工学試験研究炉(HTTR)は、日本で初めての高温ガス炉であり、原子炉の特性を確認する出力上昇試験において、2004年4月に原子炉熱出力30MW,原子炉出口冷却材温度950Cを達成した。2002年からはHTTRを用いた安全性実証試験を開始し、高温ガス炉の固有の安全性を実験的に実証しているところである。これらの試験で得られた試験データは、経済性の優れた超高温ガス炉を設計するために必要不可欠のものである。HTTRの試験データにより検証された解析モデルは、高温ガス炉特性の正確な解析に適用でき、超高温ガス炉の研究開発に貢献することができる。

Core dynamics analysis on reactivity insertion and loss of coolant flow tests for HTGRs

高松 邦吉; 中川 繁昭; 武田 哲明

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-12) (CD-ROM), 13 Pages, 2007/09

HTTRを用いた安全性実証試験は、高温ガス炉(HTGR)の固有の安全性を実証し、安全評価及び設計手法を高度化するために実施されている。反応度添加試験はHTTRの安全性実証試験の一つであり、原子炉出力制御系が動作しない状態で制御棒を引き抜くことで、急激な原子炉出力の上昇を模擬する。また、冷却材流量喪失試験は循環機3台中の1台又は2台を停止することで、原子炉出力の急激な減少を模擬する。本報告では、これら安全性実証試験の実測値を用いて新しい解析モデルを評価した結果を示す。特に、領域別温度係数,領域別温度上昇及び出力密度分布の関係を表す数式を用いて反応度の変化を明らかにした。

我が国の高温ガス炉技術開発はこんなに進んでいる; 世界の技術をリードして世界標準へ

小川 益郎; 日野 竜太郎; 國富 一彦; 小貫 薫; 稲垣 嘉之; 武田 哲明; 沢 和弘

原子力eye, 53(4), p.26 - 33, 2007/04

https://ci.nii.ac.jp/naid/40015390412

高温ガス炉は、高効率発電ばかりでなく水素製造等への熱利用が可能であることから、原子力エネルギーの利用を拡大し、エネルギーセキュリティと地球環境問題解決の決め手として期待されている。このため、世界各国で実用化計画が進められ、米国でも実用化を目指す実証計画が開始された。我が国では、原子力機構を中心とした開発により技術は世界最先端にあるが、その実用化は国の開発政策に盛り込まれていない。産業界では、このような状況を打開すべく、研究会,検討会を設け、実用化に向けた調査研究・評価,開発政策立案等に加え、積極的に提言活動,広報活動を行っている。この一環として、原子力総合科学情報誌「原子力eye」で、世界の最新開発動向、我が国の開発状況、実用化に向けた産業界の取組み等について紹介する「高温ガス炉; 研究開発から実用化に向けての動き」という特集号が組まれることとなった。この中で、原子力機構における高温ガス炉技術に関する取り組みとして、HTTRを活用した原子炉システム技術開発、ISプロセスによる水素製造技術開発、閉サイクルヘリウムガスタービンシステム技術開発、及び商用炉概念検討について紹介する。

Core dynamics analysis for reactivity insertion and loss of coolant flow tests using the HTTR

高松 邦吉; 中川 繁昭; 武田 哲明

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

HTTRの原子炉動特性と炉心熱流動を解析するACCORDコードは、4本の燃料チャンネルモデルと20個の温度係数を用いることができるよう改良した。さらに、炉心冷却材流量低下試験時の、燃料チャンネルと炉心部の伝熱現象を考慮できるよう、本コードに炉心構造材の解析モデルを追加した。本報告では、反応度添加試験及び循環機1, 2台停止試験の実測値を用いて行った、新しい解析コードの評価結果を述べる。最後に、循環機3台停止試験の事前解析結果についても述べる。原子炉出力は、負の反応濃度フィードバック効果により、30MWから崩壊熱レベルまで低下するが、約5時間後に再臨界となった。しかし、再臨界時の出力ピーク値は、ほんの2MWであった。

Validation of neutronics calculation codes for VHTR nuclear design using HTTR experimental data

後藤 実; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 武田 哲明

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04

VHTRの核設計に対する核計算コードの適応性を検証するために、HTTRの炉心特性の解析を行った。また、核データライブラリの違いがHTTRの炉心計算に及ぼす影響について検討した。MVPコードによる室温条件でのHTTRの過剰反応度の計算結果は試験結果に対して0.4%k/k以内の差異で一致したのに対し、SRACによる計算結果は、試験結果を1.5%k/k過大評価した。MVPによるHTTRの炉心計算結果と試験結果との比較から、JENDL-3.3, ENDF/B-VI.8、及びJEFF-3.1を用いたHTTRの過剰反応度の計算結果と試験結果の差異は、それぞれ、0.4%k/k, 0.7%k/k、及び0.7%k/kとなった。

Numerical analysis on air ingress behavior in GTHTR300-cogeneration system

武田 哲明; Yan, X.; 國富 一彦

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 1(1), p.24 - 35, 2007/00

https://doi.org/10.1299/jpes.1.24

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉システムの研究開発に関し、原子炉技術と核熱利用技術に関する研究開発を進めている。特に、原子炉技術の開発においては、高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor, HTTR)を用いて、技術基盤の確立と高温ガス炉技術の高度化に関する研究を進めてきた。原子力機構が設計研究を進めている電気出力約300MWeのブロック型高温ガス炉水素製造システム(Gas Turbine High Temperature Reactor for Cogeneration: GTHTR300C)に関する安全設計の成立性を検討するための事前解析として行った配管破断減圧事故時の空気浸入事象の解析結果を示し、GTHTR300Cのプラント配置による空気浸入防止方法等の検討結果をまとめた。GTHTR300Cでは、熱交換器容器に充填されたヘリウムガスが炉心部への空気浸入を妨げる効果を有することがわかった。