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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
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、950
C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。
武田 哲明; 一宮 浩一*; 山内 大樹*
日本機械学会論文集,B, 74(748), p.189 - 196, 2008/12
本研究では、高温ガス炉水素製造用水蒸気改質器を対象に高空げき率多孔性材料を用いた伝熱促進法が適用可能かどうかを調べるため、水蒸気改質器の流路構成を模擬した実験装置を用いた伝熱流動実験を行い、伝熱流動特性を明らかにするとともに水蒸気改質器への本方法の適用性を検討した。その結果、流路全体で平均したヌセルト数は層流の範囲において、平滑環状流路の値に対して約4倍、ポンプ動力が一定の条件で、伝熱管温度が約400Cのときに伝熱量は約1.3倍増大した。水蒸気改質器への適用性を検討した結果、空げき率や流量等の最適化に検討の余地は残されているものの十分適用可能である見通しを得た。
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。
中川 繁昭; 七種 明雄; 栃尾 大輔; 武田 哲明*
Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10
超高温ガス炉(VHTR)システムにおいて、中間熱交換器(IHX)は重要機器の1つである。IHXはヘリウム/ヘリウムの熱交換器であり、約900Cまで加熱された高温の2次ヘリウムガスは、熱化学法のよう素-イオウプロセスにより水素を製造するISシステムのような水素製造施設に供給される。60年の設計寿命を有するVHTRの設計の信頼性を向上させるために、IHX内部の正確な温度分布の計算が求められている。HTTRにおいて、原子炉出口冷却材温度850Cでの30日間連続運転が実施され、IHX内部の温度データが得られた。HTTR運転中のIHX内部温度分布を予測するため、温度計算を実施した。計算結果は実測結果と良い一致を示し、計算コードが検証された。本IHX温度計算コードは、熱交換器内部の温度分布を精度よく予測できることを確認した。
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。
Yan, X.; 武田 哲明; 西原 哲夫; 大橋 一孝; 國富 一彦; 辻 延昌*
Nuclear Technology, 163(3), p.401 - 415, 2008/09
被引用回数：10 パーセンタイル：57.74(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉においては、1次系冷却材配管が破断することによる冷却材喪失事故(減圧事故)においても炉心燃料が制限温度を超えて破損しないように炉容器室冷却系等の設計が行われるが、減圧事故においては崩壊熱による原子炉内の自然循環が発生して空気が持続的に炉心に供給され炉心燃料ブロックが酸化し炉心を崩壊する現象も同時に防止しなければならない。高温ガス炉の設計においては、この減圧事故時の空気侵入を防止する機構(SCAD: Sustained Counter Air Diffusion)が提案されている。高温ガス炉のブロック型炉心を有する圧力容器内に低温の冷却ガス流路構造及び断熱構造を付加し、スタンドパイプを圧力容器内に内蔵することを可能とすることにより、異常事故発生時における制御棒飛び出し、放射性物質の放出及び炉心酸化の発生を防ぐことを可能とする原子炉圧力容器の構造が提案されている。
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。
高松 邦吉; 中川 繁昭; 武田 哲明
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(2), p.790 - 803, 2008/00
高温工学試験研究炉(HTTR)における安全性実証試験は、高温ガス炉(HTGR)に関する固有の安全性の実証,安全技術及び設計手法の検証のために実施中である。安全性実証試験の一つである反応度添加試験は、原子炉出力制御系を作動させない状態で制御棒を引き抜くことにより、原子炉出力の急激な上昇を模擬する。一方、冷却材流量喪失試験は、循環機3台中の1台又は2台を停止することにより、原子炉出力の急激な減少を模擬する。これらの試験は、高温ガス炉の固有の安全性及び負の反応度フィードバック効果を明らかにできる。数値解析コード(ACCORD)は4チャンネル、20温度係数を用いており、HTTR炉心の流動現象を含む炉心動特性を解析できる。さらに新たな炉心解析モデルを統合させ、冷却材流量喪失試験における燃料チャンネルと炉心の熱伝導を模擬する。本報告は、試験結果を用いた改良後の解析コードの評価について述べ、さらに改良効果について定式化して説明する。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。
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
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。
高松 邦吉; 中川 繁昭; 武田 哲明
日本原子力学会和文論文誌, 6(3), p.262 - 275, 2007/09
高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉熱出力30MW,原子炉入口冷却材温度395C,出口850C/950Cの我が国初の高温ガス炉(HTGR)である。一般にHTGRは非常に大きな固有の安全性を持つとされている。HTTRでは、安全性実証試験として循環機停止試験を実施しており、冷却材流量低下事象に対して原子炉を緊急に停止させなくても、原子炉出力は安定状態に落ち着き、炉内温度の過渡変化が非常に緩慢であるという、高温ガス炉の固有の安全性を実証している。本研究では、循環機停止試験の試験データを用いて、動特性解析コードの検証を行った。検証の結果、単チャンネルモデルを用いた1点炉近似の解析結果は試験データと差があるため、新たに炉心全体のモデルを追加した結果、試験データが再現され炉心動特性解析は妥当であることを確認できた。
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。
高松 邦吉; 武田 哲明; 中川 繁昭; 後藤 実
第12回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.213 - 214, 2007/06
日本原子力研究開発機構では、高い固有の安全性と経済性を有するVHTRシステムの開発に資するために、高温工学試験研究炉(HTTR)における安全性実証試験の実測データを用いて、原子炉動特性解析コードを開発し、高温ガス炉の事故時における動特性挙動の評価手法を高度化する研究を行っている。本研究では、多領域反応度フィードバックを考慮した炉心モデルを用いて冷却材流量部分喪失試験、及び冷却材流量喪失試験の解析を実施した。冷却材流量部分喪失試験については実測値と一致していることを確認した。さらに本解析モデルを用いて冷却材流量喪失試験の解析を行った結果、循環機停止直後に原子炉出力は崩壊熱レベルまで低下し、再臨界が生じても原子炉出力は直に低下することを確認した。
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
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。
武田 哲明; 一宮 浩一*
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 4 Pages, 2007/04
日本原子力研究開発機構では高温ガス炉(HTGR)により得られる高温の熱を用いて、天然ガスの水蒸気改質法による水素製造システムの技術開発を進めてきた。高温ガス炉水素製造システムでは高温のヘリウムガスにより水蒸気改質器の反応管を加熱する。このシステムでは、水蒸気改質器の反応管外表面に直交フィンを設け、この反応管をガイド管内に挿入した環状流路構造を採用している。しかしながら、フィン付き反応管の製作性や加工に伴う構造強度の低下を考慮しなければならない。そこで、水蒸気改質器の流路構成を模擬した試験装置を用いて伝熱流動実験を行い、高空げき率多孔性材料を用いた伝熱促進法と水蒸気改質器への適用性を検討した。
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。
中川 繁昭; 高松 邦吉; 後藤 実; 武田 哲明; 伊与久 達夫
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04
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。
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。
稲垣 嘉之; 大橋 弘史; 稲葉 良知; 佐藤 博之; 西原 哲夫; 武田 哲明; 林 光二; 小川 益郎
Nuclear Technology, 157(2), p.111 - 119, 2007/02
被引用回数：10 パーセンタイル：59.52(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、近い将来の水素社会への貢献を目指して、高温ガス炉を用いた水素製造システムの研究開発を行っている。高温ガス炉と水素製造システムを接続するために不可欠なシステムインテグレーション技術について、(a)水素製造システムに起因する熱外乱に対して原子炉の運転を維持するための制御技術,(b)原子炉から製品水素へのトリチウム移行量の評価,(c)可燃性ガスの爆発に対する対策,(d)異常時に原子炉と水素製造システムを隔離するための高温弁の開発、等の開発を行っている。本論文は、これらの技術開発の状況について述べる。
武田 哲明; Yan, X.; 國富 一彦
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 1(1), p.24 - 35, 2007/00
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。
一宮 浩一*; 武田 哲明; 植村 拓也*; 範国 哲也*
日本機械学会論文集,B, 72(723), p.2747 - 2752, 2006/11
本研究は、銅細線を多孔性材料として円管流路内に挿入し、空隙率が極めて1に近い状態で伝熱流動実験を行い、伝熱性能を評価するものである。その結果、代表長さとして水力学的相当直径を使用し、ヌセルト数,摩擦係数をレイノルズ数と空隙率との関係で整理することができた。さらに、これらの関係を使用して、多孔性材料の有無によるヌセルト数比を求めると低レイノルズ数で空隙率が1に近い方が効果的であることを明らかにした。エントロピー生成評価では、エントロピー生成量を最小にするレイノルズ数の存在を示し、低レイノルズ数で比較的低空隙率で使用すると効果的であることを明らかにした。
