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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
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)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。
中川 繁昭; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 徳原 一実; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2017-022, 32 Pages, 2017/09
JAEA-Technology-2017-022.pdf:3.59MB
実用高温ガス炉の設計において、燃料設計、炉心設計、原子炉冷却材系設計、2次冷却材系設計、崩壊熱除去系設計、格納施設設計については、重要性が高く、かつ、その安全要件が軽水炉のそれと大きく異なる。実用高温ガス炉の安全基準の策定に資するため、これらの設計項目の中から、燃料及び炉心の安全要件を達成するための設計事項を検討した。検討にあたっては、受動的な安全性や固有の安全性に基づく高温ガス炉の特長を十分に反映させた。また、炉心設計に関し、キセノン135の生成と消滅による空間出力振動に対する安定性を検討した。検討の結果得られた燃料及び炉心の具体的な設計事項は、今後の実用高温ガス炉の設計に適用可能であり、また、IAEAや国内規制当局における高温ガス炉の安全指針の策定に資することが期待される。
大橋 弘史; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 徳原 一実; 西原 哲夫; 國富 一彦
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.330 - 340, 2016/11
日本原子力学会「高温ガス炉の安全設計方針」研究専門委員会では、高温工学試験研究炉(HTTR)で得られた知見、福島第一原子力発電所事故の教訓、将来の水素製造施設の接続における安全上の機能要求などを考慮した、実用高温ガス炉の安全要件を検討している。本報告では、安全要件の検討プロセス、作成した安全要件案の概要などについて報告する。
深谷 裕司; 徳原 一実; 西原 哲夫
JAEA-Research 2016-008, 52 Pages, 2016/06
JAEA-Research-2016-008.pdf:2.18MB
高温ガス炉のキセノン振動に対する安全性を定量的に検討するため、高温ガス炉のための解析解によるキセノン安定性判別に関する研究を行った。解析解によるキセノン安定性判別法はRandallにより開発され軽水炉設計などに用いられている。一方で、高温ガス炉ではPu炉心も検討されており、その特性も評価する必要がある。そこで、HTTRの安全評価でも採用されたRandallの手法によるキセノン安定性評価法を再現し、安定性判別コードD-XECS/Aの開発を行った。そして、多くの炉型のキセノン安定性を評価し、高温ガス炉のキセノン安定性の高さおよび、Pu炉心などの新型高温ガス炉のキセノン安定性に関する成立性の見通しを確認した。
辻 延昌*; 中野 正明*; 高田 英治*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 稲葉 良知; 橘 幸男
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/10
固有の安全性を高めた高温ガス炉では、炉心の崩壊熱を動的機器に頼ることなく、熱伝導,ふく射及び自然対流により除熱する受動的冷却システムとして、原子炉圧力容器を外表面から冷却する炉容器冷却系(RCCS)が採用される。また、炉心高性能化として冷却材温度を高温化した場合、原子炉圧力容器の信頼性の高い温度評価が要求される。本研究では、温度評価手法の高度化を目的に、高温工学試験研究炉(HTTR)炉心を模擬してCFD解析ツールを用いた熱流動解析を行い、その適用性を評価した。原子炉内部から炉容器冷却系までを3次元30度セクターモデル化し、定常解析及び冷却材循環停止時の過渡解析を実施した。定常解析結果から、炉内構造物の温度計算値と実測値との比較を行い、固定反射体ブロック温度が実測値とおおむね一致することを確認した。また、過渡解析結果から、冷却材循環停止後の炉内自然循環挙動と圧力容器温度の変化を明らかにした。これにより、実機規模での温度評価手法として3次元熱流動解析が十分適用可能であることを示すことができた。
C high temperature gas-cooled reactor中野 正明*; 高田 英治*; 辻 延昌*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 橘 幸男
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
安全性を高めた実用高温ガス炉として、熱出力600MW、原子炉冷却材出口温度950Cのマルチホール型燃料を使用したブロック型炉心の概念設計を進めている。炉停止後の崩壊熱除去は、受動的システムである自然循環による炉容器冷却系(RCCS)のみで、仮に全電源喪失を仮定した場合でも対応可能な設計としている。本研究では、炉心の基本仕様を満たす核熱設計を行った後、代表的な事故事象を想定して安全解析を実施した。1次系の減圧事故を想定した原子炉冷却挙動解析の結果、RCCSのみで燃料及び原子炉圧力容器温度が安全評価上の判断基準を下回ることを示した。また、実用炉として考慮すべきプラント保守性に関して、通常運転中の燃料からの核分裂生成物放出量を評価して、タービン等の1次冷却系機器のメンテナンス性に問題ないことを確認した。このことより、受動的システムを採用した高温ガス炉は、その固有の安全特性により高度な安全性を確保できることが示された。
中野 正明*; 徳原 一実*; 島川 聡司; 橘 幸男
no journal, ,
ブロック型高温ガス炉の炉心を対象として、総合核計算コードシステムSRACを使用して可燃性毒物(BP)のモデル化手法を検討した。実用高温ガス炉の燃料諸元では、BP内及びBP周りの黒鉛部での中性子束の減衰は大きくなく、黒鉛部のメッシュ分割等のモデル化よる反応度変化は小さいことがわかった。
