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小嶋 健介; 奥村 啓介; 岡本 力; 後藤 実
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/10
高温工学試験研究炉(HTTR)において用いられる燃料の燃焼後の組成,放射能及び崩壊熱等の燃焼特性の解析精度向上のために、HTTR用ORIGEN2ライブラリを開発した。新ライブラリの基礎となる断面積及び崩壊データは、JENDL-4.0及びENSDF等のデータを採用した。また、新ライブラリに用いる実効断面積及びエネルギー縮約に必要となる中性子スペクトルは、連続エネルギーモンテカルロ法を用いた燃焼計算コードMVP-BURNにより計算した。MVP-BURNは確率論的幾何形状モデル機能を備えており、HTTR燃料コンパクトの二重非均質性を精度よく扱うことができる。新ライブラリの性能検証として、新ライブラリを用いたORIGEN2計算結果及びMVP-BURNの計算結果の比較を実施した。この結果、両計算により得られた燃焼に伴う燃料組成の変化は良好な一致を示し、新ライブラリの精度が高いことがわかった。
佐藤 博之; 大橋 弘史; 橘 幸男; 國富 一彦; 小川 益郎
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/10
本報告では、減圧事故時において能動的及び受動的設備の動作に期待することなく崩壊熱及び残留熱を除去可能な高温ガス炉の除熱特性を評価した。炉心,原子炉圧力容器及び土壌、それぞれを集中定数化した簡易モデルを用いて非定常の温度挙動評価を行うとともに、炉心高さ,初期炉心温度,反射体厚さ,炉室サイズ及びピーキング係数をパラメータとした検討を行った。計算結果から、炉心の出力密度及び原子炉出力と半径の相関関係を得るとともに、崩壊熱及び残留熱除去の観点から超安全高温ガス炉が成立する見通しを得た。
-HO mixture for IS process田中 伸幸; 八巻 徹也; 浅野 雅春; 寺井 隆幸*; 小貫 薫
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
高温ガス炉の熱利用法の一つである熱化学水素製造法ISプロセスでは、ヨウ化水素(HI-I-HO溶液)環境においてイオン交換膜を用いた電解電気透析法によるヨウ化水素濃縮を行う。エネルギー効率向上を目指した運転条件の最適化のため、ヨウ化水素濃縮時におけるイオン交換膜の膜性能である輸率及び導電率のヨウ素濃度依存性について検討した。放射線グラフト膜を用いた実験結果からヨウ素濃度増加とともに、輸率は増加し、導電率は減少することがわかった。また、Nernst-Planck理論をもとにしたEEDモデルから、これらの傾向は膜中のI
イオンの拡散係数の変化により説明できることが明らかとなった。
emissions笠原 清司; 稲垣 嘉之; 小川 益郎
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/10
石炭を非化石エネルギーによる水素に置き換えた製鉄プラントはCO排出低減に有効である。高温ガス炉-熱化学法ISプロセスによる原子力水素製鉄(NHS)におけるCO排出低減のフローシート評価を行った。投入物質製造,輸送,発電を含む投入熱とCO排出量を高炉製鉄(BFS)と比較した。NHSの投入熱はBFSの141-159%と大きいものであったが、CO排出は9-17%にまで低減された。シャフト炉に吹き込まれる水素を石炭燃焼により予熱することで、CO排出は少し増加するものの、投入熱低減には有効であった。原子炉の製鉄プラントへの近接立地の問題が解決されれば、核熱での水素の直接加熱はCO排出の増加無く熱収支を改善できることが期待された。水素製造効率がNHSの投入熱に及ぼす影響は大きかった。600MW規模の高温ガス炉を単位とするNHSプラントはシャフト炉と電気炉を1基ずつ備え、製鉄量は7.43
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t/yとなった。
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。
高松 邦吉; Yan, X.; 中川 繁昭; 坂場 成昭; 國富 一彦
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2012/10
固有の安全性を持つ高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)において、強制冷却喪失事象を模擬した安全性実証試験を実施した。本論文では冷却材流量が定格の45t/hから0t/hまで低下し、制御棒が炉心に挿入されず、原子炉出力制御系が作動しない条件における、原子炉出力9MWからの強制冷却喪失(LOFC)時の解析結果を示す。解析より緊急炉心停止系が作動しなくても、炉心の負の反応度フィードバック特性により、原子炉出力がすぐに崩壊熱レベルまで低下し、炉心構造材の高い熱容量により炉内の温度分布がゆっくり変化することを明らかにした。以上により高温ガス炉固有の安全性を示すことができた。
濱本 真平; 島崎 洋祐; 古澤 孝之; 根本 隆弘; 猪井 宏幸; 高田 昌二
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/10
The technical basis of helium gas purification control for HTGRs was established by verifying the design of the PHPS of the HTTR by showing that the measured concentrations of impurities of the primary helium coolant were restricted below the criteria of control to protect the graphite oxidation, and that the carburization atmosphere was maintained to keep intact of metallic high temperature components, in the 30-day continuous operation and the 50-day long term high temperature operation. The analytical model, which was newly established by improving the conventional method that predicted the impurity concentrations conservatively higher than the measured values, predicted the composition of the impurities such as H, CO, HO and CO, which is determined by the temperature dependency of release of impurities during the rated power operation adequately. However, the measured concentration of HO remarkably decreased while the concentration of CO increased in the primary helium coolant in the long term high temperature operation. It is presumed that the chemical reactions in gas phase made the concentration of HO remarkably decrease while made the concentration of CO increase, which does not affect the intactness of core graphite components and high temperature metallic components significantly.
大橋 弘史; 佐藤 博之; 橘 幸男; 國富 一彦; 小川 益郎
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/10
福島第一原発事故以降、いかなる事故が発生しても、特段の機器・設備を必要とせず、物理現象のみで人及び環境に有害な放射線の影響を与えないことを目的とした本質的安全高温ガス炉の研究開発を開始した。高温ガス炉にとって過酷な事象である空気侵入事故時において、燃料被覆層の放射性物質閉じ込め機能を喪失させる原因事象として、黒鉛酸化反応で発生する一酸化炭素(CO)の爆発による破損、黒鉛酸化反応熱による昇華等が挙げられる。本研究では、1次系配管の2箇所破断を想定した過酷な空気侵入事故時における本質的安全高温ガス炉の技術的成立性を示すため、1次元定常モデルを用いて、円管流路におけるCO濃度及び反応熱に関する解析評価を行った。この結果、空気中の酸素との穏やかな反応によって冷却流路出口におけるCO濃度を爆発下限濃度未満に抑制、及び反応熱を物理現象のみによって除去可能な冷却材流路形状の条件が存在することを明らかにした。これにより、空気侵入事故時のCO爆発抑制及び反応熱除去に関して、本質的安全高温ガス炉の技術的成立性を示すことができた。
高田 昌二; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 小野 正人; 西原 哲夫; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; et al.
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/10
原子力機構では、HTTRを使用して高温ガス炉の技術基盤を確立するための研究開発を実施している。高温ガス炉の固有の安全性を実証するために、原子炉保護系を隔離して炉心冷却を喪失させる炉心流量喪失(LOFC)試験を開始した。炉心の温度係数は、安全解析における動特性を支配する重要なパラメータであるが、燃焼とともに変化するので、計算結果との比較のためにデータを取得する。HTTRに水素製造システムを接続するにあたり、水素製造システムによる熱外乱による原子炉への影響を確認する必要がある。熱負荷変動試験では、熱負荷変動時において原子炉出力が安定なレベルに静定することを確認することで、原子炉の安全性を確認するとともに、解析コードの検証のためのデータを取得する。
後藤 実; 関 靖圭; 深谷 裕司; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 橘 幸男
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/10
日本原子力研究開発機構は、2020年頃の開発途上国への導入を目指し、小型高温ガス炉(HTR50S)の概念設計を開始した。HTR50Sの設計はHTTRの設計技術を改良して用いる。HTTRでは12種類の出力分布の最適化のために濃縮度が用いられたが、これまでに行ったHTR50Sの設計研究では、燃料濃縮度を3種類まで低減することに成功した。核設計にかかわる本研究では、ウラン燃料の有効利用の観点から、高燃焼度燃料と軸方向の燃料シャッフリングを適用する。燃料シャッフリングでは、2年ごとに炉心の半分の燃料を取り出し、残りは炉心に再装荷する。炉心燃焼計算を行って核特性値を解析し、それらが設計要求を満たすことを確認した。
野口 弘喜; 久保 真治; 岩月 仁; 笠原 清司; 田中 伸幸; 今井 良行; 寺田 敦彦; 竹上 弘彰; 上地 優; 小貫 薫; et al.
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の核熱を用いて水から水素を製造する熱化学法ISプロセスの研究開発を進めている。本報では、ISプロセスの硫酸工程に関する機器の開発現状について述べる。硫酸工程の主要機器である硫酸分解器の健全性評価を目的とした試験計画を策定し、SiCセラミックス製のバイヨネット型硫酸分解器を製作した。また、並行して硫酸工程のプロセス簡素化が可能な直接接触熱交換器の設計に必要となる物質移動係数の測定方法を検討し、濡れ壁塔を用いた試験装置を設計・製作した。製作した試験装置を用いて水の物質移動係数を測定し、実験相関式と比較することにより試験装置の妥当性を確認した。
上地 優; 寺田 敦彦; 竹上 弘彰; 稲垣 嘉之
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2012/10
原子力機構では、小型高温ガス炉の熱電併産システムにかかわる概念設計を実施している。本稿では、初期の商用炉あるいは実証炉として、熱出力を50MWとした小型炉コジェネシステムに対して、熱物質収支計算及び熱効率の計算結果を報告する。計算モデルでは、熱利用系として淡水化装置を選択した。淡水化方式は、その信頼性と運転の簡便性から多段フラッシュ方式を採用した。また、熱利用系への熱供給は、蒸気タービンの抽気を用い計算を行った。タービン抽気条件と供給熱量について感度解析を実施し、抽気圧力の上昇、抽気温度の低下により熱効率が向上することを確認した。また、供給熱が増加するに伴い発電量は低下するが、トータルの熱利用率は上昇することを確認した。さらに、各供給熱に対応した淡水化プラントの設備容量を明らかにした。
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。
角田 淳弥; 柴田 大受; 藤田 一郎*; 國本 英治*; 山地 雅俊*; 衛藤 基邦*; 小西 隆志*; 沢 和弘
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
本研究では、材料特性評価手法の開発及び重照射下でのIG-430の照射による特性変化を評価することを目的として、IG-430の弾性係数に及ぼす酸化及び緻密化の効果を調べた。また、X線CT画像に基づくIG-430の微細構造と材料特性の関係を調べた。その結果、緻密化した黒鉛の弾性係数は開気孔のみに依存すること及びX線CTを用いた材料特性評価が可能であることがわかった。しかし、高酸化度及び照射した材料を均質化法で評価する場合には、結晶粒中の閉気孔の数や形状を考慮する必要がある。
山田 輝明*; 松島 友貴*; 黒田 雅利*; 角田 淳弥; 柴田 大受; 藤田 一郎*; 沢 和弘
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
微粒等方性黒鉛IG-110とIG-430の破壊靱性の実験評価手法及びノッチ角度の依存性効果を調べるため、高温ガス炉用黒鉛の破壊靱性評価手法として近年提案されている三点曲げ試験を、ノッチ角度の異なる試験片を用いて行い、以下のことがわかった。(1)IG-110とIG-430の破壊靱性値はそれぞれ、0.890(MPam
), 1.031(MPam)であった。IG-110の破壊靱性値は、他の手法により得られた値と同じかやや低かった。(2)微粒黒鉛の破壊靱性値は、ノッチ角度に依存しない。(3)実験データを用いて、Griffith TheoryによるIG-110とIG-430の引張強度の比を見積もったところ、製造メーカから提供された引張強度比とよく一致した。
植田 祥平; 角田 淳弥; 柴田 大受; 相原 純; 藤田 一郎*; 大橋 純*; 永石 賢英*; 武藤 剛範*; 沢 和弘; 坂場 成昭
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
空気/水蒸気侵入事故のように設計を超える条件においても、固有の安全性によって環境中への核分裂生成物の放出を抑制できる本質安全高温ガス炉が新たに提案されている。本質安全高温ガス炉においては、空気/水蒸気侵入事故においても黒鉛スリーブと燃料コンパクトと炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子で構成する燃料棒の形状を維持し再臨界を防止することが重要であり、耐酸化特性を付与した黒鉛材料を適用できればこれが可能となる。本論では、照射試験並びに炉外試験を通じてのSiC傾斜層を有する耐酸化黒鉛の開発とともに、SiCの酸化によって形成され耐酸化性を有する二酸化ケイ素(SiO)皮膜の形成条件について立案した研究計画について述べる。
竹上 弘彰; 寺田 敦彦; 稲垣 嘉之
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
ISプロセス水素製造法では強腐食性の硫酸やヨウ化水素等を用いることから、耐食機器の開発が重要な課題である。ISプロセスにおける硫酸工程においては、耐硫酸性に優れた炭化ケイ素(SiC)を用いた硫酸分解器の開発を進めている。硫酸分解器の実用化に向けては、ISプロセスを高圧運転するために必要な、高圧ガス保安法の認可を取得しなければならない。しかしながら、構造体の破壊強度に体積依存性があるセラミックス材料では設計手法が確立されておらず、認可取得の前例がない。そこで、本研究では、SiC構造体の強度分布に関するモンテカルロシミュレーションを実施し、この結果をもとに設計手法の確立に必要な高圧セラミックス機器の強度評価手法を開発した。さらに、モデル破壊試験によりその妥当性を検証した。
寺田 敦彦; 野口 弘喜; 竹上 弘彰; 上地 優; 稲垣 嘉之
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/10
原子力機構では、高温ガス炉水素製造システムによる水素供給システムについての概念検討を進めている。本報では、高温ガス炉水素の水素供給システムの特徴と、このシステムの候補手段の一つである有機ケミカル法を用いた水素製造量85,400Nm
/h規模の水素供給システムの主要機器構成等の概念を示した。
久保 真治; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 岩月 仁; 笠原 清司; 今井 良行; 小貫 薫
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
本報では、熱化学水素製造法ISプロセスの研究開発の現状について報告する。ISプロセスの実用化するための重要課題の一つに実用工業材料製化学反応器製作性及び厳しい腐食環境中での信頼性を確証することが挙げられる。現在、原子力機構はこの信頼性確証を目的とした試験装置を製作中である。ブンゼン反応器を含むブンゼン反応系機器は製作完了、硫酸分解反応器が作成完了、HI分解反応器は2012年度に製作予定である。試験装置の規模は、水素製造量150L/h相当、設計圧力0.95MPa[abs]である。ブンゼン反応器の主要材質は、フッ素樹脂被覆鋼やガラス被覆鋼である。ブンゼン反応器は、単純な構造ながら、複数の必須機能(反応物の混合、化学反応によるHIと硫酸の生成、反応熱除去、気液分離)を実現できるよう独自の並流外部循環型システムとした。まず、化学反応の機能動作を確認し、続いて、装置構成材料の耐久性試験を実施する予定である。