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大橋 弘史; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 橘 幸男; 西原 哲夫; Yan, X.; 坂場 成昭; 國富 一彦
Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/10
実用高温ガス炉の安全要件の作成を目的として、日本原子力学会「高温ガス炉の安全設計方針」研究専門委員会が2013年に設立された。本安全要件では、他炉型とは異なる高温ガス炉の固有の安全特性を十分に考慮すると共に、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要求などを取り込む方針である。安全要件の作成にあたり、安全要件の基本思想となる安全設計アプローチについて検討を行った。本講演では、研究専門委員会における論点、安全設計アプローチの検討結果などについて報告する。
Yan, X.; 佐藤 博之; 上地 優; 今井 良行; 寺田 敦彦; 橘 幸男; 國富 一彦
Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10
最新の技術的知見に基づき改良を行いつつ、排熱を淡水化設備に供給した場合の高温ガス炉システムGTHTR300の経済性評価を行った。設計改良による発電効率の5%向上に加えて、原子力機構が提案する多段フラッシュ淡水化設備により製造される水を売ることで得られる収入を考慮することで発電コストを1キロワット当たり2.7セントに低減できることを明らかにした。
植田 祥平; Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Chekushina, L.*; 本田 真樹*; 高橋 昌史*; 北川 健一*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭
Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10
カザフスタン共和国核物理研究所(INP)のWWR-K照射炉において、実用小型高温ガス炉の通常運転条件下での燃焼度100GWd/t-Uを目標とする高温ガス炉燃料を用いたキャプセル照射試験が実施されている。本照射試験は、国際科学技術センター(ISTC)の枠組のもとで原子力機構とINPが共同で実施する、カザフスタンでは初の高温ガス炉燃料照射試験である。本照射試験では、原子力機構が新たに、HTTRの燃焼度(最高33GWd/t-U)よりも高い100GWd/t-Uへの高燃焼度化設計を施した
U濃縮度10%未満の低濃縮UO
燃料核TRISO被覆燃料粒子を用いている。本照射試験に供したTRISO被覆燃料粒子および燃料コンパクト試料は共に、HTTR燃料製造技術にもとづいて日本の原子燃料工業が製造したものである。WWR-Kにおけるヘリウムガススウィープキャプセルおよびガススウィープ設備は共に、INPが設計・製作した。本照射試験は2012年10月に開始され、2015年2月末までに完了する予定である。本照射試験は燃焼度69GWd/t-Uに到達し、新設計のTRISO被覆燃料粒子の健全性を確認した。さらに、燃料設計時に予測した通り、製造時のSiC層破損粒子が照射中に追加破損したことによると考えられる核分裂生成物ガスの放出が観察された。
角田 淳弥; 柴田 大受; 坂場 成昭; 大崎 弘貴*; 加藤 秀樹*; 藤塚 公仁弘*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; et al.
Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10
黒鉛は、黒鉛減速・ヘリウム冷却炉である高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物として使用される。HTGRの空気侵入事故時には、TRISO被覆燃料粒子の表面にSiOが形成され、SiCの酸化は進行せず、核分裂生成物は燃料粒子内に保持される。近年提案された安全性の新しい概念を導入した本質的安全高温ガス炉の安全性を究極に高めるため、耐酸化燃料を炉内黒鉛構造物使用に使用することで、TRISO被覆燃料粒子及び燃料コンパクトの破損を防ぐことが期待される。黒鉛の表面にSiCを被覆した黒鉛は、耐酸化黒鉛の候補材の一つであり、原子力機構と黒鉛製造メーカ4社は、耐酸化黒鉛開発の共同研究を立ち上げた。また、国際科学技術センターパートナープロジェクトの下、原子力機構とカザフスタン核物理研究所は、耐酸化黒鉛に及ぼす照射の影響の研究を開始した。照射試験に使用する黒鉛を選定するため、耐酸化黒鉛の予備酸化試験を実施した。本報告は、耐酸化黒鉛の予備酸化試験の結果、照射目試験計画、照射試験及び照射後試験計画について述べる。
Shi, D.*; Xhonneux, A.*; 植田 祥平; Verfondern, K.*; Allelein, H.-J.*
Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2014/10
高温ガス炉技術の安全性と当該事象下で想定される物理現象の確証を目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた実証試験が行われた。OECD主導によるLOFC(冷却材喪失事故)プロジェクトの一部として、HTTRを用いた3つのシリーズ試験運転が計画された。本試験運転では、ガス循環機の全台停止によって1次冷却材流量を異常低下させ、原子炉をスクラム不能かつ反応度制御しないATWS(原子炉スクラム失敗を伴う予期された過渡事象)とする計画であり、本事象下において原子炉の再臨界を伴う。本論では、ユーリッヒ研究所が新たに開発したソースターム解析コードSTACYについて、またLOFC試験条件下でのHTTR炉心における核分裂生成物挙動の計算結果について述べる。STACYは元来、核分裂生成物の移行放出挙動シミュレーションの検証・妥当性確認モデルであり、本研究において中空円筒形状の燃料コンパクトや六角柱状ブロック型炉心を取扱えるよう拡張改良した。本論では、3次元連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードSERPENTならびに事故・過渡事象時の核分裂生成物移行放出挙動の多群解析モデルMGTによる時間依存の核熱流動解析値にもとづくSTACYの計算結果について述べる。
笠原 清司; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 岩月 仁; 竹上 弘彰; Yan, X.; 久保 真治
no journal, ,
原子力機構は、高温ガス炉の熱利用法の一つとして、熱化学的に水を分解して水素を製造するISプロセスの研究を行っている。本発表では原子力機構における近年のISプロセス研究開発を概説する。工業材料製のブンゼン反応器、硫酸分解器、HI分解器試験装置を個別して作成し、健全性を確証する試験を行っている。ブンゼン反応器ではセミバッチ試験、熱サイクル試験を行った。現在、バイヨネット型硫酸分解器とラジアルフロー型HI分解断熱反応器の試験を行っている。加えて、ISプロセス全体の機器健全性および連続的水素製造を検証するため、連続水素製造試験装置を作成した。本装置は工業材料製で、設計水素製造量は200NL/hである。また、HI濃縮のための電解電気透析(EED)セルを組み込んでいる。ISプロセスの水素製造熱効率を推算する基本データとなるEEDセルの性能を実験的に得た。それにより、温度、溶液組成、不純物の存在がセル性能に及ぼす影響を評価した。この結果をプロセスフロー計算に反映させることにより、HI分離工程の投入熱量を削減できることを示した。