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口頭

Experience of HTTR licensing for Japan's New Nuclear Regulation

石塚 悦男

no journal, , 

On June 3rd, 2020, JAEA obtained the permission of reactor installation change for restarting the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR, 30 MW) from the Nuclear Regulation Authority (NRA) of Japan. This is the first restart permission for a gas-cooled reactor in Japan under the New Regulatory Requirements. By employing a high-temperature-resistant and large-heat-capacity graphite core, HTTR enables inherent safety characteristic of slow and limited temperature transient without fuel damage even in a loss of coolant accident. The safety review by NRA against the New Regulatory Requirements has confirmed that no fuel damage would occur even in the event of a beyond design basis accident such as multiple losses of reactor shutdown functions. With the aim of early restarting, the refurbishment to the HTTR as mandated by the permission of changes to reactor installation is steadily carrying out, including installation of countermeasure systems against internal and external fires and so on. In this Webinar, an experience of HTTR licensing for Japan's New Nuclear Regulation will be introduced.

口頭

Present status of HTGR development in Japan

佐々木 孔英

no journal, , 

第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)の 超高温炉材料プロジェクト管理委員会(VHTR材料PMB)会議に出席し、日本の超高温ガス炉材料研究の進捗状況や今後の計画を報告する。

口頭

Development of in-service inspection rules for sodium-cooled fast reactors using the system based code concept

高屋 茂

no journal, , 

効果的で効率的な供用期間中検査は原子力発電所の安全性,安定運転,経済性のために重要であり、炉型や個別の設計の特徴を十分考慮して設定する必要がある。ナトリウム冷却高速炉は、いくつかの望ましい特徴を有する一方、既存の体積検査等の実施が軽水炉に比べて難しい。歴史的には米国機械学会規格Section XI, Division 3が、液体金属炉用の供用期間中検査規定を提供していたが、整備途中の段階であり、実用的には適用できる状態ではなかった。このため、米国機械学会及び日本機械学会の協力のもとに、代替要求を与えるコードケースN-875が、システム化規格概念を用いて整備された。コードケースの主要な特徴のひとつは、機器の信頼性目標に基づき検査要求を決定するフローである。最近、新型炉を対象とするSection XI, Division 2が、米国機械学会で整備されたが、当該規格は、システム化規格概念と主要概念を共有しており、コードケースの内容も取り込まれている。また、日本機械学会においても、コードケースを参考に高速炉用維持規格が開発され、発刊予定となっている。

口頭

Present status of R&D on HTGR by JAEA

西條 友章; 岡本 亮

no journal, , 

我が国は脱炭素、エネルギー安定供給、経済成長の実現に向け「GX基本方針」や「グリーン成長戦略」を掲げている。高温ガス炉は、優れた安全性と水素製造をはじめとする高温熱の活用により、脱炭素に貢献することが期待されており、日本原子力研究開発機構はHTTR(高温工学試験研究炉)を用いた高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発を進めている。これまで、高温連続運転や安全性実証試験などの試験を通して高温ガス炉技術を蓄積してきた。2024年3月には、原子炉出力100%において、炉心流量喪失(LOFC)試験を実施し、物理現象のみで原子炉出力が自然に低下し、静定することを実証した。また、熱利用技術の研究開発として、HTTRを熱源とした水素製造を行うHTTR-熱利用試験の準備を進めている。本報告は、日本原子力研究開発機構における高温ガス炉の研究開発の経緯と現状について述べる。

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