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沖田 将一朗; 水田 直紀; 高松 邦吉; 後藤 実; 吉田 克己*; 西村 洋亮*; 岡本 孝司*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
Adoption of SiC-matrix fuel elements in future pin-in-block type HTGR designs will enhance oxidation resistance of the fuel element in the event of the air ingress accident, one of the most worrisome accidents in HTGRs. This would eliminate the need for the graphite sleeves used in the current pin-in-block type HTGR designs and enable high power density core designs with sleeveless and direct coolable fuel structure. Such a concept itself has been suggested by Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in the past. However, JAEA has not yet demonstrated the feasibility for a core design with the SiC-matrix fuel elements. The present work is intended to demonstrate the feasibility for a new core design upgraded from an existing conceptual core design, called HTR50S, with 50 MW thermal power and reactor outlet temperature of 750
C. The new core design uses SiC-matrix fuel elements and increases the reactor power density to 1.2 times higher than the original HTR50S design. The feasibility is determined by whether the core satisfies the target values in nuclear and thermal-hydraulic designs by performing burn-up calculation with the whole core model and fuel temperature calculations. The calculation results showed that the new core design satisfied these target values on the reactor shutdown margin, the temperature coefficient of reactivity, and the maximum fuel temperature during normal operation.
高田 英治*; 藤本 望; 野尻 直喜; 梅田 政幸; 石仙 繁; 足利谷 好信
JAERI-Data/Code 2002-009, 83 Pages, 2002/05
JAERI-Data-Code-2002-009.pdf:3.51MB
HTTRの燃料体からの
線を測定する出力分布測定を行う時点で、燃料交換機,制御棒交換機,スタンドパイプ室周辺,メンテナンスピット周辺での線量当量率の測定を行った。出力分布測定作業は、炉心で照射された燃料体を取り扱う初めての機会であるので、機器の遮へい性能の確認,想定外のストリーミングパスの有無の確認を目的とした測定及び作業中の放射線モニタリングを行った。その結果、線量当量率は予測値以下であり、機器の遮へい上問題は見つからなかった。また、作業環境の測定によるデータを取得することができ、将来の作業環境予測のためのデータを取得することができた。
山本 和喜; 渡辺 終吉; 永冨 英記; 神永 雅紀; 舩山 佳郎
JAERI-Tech 2002-034, 40 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-034.pdf:1.97MB
JRR-4は3.5MWのスィミングプール型研究用原子炉であり、濃縮度低減化計画の下で濃縮度90%の燃料を20%の燃料に交換して1998年7月に臨界に到達した。燃料濃縮度低減計画の一環として流路閉塞事象等の安全解析を実施した結果、熱水力的な余裕を持たせる必要があるとの結論を得たため、炉心の冷却水流量を増加させる検討を実施した。炉心流量を増加させる対策としては、炉心部におけるバイパス流を低減すること及び1次冷却水流量を7m
/minから8m/minへ変更することにより燃料要素の流量を増加させた。流速測定用模擬燃料要素による流量測定の結果、燃料板間の流速は設計値の1.44m/sに対し、1.45m/sとの測定結果が得られ、炉心流量に対する全燃料要素の流量の比が0.88となり、安全解析で用いた0.86を超えていることを確認した。これらの炉心流量増加のための対策を述べるとともに、各燃料要素の冷却水流量測定結果について報告する。
神永 雅紀
JAERI-Tech 97-015, 74 Pages, 1997/03
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl
-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U
Si
-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析について述べたものである。JRR-3には定格出力20MWの強制循環冷却モードと、最高出力200kWの自然循環冷却モードがある。解析結果から、JRR-3シリサイド燃料炉心は、通常運転時において十分な安全余裕を有すると共に、炉心流路閉塞時には事故時の判断基準を満足することを確認した。
神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉
JAERI-Tech 96-039, 72 Pages, 1996/09
JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱水力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する。本報告書は、JRR-4低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析について述べたものでる。JRR-4には定格出力3.5MWの強制循環冷却モードと、最高出力200kWの自然循環冷却モードがある。炉心流路閉塞事故を含む強制循環冷却時の解析ではCOOLODコードを、自然循環冷却時の解析ではCOOLOD-N2コードを用いた。解析結果から、JRR-4シリサイド燃料炉心は、通常運転時及び炉心流路閉塞事故時においても十分な安全余裕を有することを確認した。
山下 清信
日本原子力学会誌, 37(3), p.213 - 216, 1995/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.54(Nuclear Science & Technology)これまでのブロック型高温ガス炉では、高い燃焼度及び高い原子炉出口冷却材温度(950C)を同時に達成することは困難であった。そこで、著者は、炉心下部の燃料体を取り出し残りの燃料を下部に1段移動させ、新燃焼を炉心上部に装荷する「ダルマ落とし燃料交換方式」(軸方向シャフリング)を考案しこの問題の解決を図った。この方式を用いることにより、燃料の炉内滞在時間が長くなり高い燃焼度が達成でき、更に軸方向の燃焼の違いにより自ずと出力分布に勾配が生じ高い原子炉出口冷却温度を達成できるものと考えた。本報は、本方式を用いた場合の核熱特性評価結果を示すものである。
丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 木曽 芳広*; 早川 均*
Nucl. Eng. Des., 150, p.69 - 80, 1994/00
被引用回数：5 パーセンタイル：47.62(Nuclear Science & Technology)HTTRの安全評価では、DBAの1つとして流路閉塞事故を想定している。事故時の伝熱流動特性を評価するための解析コードFLOWNET/TRUMPを開発するとともに、HENDELによる流路閉塞模擬試験結果を用いて検証解析を実施し、その妥当性を確認した。事故時の燃料最高温度は1653Cまでの上昇にとどまり、事象が安全に推移することを明らかにした。
高瀬 和之; 日野 竜太郎; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 33(6), p.564 - 573, 1991/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)HENDELに設置されている燃料体スタック実証試験部の多チャンネル試験装置(T
-M)は、HTTRの炉心1カラムを模擬した大規模試験装置である。このT-Mを使って、クロス流れ試験を実施した。本試験の目的は、黒鉛ブロックの外周から冷却材流路内にギャップを通ってクロス流れを生ずる場合の燃料体の熱流動特性を調べることである。クロス流れは、加熱領域の上部から3段目と4段目の黒鉛ブロック間に設定した平行ギャップにより、強制的に発生させた。平行ギャップ幅が0.5~2mmの場合のクロス流量は、加熱時には総ヘリウムガス流量の43~56%、等温流時には5~37%であった。また、クロス流量はギャップ幅の減少に伴ってNo.1~6流路で構成される内側流路よりもNo.7~12流路から成る外側流路に多く流れ込むことがわかった。
新藤 隆一; 山下 清信; 村田 勲
JAERI-M 90-048, 225 Pages, 1990/03
高温ガス炉には、ブロック型燃料あるいは球状燃料を使用した炉心がある。そこで、これらの燃料の格子燃焼特性解析が可能でありかつ、炉心特性解析に必要な群定数を作成可能な高温ガス冷却炉・格子燃焼計算コードDELIGHT-7を開発した。本コードの計算は、共鳴吸収計算、中性子スペクトル計算、燃料格子計算、可燃性毒物格子計算、エネルギ群縮約計算、燃焼計算等からなる。なお、本コードでは、被覆燃料粒子を用いることによって生じる高温ガス炉燃料特有の二重非均質性の効果を考慮している。本報は、DELIGHT-7コードで用いている計算理論及びコードの使用方法について説明するものである。
山下 清信; 文沢 元雄; 石原 正博*
JAERI-M 89-222, 74 Pages, 1990/01
球状燃料を黒鉛バスケット内に装荷したペブル・イン・ブロック燃料の設計検討を行い、これを用いて高性能化を図った高性能高温工学試験研究炉の炉心概念検討を行った。その結果、炉心平均燃焼度、炉心平均出力密度及び最高高速中性子束等の増大が可能で有り、燃料濃縮度種類数を1種にした高性能高温工学試験研究炉の炉心の概略的な成立性の見通しを得た。達成された炉心平均燃焼度、炉心平均出力密度及び最高高速中性子束(E
0.18MeV)は各々97GWd/t、7.2W/cm及び6.7
10
n/cm
/secである。本報は、ペブル・イン・ブロック燃料を用いた高性能高温工学試験研究炉の概念設計の検討結果について報告するものである。
高野 誠; 沢 和弘
Nuclear Technology, 78(9), p.207 - 215, 1987/09
本報では、ブロック型高温ガス炉の炉心内燃料温度を極力均一化できる設計法について示した。炉心内燃料温度を均一化させることにより、燃料温度制限に関する設計余裕を増大させることが通常可能である。本報に示した設計法は、燃焼初期から末期までを通じ、炉心の軸方向出力分布を指数関数状に、また半径方向出力分布を平坦に保つことのできる燃料濃縮度と可燃性毒物棒の寸法と毒物濃度をブロック単位で効率良く決定することのできるものである。本設計法を従来のブロック型高温ガス炉に適用すれば、燃料最高温度を増大させずに、炉心出口ガス温度を増大させることができる。
福田 幸朔; 小林 紀昭; 林 君夫; 湊 和生; 菊池 輝男; 足立 守; 伊丹 宏治; 岩本 多實; 井川 勝市
JAERI-M 86-092, 286 Pages, 1986/07
本報告は、JMTRに設置してある高温高圧ガスル-プ(OGL-1)により昭和54年~57年にかけて行なった多目的高温ガス実験炉用燃料の照射試験について記述したものである。上記の期間には、第3次、第4次及び第5次燃料体の3体についての照射試験を行った。第3次燃料体は、照射による燃料棒曲がりを調べること、第4次燃料体は、中程度の照射度の照射挙動を調べること、そして第5次燃料体は、多目的高温ガス実験炉燃料設計値を満たす燃焼度での照射挙動を調べる事を、それぞれ主目的としている。照射の結果、第3次燃料体の燃料棒には多少の曲がりが見られたが、照射による異常は認められなかった。第4次燃料体では非常に良好な照射特性が見られた。第5次燃料体からのFPガス放出率は若干高かったが、これは実験炉設計評価値とほぼ同程度のレベルルであった。
高野 誠; 沢 和弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(2), p.176 - 178, 1986/00
被引用回数：2 パーセンタイル：42.61(Nuclear Science & Technology)煉炭タイプ燃料ブロックとは、黒鉛と被覆燃料粒子を混合焼結した六角柱状のもので多数の冷却穴を有するものである。本報では煉炭タイプ燃料ブロックの伝熱流動特性を、燃料最高温度、圧力損失およびレイノルズ数により評価を行った。評価は、ある仮定された炉心設計パラメータに対し、煉炭タイプ燃料ブロックの形状に関するパラメータサーベイの形式で行った。検討の結果、煉炭タイプ燃料ブロックは非常に良好な伝熱流動特性を有し、ブロック型燃料を使用する高温ガス炉用の燃料として将来有望であることがわかった。
日野 竜太郎; 丸山 創; 高瀬 和之; 菱田 誠; 井沢 直樹; 下村 寛昭
日本原子力学会誌, 28(6), p.527 - 533, 1986/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.46(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス実験炉(VHTR)燃料体の熱設計および安全性の評価に寄与するため、大型ヘリウムガスループ(HENDEL)に12本の電気加熱方式の模擬燃料棒を組み込んだ燃料体1カラムの実寸代模型「燃料体スタック実証試験部(T)多チャンネル試験装置」を設置し、実験炉とほぼ同じ温度圧力条件のもとで試験を開始した。本報は、燃料体の基本的な伝熱流動特性を把握するために、12本の模擬燃料棒の熱出力を均一にして行った試験結果について報告するものである。本試験の結果、それぞれの流路を流れるヘリウムガス流量および燃料ブロック水平断面内の温度分布がほぼ一様であることがわかった。一方、模擬燃料棒の熱伝達は、模擬燃料棒の発熱量のうち放射熱量がかなりの割合を占めること、また、燃料棒の熱設計に使用されている熱伝達の式(平滑環状流路の熱伝達率)は実際の場合より低い値を与え、十分に安全側にあることが明らかとなった。
鈴木 邦彦; 文沢 元雄; 平野 光将; 宮本 喜晟
JAERI-M 85-187, 98 Pages, 1985/11
本報告は、多目的高温ガス実験炉詳細設計(II)の炉心熱設計に関して、設計条件、設計基準、設計手法、設計データ及び炉心熱流動特性の検討結果についてまとめたものである。結果は以下の通りである。(1)燃焼を通して燃料最高温度は公称値で1311C、システマテックな工学的不確かさを考慮した温度で1449Cである。(2)燃料チャンネルの冷却材最小レイノルズ数は、約3750である。(3)上記条件下で、燃焼に伴なう燃料核移動や内圧上昇による被覆燃料粒子の新たな破損は生じない。(4)炉心部の冷却材圧力損失は、0.07kg/cm以下である。
湊 和生; 福田 幸朔; 小林 紀昭; 井川 勝市
JAERI-M 83-167, 24 Pages, 1983/10
1本燃料棒型のOGL-1照射燃料体用黒鉛ブロックに対して、照射によって生じる熱応力に耐え得ることを確認する目的で、熱応力解析を行なった。第6次燃料体の照射試験データを用いた。黒鉛物性値には、黒鉛ブロックの素材であるIG-11黒鉛の物性値に基づいた値を用いた。解析の結果、照射により黒鉛物性値が変化するために、最大引張応力および最大圧縮応力は、タイロッド挿人用孔径が8mmあるいは9mmの場合ともに、高速中性子照射量が0~310
n/cmの範囲で、それぞれの許容応力よりも小さかった。このことから、1本燃料棒型燃料体の黒鉛ブロックの耐熱応力強度は、計画されている最長の照射期間の場合でも、十分に確保されていることがわかった。
湊 和生; 福田 幸朔; 菊池 輝男; 小林 紀昭; 井川 勝市; 岩本 多實; 石本 清; 伊丹 宏治; 佐藤 雅幸
JAERI-M 83-055, 77 Pages, 1983/03
照射後の第1次および第2次燃料体の黒鉛スリーブには、最大約1mmの曲がりか認められた。しかし、これらと同様な3本燃料棒型の第4次燃料体の照射後黒鉛スリーブには、曲がりはほとんど認められなかった。1本燃料棒型の第3次燃料体の照射後黒鉛スリーブには、約0.7mmの曲がりが認められた。これらの曲がりの原因を考察することを目的として、計算コードを用いた曲がり解析および未照射黒鉛スリーブを用いた炉外実験を行なった。その結果、黒鉛スリーブには、製作時に最大約0.15mmの曲がりが存在していること、および黒鉛スリーブの黒鉛ブロックによる拘束状態によって、同一照射条件下においても、生じる曲がりが異なることがわかった。
辻 延昌*; 大橋 一孝*; 田澤 勇次郎*; 大橋 弘史; 高松 邦吉; 橘 幸男
no journal, ,
HTGRの固有の安全性にとって受動的除熱は最も関心のあるところである。強制冷却喪失事故では、ブロック型HTGRの崩壊熱は輻射,熱伝導、および自然対流で除去されなければならない。燃料温度は炉心領域の自然対流に強く影響されるため、炉心領域の自然対流を精度高く評価することが重要となる。検討は熱流動CFDコードを使って1燃料カラムで行った。熱流動解析は通常運転状態と強制冷却喪失事故状態で行い、流量と燃料ブロックの熱伝達特性を定量的に強制対流モードと自然対流モードで評価した。炉心の自然対流を計算する炉心領域の30セクターモデルも開発した。上部方向の質量流量率は1カラムモデルに比べてかなり減少した。さらにMHTGRのマルチホール型燃料ブロックをモデル化し、流量と熱伝達特性をピンインブロック型とマルチホール型で比較した。マルチホール型燃料ブロックはピンインブロック型より炉心の自然対流が大きくなった。
