Assessment of amount and concentration of tritium in HTTR-IS system based on tritium behavior during high-temperature continuous operation of HTTR

Dipu, A. L.; 大橋 弘史; 濱本 真平; 佐藤 博之; 西原 哲夫

Annals of Nuclear Energy, 88, p.126 - 134, 2016/02

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2015.10.028

高温ガス炉水素製造システムにおけるトリチウム移行挙動評価に資するため、HTTRの50日間の高温連続運転において、世界で初めてとなる運転中の2次ヘリウム冷却設備中のトリチウム濃度計測を含む、HTTRのトリチウム濃度計測を行った。1次冷却設備のトリチウム濃度は起動後に上昇し、原子炉出力60%において最高値1.610ベクレル/cmの(STP)に達した。その後、運転時間を通してわずかに減少した。この現象は黒鉛への化学吸着によると想定された。2次ヘリウム冷却設備中のトリチウム濃度は1次冷却設備の濃度よりわずかに低い値を示した。出力上昇過程での2次ヘリウム冷却設備は.710ベクレル/cmであった。その後、トリチウム濃度は徐々に減少し、運転終了時には2.210ベクレル/cmとなった。HTTR-ISシステムの2次ヘリウム冷却設備中のトリチウム濃度及び評価を行った結果、これらの値は制限値を満足することから、水素製造施設は原子炉施設の安全機能から除外できることを明らかにした。

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置,平成13年度試験運転報告(受託研究)

林 光二; 稲垣 嘉之; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫*; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 片西 昌司; et al.

JAERI-Tech 2005-032, 46 Pages, 2005/06

JAERI-Tech-2005-032.pdf:4.79MB

本書は、HTTR水素製造実規模単一反応管試験装置の平成13年度試験運転報告である。平成13年度は平成14年3月1日から3月13日の2週間に第1回試験運転を実施し、水蒸気改質器の熱流動に関する試験、並びに試験装置の運転訓練を行った。水蒸気改質器の熱流動に関する試験は、ヘリウムガスとプロセスガス間の伝熱特性を評価するものである。本報告では、試験の概要,結果、並びに運転記録についてまとめている。

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置を用いた動特性解析コードの検証; 蒸気発生器及び放熱器を用いた2次ヘリウムガス冷却システム(受託研究)

佐藤 博之; 大橋 弘史; 稲葉 良知; 前田 幸政; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之

JAERI-Tech 2005-014, 89 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-014.pdf:7.25MB

原子炉と水素製造設備の接続にかかわる技術課題の一つとして、水素製造設備の化学反応器の負荷変動に起因する2次ヘリウムガス温度変動が原子炉へ伝播することによる原子炉スクラムの回避が挙げられる。この対策として、原研は化学反応器の下流に蒸気発生器及び放熱器を用いた2次ヘリウムガス冷却システム(以下、「冷却システム」と呼ぶ)を配置し、本冷却システムにより2次ヘリウムガスの熱過渡を吸収緩和し中間熱交換器入口2次ヘリウムガス温度を一定に制御することを提案している。蒸気発生器と放熱器を用いた冷却システムについて解析コードの検証を行った。本冷却システムは放熱器の伝熱管外を流れる空気で冷却することにより蒸気発生器の圧力制御を行い、蒸気発生器出口2次ヘリウムガス温度を一定に保持する。この圧力制御特性は放熱器伝熱管外を流れる空気の伝熱特性に支配される。このため、実規模単一反応管試験装置による試験結果から空気の伝熱特性を明らかにし、これをもとに解析を行った結果、解析は冷却システムの圧力,温度,流量及び熱交換量等の試験結果をよく模擬でき、本解析コードの検証を行うことができた。

Study on control characteristics for HTTR hydrogen production system with mock-up test facility; System controllability test for fluctuation of chemical reaction

稲葉 良知; 大橋 弘史; 西原 哲夫; 佐藤 博之; 稲垣 嘉之; 武田 哲明; 林 光二; 高田 昌二

Nuclear Engineering and Design, 235(1), p.111 - 121, 2005/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.08.034

HTTR水素製造システムのモックアップモデルである実規模単一反応管試験装置を用いて、定常運転状態からプロセスガス供給量をステップ状に変化させ、水蒸気改質器における化学反応量に変動を与え、過渡時の制御特性を調べる試験を行った。その結果、原子炉へ影響を及ぼすことなく、水素製造システムを安定に制御できることを確認した。また、得られた試験結果と熱物質収支解析コードによる解析結果とを比較したところ、よく一致した。

HTTR水素製造システムの確率論的手法を用いた可燃性ガス漏えい頻度評価(受託研究)

清水 明; 西原 哲夫; 森山 耕一*

JAERI-Tech 2004-051, 69 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-051.pdf:4.68MB

日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は核熱利用技術開発のためメタンの水蒸気改質による水素製造システムを接続することを計画している。本システムではこれまでの原子炉設備と異なり、原子炉に近接して大量の可燃性物質を取扱うため、これらの存在を考慮した安全設計を行う必要がある。本報告では、可燃性ガス漏えいの発生頻度について確率論的手法を用いて評価した結果を述べる。可燃性ガスを内包する機器,配管を系統別に区分し、安全設計で定めた緊急遮断弁の設置,可燃性ガス二重管化等の火災・爆発対策を勘案して、漏えいの発生頻度を計算した。火災・爆発の確率は漏えい確率と着火確率の積となるが、着火確率の評価は非常に困難であるために安全側に1として検討を進めた。このため、火災・爆発が防止できる安全目標については漏えい発生頻度を10/年以下に設定して、安全対策の妥当性を調べた。その結果、可燃性ガス配管の二重管化,計装配管の小口径化,漏えい検知器,漏えい遮断設備等が、火災・爆発の規模を小さくし、原子力プラントを災害から防護するうえで有効であることを確認した。

Analytical study on fire and explosion accidents assumed in HTGR hydrogen production system

稲葉 良知; 西原 哲夫; 新田 芳和*

Nuclear Technology, 146(1), p.49 - 57, 2004/04

https://doi.org/10.13182/NT04-A3486

高温ガス炉(HTGR)を用いた水素製造システムでは、原子炉に水素製造プラントを接続し、多量の可燃性流体を取り扱うことになるが、これによって原子炉の安全性が低下することがあってはならず、特に火災・爆発事故対策は安全上最も重要な課題の1つである。現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。そこで、実用規模のHTGR水素製造システムへの適用までを視野に入れた火災・爆発事故対策を検討し、HTGR水素製造システム及びHTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発・整備した。本論文では、HTGR水素製造システムで想定される3つの事故シナリオ,P2Aの構造,P2Aを用いた解析の手順及び事故シナリオに基づいた数値解析の結果について述べ、P2AがHTGR水素製造システムにおける火災・爆発事故の解析に対して有効なツールであることを示した。

Performance test results of mock-up test facility of HTTR hydrogen production system

大橋 弘史; 稲葉 良知; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之; 武田 哲明; 林 光二; 片西 昌司; 高田 昌二; 小川 益郎; 塩沢 周策

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(3), p.385 - 392, 2004/03

https://doi.org/10.3327/jnst.41.385

原研では、高温核熱利用の有用性の実証を目的として、HTTRと水素製造システム(メタンの水蒸気改質:CH+HO=CO+3H)との接続技術の開発を進めている。HTTR水素製造システムの製作の前に、システムの特性把握,原子炉に対応した運転・制御技術の確立,HTTR水素製造システムの安全審査・設工認に必要なデータの取得を目的として実規模単一反応管試験を計画し、HTTR水素製造システムの1/30スケールの規模を有する試験装置を完成させた。さらに、今後の試験を行ううえで必要な水素製造能力,制御性等を確認するために、試験装置完成時にHTTR水素製造システムと同条件下で水素製造試験等の機能試験を実施した。この結果、本装置の水素製造能力は設計値110Nm/hを満足する120Nm/hであった。また、起動時におけるヘリウムガスの熱外乱を蒸気発生器で緩和することにより、原子炉戻りヘリウムガス温度に相当する蒸気発生器出口へリウムガス温度を設計値である10C以内に制御できた。本報では、機能試験の結果について述べる。

HTTR水素製造システムの系統構成及び制御性

西原 哲夫; 清水 明; 稲垣 嘉之; 谷平 正典*

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.517 - 524, 2003/12

https://doi.org/10.3327/taesj2002.2.517

地球温暖化対策として燃料電池の導入が期待されており、今後、大量かつ安定に水素を供給するシステムが必要となる。原研では試験研究用の高温ガス炉HTTRを用いた水素製造システムの検討を進めている。本報告では、まず、HTTR水素製造システムの技術課題について検討を行った。そして、HTTR水素製造システムの主系統構成、並びに、本システム特有の機器である水蒸気改質器及び高温隔離弁の構造を示した。そして、定格運転時のヒート・マスバランスを設定し、起動運転時のプラント動特性解析をもとに運転制御特性について検討した結果を示した。

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置の機能試験結果報告(受託研究)

稲垣 嘉之; 林 光二; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 片西 昌司; et al.

JAERI-Tech 2003-034, 129 Pages, 2003/05

JAERI-Tech-2003-034.pdf:7.62MB

HTTR水素製造システムの中間熱交換器から下流の水素製造設備を模擬した実規模単一反応管試験装置の機能試験の結果について報告する。本試験装置は、HTTR水素製造システムの水蒸気改質器反応管1本を実寸大で模擬した装置で、熱源には原子炉の代わりに電気ヒータを用いて、HTTR水素製造システムと同じ温度・圧力の条件で試験を行うことができる。試験装置は、平成9年より設計,製作を開始し、平成13年9月に据付を完了した。平成13年10月から平成14年2月まで実施した機能試験において、各設備の性能確認を行うとともに、高温ヘリウムガスを熱源として120mN/hの水素製造を達成して、試験装置を完成させた。また、本報告では、機能試験時に発生した不具合事項とその対策についても合わせて述べる。

Development of control technology for the HTGR hydrogen production system

西原 哲夫; 稲垣 嘉之

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.320 - 324, 2003/00

高温ガス炉水素製造システムの開発課題として、水素製造設備で発生した熱外乱が原子炉に伝播し、原子炉の運転に影響を与えないための制御技術の開発がある。原研では、蒸気発生器を用いた熱外乱緩和システムを提案し、HTTR水素製造システムによる実証試験を通してこのシステムの有効性を実証する計画である。この技術が成立することにより、水素製造設備と原子炉の運転制御は独立して行えることとなる。本論文は、HTTR水素製造システムの概要を示すとともに、プラント動特性解析により熱外乱緩和システムの有効性を示したものである。