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中川 繁昭; 坂場 成昭; 高松 邦吉; 高田 英治*; 栃尾 大輔; 大和田 博之*
JAERI-Tech 2005-015, 26 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-015.pdf:1.77MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また実用高温ガス炉及び第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が2002年より実施されている。本報は、2005年3月に計画している制御棒引抜き試験(SR-3),循環機停止試験(S1C-3/S2C-3),流量部分喪失試験(SF-2)の試験内容,試験条件,事前解析結果等について述べたものである。事前解析の結果、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低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着くことが明らかとなった。
中川 繁昭; 橘 幸男; 高松 邦吉; 植田 祥平; 塙 悟史
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.291 - 300, 2004/10
被引用回数：8 パーセンタイル：48.76(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉は冷却材温度を高温にすることができるとともに、固有の安全性があることで魅力的な原子炉である。日本初の高温ガス炉であるHTTRが日本原子力研究所の大洗研究所に建設された。HTTRは、その出力上昇試験において2001年12月7日に原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度850
Cを達成した。出力上昇試験では、運転合格証取得のための試験と原子炉性能確認のための試験の2種類を実施した。原子炉出力30MWまでの出力上昇試験の結果から、原子炉及び冷却機器の性能を確認し、原子炉施設の運転が安全に実施できることを確認した。本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。
中川 繁昭; 高松 邦吉; 橘 幸男; 坂場 成昭; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.301 - 308, 2004/10
被引用回数：22 パーセンタイル：79.05(Nuclear Science & Technology)HTTRを用いた安全性実証試験が、HTGRの固有の安全性を実証するため、及びHTGR用安全解析コードの検証のための実測データを提供するために実施中である。安全性実証試験は2つのフェーズに分けられ、最初のフェーズでは異常な過渡変化やATWSを模擬した試験を実施する。次のフェーズでは事故を模擬した試験を実施する。制御棒の誤引抜きや流量低下事象を模擬した最初のフェーズについては、2002年度から開始され2005年まで実施する予定である。事故を模擬する次のフェーズの試験については、2006年度から開始する予定である。本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。
國富 一彦; 中川 繁昭; 篠崎 正幸
Nucl. Eng. Des., 166(2), p.179 - 190, 1996/00
被引用回数：21 パーセンタイル：83.9(Nuclear Science & Technology)現在、日本原子力研究所で建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口ガス温度950Cの黒鉛減速、ヘリウム冷却型高温ガス炉である。2系統の独立した炉容器冷却設備(VCS)は、炉心の強制冷却が不可能となる減圧事故及び加圧事故に炉心を間接的に冷却する。VCSは、原子炉圧力容器の回りの水冷管パネルと冷却水の循環ループから構成される。冷却パネルは、常時90C以下に保たれており、原子炉圧力容器をふく射及び対流により冷却するとともに、事故時に炉心から崩壊熱を除去する。本報は、VCSの詳細設計及び減圧事故及び加圧事故時のVCSの安全機能を示したものである。安全解析により、このような事故時にも、VCSによる冷却とHTTRの固有の安全特性により、燃料の温度上昇と核分裂生成物の放出が防止されることが明らかになった。さらに、このような事故時に万一、VCSの故障が仮定されたとしても、炉心は安全な状態に保たれ、また、原子炉圧力容器の健全性も維持されることが確認された。
村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 奥村 啓介
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(9), p.855 - 867, 1995/09
被引用回数：4 パーセンタイル：43.23(Nuclear Science & Technology)運転及び保守に要するマンパワー及び安全性に及ぼす人的過程の影響を低減することは、軽水炉の安全性向上に重要である。この目的のために、受動的安全炉JPSRの概念を創出した。冷却材密度反応度係数が大きく、燃料温度係数(ドップラ効果)が小さい炉心と貫流型蒸気発生器により固有的炉心発熱・除熱整合性を導入した。この性質は、ケミカルシムの削除、内蔵型制御棒駆動機構及び低線出力密度により得られる。プルトニウムの生成及び付加によりこの性質が改善されることがわかった。システムの簡素化のために大型加圧器、キャンドポンプ、受動的余熱除去系、受動的冷却材注入系を採用し、化学体積制御系から体積及びボロン濃度制御機能を削除した。非常用ディーゼル及び安全系の補助冷却系を削除した。このようにして、簡素化した受動的安全炉を実現した。
中川 繁昭; 沢 和弘; 大橋 一孝*
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(6), p.579 - 588, 1993/06
被引用回数：1 パーセンタイル：18.76(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor:HTTR)の安全性を確認するために、HTTRの安全評価で想定される代表的な反応度異常事象の解析を実施した。HTTRは、黒鉛減速ヘリウム冷却の高温ガス炉であり、熱出力は30MW、原子炉入口冷却材温度は950Cである。本報は、HTTRの代表的な反応度異常事象である「未臨界状態からの制御棒の誤引抜き」及び「出力運転中の制御棒の誤引抜き」について、燃料最高温度に関してHTTRの安全性が固有の特性により確保されることを示す解析結果をまとめたものである。解析結果によると、反応度添加率により原子炉がスクラムする場合とスクラムしない場合とがあり、燃料温度が最も高くなるのは、原子炉がスクラムする場合とスクラムしない場合の境界の反応度添加率の時であることが判った。また、この時の燃料最高温度は判断基準である1600Cを下回り、反応度異常事象に関するHTTRの安全性が示された。
藤井 幹也*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 与能本 泰介; 田坂 完二*; 久木田 豊
JAERI-M 91-076, 34 Pages, 1991/05
PIUS型炉においては1次系とポイズン系の界面に存在する密度境界層を安定に維持することが重要である。筆者らは、下部ハニカム内密度境界層の位置制御に対してハニカム全長間差圧が有効な指標になるものと考え、ハニカム差圧による循環ポンプ回転数フィードバック制御システムを開発し、その有効性を調査してきた。今回、比例ポンプ回転数制御によりループ差圧に生じる定常偏差を改善するため制御ロジックに微分項を付加し、定常並びに温度過渡条件でのシステム挙動を調べた。この結果、微分項の採用は制御性を著しく向上させ、スタートアップ、出力変更操作が容易に実施できることが確認できた。また1次系クーラー2次側への給水喪失模擬実験ではポンプ回転数に上限を与えることにより、炉の受動的停止機能を確保できることが確認できた。
藤井 幹也*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 与能本 泰介; 久木田 豊; 田坂 完二*
Thermal Hydraulics of Advanced Nuclear Reactors, p.85 - 89, 1990/11
PIUS型炉を原理的に模擬した小型実験装置において、下部ハニカム全長間差圧により密度境界の位置制御を行い、その制御性能を調べた。本制御方式は、ハニカム内温度分布により定まる差圧を設定し、密度境界層の位置及び温度分布が変動することにより生じる差圧設定値との偏差をポンプ回転数にフィードバックし、常に密度界面における両ループ間の静水頭差をポンプ吐出圧でバランスさせるものである。比例回転数制御のみではポイズンループに生じるマノメータ振動がポンプの慣性のため収束せず大きな定常偏差が残る。この対策として制御ロジックに減衰項を付加した結果、定常運転のみならず、スタートアップや出力変更時の様に系内温度分布が大きく変化する過渡条件においても密度境界層を安定に維持することができ、PIUS型炉の操作においてハニカム間差圧が有効な制御指標となることが示された。
國富 一彦; 中川 繁昭; 藤本 望; 新藤 雅美; 数土 幸夫
The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.281 - 286, 1990/10
本報は、HTTRの減圧事故の解析についてまとめたものである。解析の結果、減圧事故時に炉容器冷却設備に単一故障を仮定した場合でも、燃料及び原子炉圧力容器の健全性は保たれることが確認された。また、炉容器冷却設備が不作動の場合でも、燃料及び原子炉圧力容器の健全性は保たれることが確認された。これは事故後の崩壊熱等に比較して高温ガス炉の特徴である炉心及び生体遮へいコンクリートの熱容量が大きいことによるものである。
山下 清信; 神坐 圭介*
JAERI-M 90-153, 48 Pages, 1990/09
本報は、炉心中央部に燃料を含まない黒鉛柱を設けたアニュラー炉心のペブルベッド型高温ガス炉の概念検討を行なった結果をまとめたものである。本検討より、アニュラー炉心のペブルベッド型高温ガス炉では、減圧事故時にも、燃料温度が燃料からの放射性物質の放出を十分に抑制しえる温度(1600C)を上回らないという固有の安全性を損なうことなく、炉心熱出力を500MWまで高くすることが可能であることが明らかとなった。この出力は、これまで西独で設計された固有の安全性を有する小型のペブルベッド型高温ガス炉の熱出力の約2倍に相当し、本原子炉では炉心出力に対するプラントコストの比を低減することができ経済性の向上が見込まれる。
C.P.C.Wong*; E.T.Cheng*; R.L.Creedon*; J.A.Leuer*; K.R.Schultz*; S.P.Grotz*; N.M.Ghoniem*; M.Z.Hasan*; R.C.Martin*; F.Najmabadi*; et al.
Proc. of IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 2, p.1035 - 1038, 1989/00
ARIES-Iトカマク型核融合動力炉に対して、2つのガス冷却方式のブランケット案を設計・検討した。1つは5MPaのヘリウムガス冷却型、他の一つはLi
O粒子を混入した0.5MPa炭酸ガス冷却型であり、いずれも低放射化セラミックブランケット設計案である。その結果、基本設計としてデータベースの豊富なHe冷却型が採用された。また、構造部材料としてSiC複合材、固体T増殖材としてLiSiO、そして中性子増幅材としてBeの金属ペレットを用いることで、高い冷却材出口温度、良い中性子増幅及び適当なT増殖を有する高性能ブランケットを設計することができた。また、本低放射化設計は10CFR61 Class-C基準を満足するばかりでなく、固有安全性を有するものとなっている。
小泉 安郎; 刑部 真弘; 田坂 完二
UTNL-R-0218, p.40 - 48, 1988/00
原子力発電の多様化の将来動向の予測の基に、近年、固有安全炉に関し様々の概念が提案されてきているが、軽水炉に限って思えば、いずれの場合も事故状態ではループの自然循環の特性を生かして炉の安全を計る思想が根底にある。本報では、かなり詳細検討まで為されているPIUSやISER型炉を念頭におきつつ、これら概念炉の自然循環の特性や定常運転時の諸問題を実験的に検討を行うことを目的として計画した実験計画について紹介している。
