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高田 昌二; 椎名 保顕; 稲垣 嘉之; 菱田 誠; 数土 幸夫
JAERI-Research 95-056, 40 Pages, 1995/08
JAERI-Research-95-056.pdf:1.17MB
IAEAの高温ガス炉事故時における崩壊熱除去に関する国際協力研究(CRP-3)に必要なベンチマーク問題について、冷却パネル特性試験装置の詳細と実験データに基づき作成されたベンチマーク問題を報告するとともに、数値解析コード-THANPACST2-により得られた数値解析結果を述べる。崩壊熱除去に関するベンチマーク問題として、圧力容器内真空、ヒータ出力35.27kWの条件及び圧力容器内ヘリウムガス圧力が0.9MPa、ヒータ出力が56.57kWの条件で得られた実測値を用いて、圧力容器表面の温度分布と圧力容器から冷却パネルへの除熱量を計算する。-THANPACST2-による圧力容器表面温度の数値解析は実験値に対して最高+38、-29
Cの精度で、また、圧力容器から冷却パネルへの除熱量の数値解析結果はヒータ出力の実験値に対して最高-14.6%の精度で予測が可能であった。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
JAERI-Research 95-049, 36 Pages, 1995/07
JAERI-Research-95-049.pdf:1.18MB
MHTGR用水冷型冷却パネルシステムの除熱特性を調べるために、冷却パネル特性試験により得られた代表的3ケース(圧力容器内真空、ヘリウム0.73MPa、窒素1.1MPa)に、二次元数値解析コード-THAPACST2-を適用し、実験データとの比較により数値解析コードを検証し、水冷型冷却パネルシステムの除熱特性について以下の各項を明らかにした。(1)圧力容器及び冷却パネル外表面の熱放射率0.80を用いた圧力容器温度と冷却パネル除熱量の数値解析結果は0.95の場合と比較して保守的で適切な評価であった。容器温度が最高420Cとなる窒素ガス条件で、容器温度は実験値に対して+72C、-128C、冷却パネル全除熱量はヒータ出力に対して-16.4%の精度で予測可能だった。(2)炉室内空気の自然対流による除熱量が15~30%と冷却パネル全除熱量に対する割合が小さいにも関わらず、容器温度が炉室内空気の自然対流に大きく影響を受ける。
)による自然循環試験高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 井岡 郁夫; 数土 幸夫
JAERI-Research 95-048, 41 Pages, 1995/07
JAERI-Research-95-048.pdf:1.22MB
MHTGR用受動的冷却システムの冷却特性を把握するために、高温ガス炉炉床部(CBS)の実寸大モデルであるHENDEL-T試験部により、圧力容器内ヘリウムガス圧力を1~3MPaの範囲で変えて、冷却材強制循環喪失事故を模擬した自然循環試験を行った。試験により得られたデータを用いて数値解析コードTHANPACST2の数値解析手法及びモデルの検証を行うとともに、自然循環時におけるヘリウムガスの伝熱流動特性及び構造物温度の過渡変化挙動を調べた。炉床部黒鉛ブロック間のヘリウムガスの漏れ流れを考慮した数値解析結果は実験結果をよく表した。また、構造物の温度の過渡変化は、炉床部黒鉛ブロック間のヘリウムガスの漏れ流れ、ヘリウムガス圧力及びHENDEL-M+Aループにある高温配管等の高温機器からの放熱の影響を受ける。
)による受動的冷却システム試験解析コード: THANPACST2高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 井岡 郁夫
JAERI-Data/Code 95-005, 203 Pages, 1995/06
JAERI-Data-Code-95-005.pdf:4.7MB
MHTGRの受動的冷却特性を把握するために、構造物の熱伝導、放射伝熱及び視線対流熱伝達を考慮して炉内構造物温度の過渡変化を調べることができる二次元非定常伝熱流動解析コードである-THANPACS T2-を開発した。数値解析コードTHANPACS T2のコード機能の確認を目的として、本数値解析コードを高温ガス炉の炉床部(CBS)の実寸大モデルであるHENDEL-T2試験部で行った強制循環喪失事故を模擬したT圧力容器内自然循環試験に適用した。本報告書では、THANPACS T2のマニュアルとして供するように、解析手法、コードの構成、入力データ、図形処理プログラム及び数値解析結果の一例について述べる。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.477 - 478, 1995/00
モジュラー型高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷型冷却パネルシステムにおける構造物の温度分布及び除熱特性をシステムを模擬した実験装置により調べた。実験装置は径1m高さ3mの圧力容器に内蔵した最高出力100kWのヒータと圧力容器を囲むように設置した冷却パネルと大気雰囲気の炉室により構成される。本実験で得られた圧力容器内ヘリウムガス0.73MPa、窒素ガス1.1MPa充填の2条件に数値解析コードTHANPACST2を適用し、実験結果との比較からコードの検証を行った。圧力容器温度が最高420Cとなる窒素ガス条件での圧力容器表面温度の解析結果は、実験値に対して最大-72C、+128Cの差であった。冷却パネル除熱量の解析結果は、ヒータ出力の実験値に対して-16.4%の精度で予測が可能であった。炉室内空気の自然対流による除熱量が15~30%と冷却パネル全除熱量に対する割合が小さいにも関わらず、圧力容器温度が炉室内空気の自然対流に大きく影響を受ける。
高田 昌二; 稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 宮本 喜晟; 和田 穂積*; 未森 真知子*
Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, p.P1.2-1 - P1.2-7, 1993/00
冷却パネル特性試験装置を用いて圧力容器等の表面温度分布及び冷却パネルによる除熱特性を調べた。試験装置は、炉心を模擬する電気ヒータ(最高出力100kW、最高温度600C)、それを格納する圧力容器(直径1m、高さ3m)と圧力容器を取り囲む冷却パネルより成る。一方、新たに放射熱伝達を含む2次元熱流動解析コードを開発し、本試験装置により得られた測定データと比較した。圧力容器内を真空の条件で、解析から得られる圧力容器胴部の温度分布は実験結果をよく表すが、上下鏡部で低めになる。そこで、より適切な補正輻射率
を用いることにより熱移動量及び圧力容器温度分布を測定データに近づけることができた。一方、ヘリウムガス圧力0.73MPaの条件で、圧力容器温度分布は真空条件とほぼ同じ傾向を示した。圧力容器外表面及びヒーター表面において、測定値を用いたバルクNu数は解析結果とよく一致した。
宮本 喜晟; 尾本 彰*; 青木 裕*; 福田 繁*; 楮 修*; 村上 輝明*; 内田 聡*; 時田 雄次*; 白川 精一*; 村上 信明*; et al.
エネルギー・資源学会第11回研究発表会講演論文集, p.33 - 38, 1992/00
火力発電所から排出される炭酸ガスとモジュラー型高温ガス炉(MHTGR)の高温核熱を用いて、高温水蒸気電解法により製造した水素からメタノール合成するシステムを検討した。このシステムは、熱出力350MWtのMHTGR4基、高温水蒸気電解装置、メタノール合成装置等からなるユニット2系統からなり、年間100万tのメタノールを製造する。このシステムから得られるメタノールを輸送機関用燃料に使用すると、年間200万tの炭酸ガス排出量を削減することができる。
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。