Research and development of HTTR hydrogen production systems

塩沢 周策; 小川 益郎; 稲垣 嘉之; 小貫 薫; 武田 哲明; 西原 哲夫; 林 光二; 久保 真治; 稲葉 良知; 大橋 弘史

Proceedings of 17th KAIF/KNS Annual Conference, p.557 - 567, 2002/04

核熱を用いた水素製造に関する開発研究が1997年1月から文部科学省の受託研究として開始された。HTTRに接続する水素製造システムはHTTRにより供給される10MWの核熱を用いて天然ガスの水蒸気改質により約4000m/hの水素が製造可能なように設計が進められている。HTTR水素製造システムは世界で初めて原子炉に接続されるものであり、実証試験を行う前に炉外実証試験を実施することとした。HTTR水素製造システムにおける制御性,安全性及び主要機器の性能を確証するために、約1/30スケールモデル炉外試験装置を建設した。炉外実証試験と平行して、安全審査や解析コード開発に必要な詳細データを取得するために、要素試験として触媒管の腐食試験,伝熱管や触媒管の水素同位体試験及び高温隔離弁の健全性試験を実施している。また,より効果的でさまざまな核熱利用に対して、ISプロセスと呼ばれる熱化学法による水素製造技術の基礎研究を進めている。本論文では原研におけるHTTR水素製造システム開発研究の現状と今後の計画を述べる。

A Study on density, melting point, thermal expansion, creep, thermal diffusivity and thermal conductivity of the simulated rock-like oxide (ROX) fuels

柳澤 和章; 大道 敏彦*; 白数 訓子; 室村 忠純; 松田 哲志*

JAERI-Tech 99-032, 65 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-032.pdf:3.23MB

便宜的にPuOをUOで代替した模擬岩石型燃料を製造し、炉外試験に供した。得られた主たる知見は以下のとおり。(1)模擬岩石燃料のガス置換密度(GID)は、4.9から5.4g/ccの範囲であり、その値はUOの47-52%であった。(2)模擬岩石燃料の融点(MP)は1,91139Cであり、UOの融点より30%低かった。(3)線膨張係数(LTE)は、温度1500Cまで模擬岩石燃料とUO燃料に差異はなかった。(4)模擬岩石燃料のクリープ速度はMgAlO成分に強く依存した。(5)硬度(Hv)はMgAlOの構成成分であるAlOに対して敏感で、その量の増加によって模擬岩石燃料はより硬くなった。温度300Cまでの範囲で模擬岩石燃料とUOの硬度を比較したが、前者は後者に比べ著しく大きかった。(6)熱拡散率に関して、模擬岩石燃料とUOとの間に大きな差異はない。同様に、模擬岩石燃料とGdOを10wt%まで添加したUO燃料との間の熱拡散率にも差異はなかった。模擬岩石燃料の熱伝導率とUOのそれとに差異はなかった。

Out-of-pile tests of simulated rock-like oxide (ROX) fuels

柳澤 和章; 大道 敏彦*; 室村 忠純; 松田 哲志*; 白数 訓子

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(2), p.160 - 168, 1999/02

https://doi.org/10.3327/jnst.36.160

日本原子力研究所は、PuO安定化ジルコニウム(SZR)-MgAlOからなる新型の燃料すなわち岩石型(ROX)燃料を開発中である。データベース強化のため、PuOをUOで置き換えた模擬岩石燃料を製造し炉外試験を実施した。得られた知見は以下の通りである。(1)模擬岩石燃料の密度は、4.9g/ccから5.4g/ccの範囲であり、その値はUOの47-52%であった。(2)模擬岩石燃料の融点は2,18439Kであり、UO燃料の融点より約30%低かった。(3)線膨張係数(LTEC)は、模擬岩石燃料とUO燃料とで差異はなかった。その値はSZR量の増加とともに大きくなった。(4)模擬岩石燃料とUOのクリープ特性を応力指数すなわち変形速度と適用応力の対数値とで比べたところ、両者のそれには類似性が見られた。(5)硬度はMgAlOに依存した。模擬岩石燃料の硬度はUOのそれより著しく大きかった。(6)熱拡散率に関して、模擬岩石燃料とUOとの間に大きな差異はない。同様に、熱伝導率についても両者の差は小さかった。

Out-of-pile demonstration test of hydrogen production system coupling with HTTR

稲垣 嘉之; 西原 哲夫; 武田 哲明; 羽田 一彦; 林 光二

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00

日本原子力研究所は、高温核熱利用の実証を目的として熱出力30MWの高温ガス炉HTTRの建設を進めており、その熱利用系として天然ガスの水蒸気改質による水素製造システムが計画されている。本論文は、原子炉と水素製造システムを接続するに当たり必要な炉外実証計画について報告するもので、次の3つの試験から構成される。炉外技術開発試験では、HTTR中間熱交換器から下流の水素製造システムを1/30スケールで模擬した試験装置を用いて、水素製造システムの運転制御技術、水蒸気改質器等高温機器の開発・実証を行うもので、試験装置は2000年に完成予定である。触媒管健全性試験では、腐食及び水素脆化のハステロイXRの材料強度に及ぼす影響を調べ、水素透過試験では原子炉から製造された水素へのトリチウム透過量の評価手法を確立する。触媒管健全性試験及び水素透過試験については、2000年まで実施する計画である。

Out-of-pile demonstration test program of HTTR hydrogen production system by steam reforming of natural gas

稲垣 嘉之; 日野 竜太郎; 羽田 一彦*; 羽賀 勝洋; 西原 哲夫; 武田 哲明; 塩沢 周策

Proc. of 5th Int. Conf. on Nucl. Eng. (ICONE-5)(CD-ROM), 5 Pages, 1997/00

本論文は、HTTRへの接続を計画している水素製造システムの炉外実証試験の計画について報告するものである。炉外実証試験は、HTTRの中間熱交換器から下流の水素製造システムの約1/30スケールモデルであり、ヘリウムガスから供給される高温の熱を用いて天然ガスの水蒸気改質により水素を製造する。炉外実証試験ではHTTR水素製造システムの設計に基づき、水蒸気改質器、高温隔離弁等の高温機器の開発、性能試験を行うとともに、水素製造システムの過渡応答特性、蒸気発生器を用いた受動的冷却システムの特性等について明らかにする。また、触媒管における水素透過、改質ガス雰囲気中における触媒管材料(ハステロイXR)の腐食・健全性評価、異常時における蒸気発生器の熱流動挙動を明らかにするための要素試験を併せて実施する計画である。

HTGR fuel behavior at very high temperature

鹿志村 悟; 小川 徹; 福田 幸朔; 岩本 多實

JAERI-M 86-046, 17 Pages, 1986/03

JAERI-M-86-046.pdf:3.01MB

高温ガス実験炉の運動及び事故時の異常な過渡変化を模擬した超高温下の燃料挙動を、原研が開発しているTRISO被覆、低濃縮酸化物粒子燃料について調べた。異常な過渡変化を模擬した試験は、ル-ズな被覆粒子を1600C以上で照射することによリ行った。照射試験の結果、粒子破損は大部分が燃料核移動によりものであった。炉心昇温事故を模擬した試験としては、二種の炉外加熱試験を行った。加熱により耐熱限界温度の測定と超高温下での挙動を調べた。反応度事故時の燃料挙動の研究は、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)によるパルス照射により行い、この時の最高温度は2800C以上であった。パルス照射試験では、コンパクトに成形した被覆粒子は2800C以上の超高温でも、ル-ズな被覆粒子にみられた非常に激しい破損は見られなかった。コンパクトに成形した粒子では燃料核の中心でUOが蒸発し、球状ボイドを呈していた。

PCM研究の現状

星 蔦雄; 飛岡 利明; 岩村 公道; 黒柳 利之; 武田 常夫; 平野 見明

JAERI-M 6927, 79 Pages, 1977/02

JAERI-M-6927.pdf:2.85MB

本報告書は、軽水炉安全性研究の一環として、PCM事故研究の現状についての調査及び検討結果を纏めたものである。ここでは、動力炉安全評価におけるPCM事故の位置づけ、燃料破損クライテリア、現在までに得られた主要な研究成果、諸外国のPCM炉内実験計画等に関する現状調査を行ない、PCM研究の範囲や問題点を明白にした。そして、今後必要な炉内および炉外実験の研究課題の検討を行なった。