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沢 和弘; 植田 祥平; 柴田 大受; 角田 淳弥; 大橋 準平; 栃尾 大輔
JAERI-Tech 2005-024, 34 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-024.pdf:2.15MB
第四世代(GEN-IV)原子炉システムの有力な候補となっている超高温ガス炉(VHTR)では、燃料は15
20%FIMA,高速中性子照射量6
10
m
(E
0.1MeV)においても健全性を保つ必要があるが、従来のSiC被覆燃料粒子では、このような厳しい条件下で健全性を保ったデータはない。原研で開発してきたZrC被覆燃料粒子は、SiC被覆燃料粒子よりも高温かつ高燃焼度下で健全性を維持できると期待されている。原研では、(1)従来よりも大型の被覆装置によるZrC蒸着技術の開発,(2)ZrC検査技術の開発,(3)ZrC被覆層の照射試験及び照射後試験を開始する。また、反応度投入試験を実施して被覆燃料粒子の破損機構を把握し、反応度事故時の燃料温度制限の緩和を目指す。VHTRでは、炉心の黒鉛構造物も高い中性子照射条件下で健全性を維持しなくてはならない。そこで、黒鉛構造物の超音波伝播特性や微小硬度計による圧子の押込み特性により、黒鉛構造物の機械的特性を非破壊的に評価できる技術を開発する。本報は、文部科学省からの受託研究として2004年11月から開始したこれらの研究開発の計画と2004年度の成果についてまとめたものである。
橘 幸男; 中川 繁昭; 中澤 利雄; 伊与久 達夫
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 17 Pages, 2004/10
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験は、高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するとともに、高温ガス炉の安全評価用解析コードの検証及び高度化に役立つプラント過渡データを取得することを目的として実施する。安全性実証試験は、運転時の異常な過渡変化を模擬する第1期の試験及び事故を模擬する第2期の試験からなる。第1期の試験は、反応度投入事象と1次冷却材流量低下事象の模擬であり、平成14年度から開始している。同時に、プラント動特性コードACCORD,モンテカルロコードMVP等を用いた解析を進めており、原子炉出力50%及び30%からの制御棒引抜き試験及び3台のヘリウム循環機のうち1台あるいは2台を停止する試験について、試験結果を良好に再現する結果が得られている。第1期の試験は平成17年度まで実施し、平成18年度から第2期の試験を実施する計画である。
高田 英治*; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 島川 聡司; 野尻 直喜; 藤本 望
JAERI-Tech 2004-048, 60 Pages, 2004/06
JAERI-Tech-2004-048.pdf:4.18MB
高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するため、高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)において、反応度投入及び炉心除熱量減少を試験として実機の原子炉で生じさせる安全性実証試験を実施している。安全性実証試験の1つである制御棒引抜き試験について、1点炉近似モデルにより試験時の動特性解析を実施した。実測値と解析値の比較から、1点炉近似モデルが試験の結果を再現できることを確認した。また、添加反応度,温度係数,物性値等の各パラメータについて、制御棒引抜き事象に対する原子炉動特性への感度を明らかにした。
橘 幸男; 中川 繁昭; 竹田 武司; 七種 明雄; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 沢 和弘; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 224(2), p.179 - 197, 2003/09
被引用回数：13 パーセンタイル：64.66(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験は、高温ガス炉固有の安全性を実証するとともに、高温ガス炉用安全解析コードの検証に必要な炉心及びプラントの過渡挙動データを取得するために実施される。第1段階の試験として、制御棒引抜き試験及び1次系流量低下試験を行う。制御棒引抜き試験では、16対の制御棒のうち中央の一対を引き抜くことで反応度投入事象を模擬する。1次系流量低下試験は、循環機停止試験と流量部分喪失試験からなり、それぞれ、循環機の停止(循環機3台中1台又は2台の停止)あるいは自動制御系により流量低下事象を模擬する。制御棒引抜き試験及び循環機停止試験は、予想される過渡現象でスクラムできない事故、いわゆるATWSを模擬したものである。
橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/09
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験は、高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するとともに、高温ガス炉の安全評価用解析コードの検証及び高度化に役立つプラント過渡データを取得することを目的として実施する。安全性実証試験は、運転時の異常な過渡変化を模擬する第1期の試験及び、減圧事故等の事故を模擬する第2期の試験からなる。第1期の試験は、反応度投入事象と1次冷却材流量低下事象の模擬であり、平成14年度から開始している。平成14年度は、原子炉出力50%からの制御棒引抜き試験及び、原子炉出力30%から3台のヘリウム循環機のうち1台を停止する試験を実施した。同時に、プラント動特性コードACCORD,モンテカルロコードMVP等を用いた解析を進めている。第1期の試験は平成17年度まで実施し、平成18年度から第2期の試験を実施する計画である。
中川 繁昭; 坂場 成昭; 高田 英治*; 橘 幸男; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 沢 和弘
JAERI-Tech 2003-049, 22 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-049.pdf:1.17MB
高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するために、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験を行う。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当する試験(ただし、スクラムなし)として、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に行う計画である。試験に対する挙動解析と実測データの比較検討により、炉心動特性コード,プラント動特性コード等の安全評価コードの高精度化と検証を行い、十分信頼性のある安全設計・評価技術を確立する。これらの成果は、高温ガス炉の安全設計方針,安全評価方針等の作成に役立てる。本報は、HTTRの安全性実証試験全体計画を示すとともに、2003年3月に計画している制御棒引抜き試験及び循環機停止試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について示す。
橘 幸男; 中川 繁昭; 竹田 武司; 七種 明雄; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 西原 哲夫; 沢 和弘; 伊与久 達夫
JAERI-Tech 2002-059, 42 Pages, 2002/08
JAERI-Tech-2002-059.pdf:1.63MB
本報告は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験計画について、特に、早期に実施する試験項目に重点を置いてまとめたものである。早期に実施する試験は、異常な過渡変化に相当する試験として実施する制御棒引抜試験及び1次冷却材流量低下試験である。制御棒引抜試験では、炉心中央位置の制御棒1対を引き抜くことにより、反応度投入事象を模擬する。また、1次冷却材流量低下試験では、循環機の停止(循環機3台中1台または2台の停止)あるいは自動制御系により流量低下事象を模擬する。これらの試験の結果を踏まえ、さらに、冷却材喪失事故等を模擬した試験を計画しており、現在、検討をすすめている。試験で得られた実測データは、炉心動特性コード,プラント動特性コード等の安全評価コードの高精度化と検証に利用でき、国内外の将来高温ガス炉の安全設計・評価技術の確立に活用することができる。
島川 聡司; 田畑 俊夫; 小向 文作
JAERI-Data/Code 99-045, p.31 - 0, 1999/11
JAERI-Data-Code-99-045.pdf:1.22MB
従来、動特性解析に用いられてきたアナログ計算機に替わるものとして、複雑な反応度印加条件に対して簡易かつ迅速に解析可能なデジタル計算機用プログラム「REARA (REActivity Response Analyses program)」を開発した。このプログラムでは、自動制御棒効果や温度フィードバック効果などを考慮した解析、パルス中性子打込みに対する応答解析が可能となっている。本プログラムの解析結果の妥当性は、アナログ解析結果と比較することにより確認した。このプログラムを使用することにより、計算準備作業にかかる時間を飛躍的に節約することができる。また、原子炉運転員の訓練時に、動特性シミュレーションプログラムとしても利用できる。
永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-095, 68 Pages, 1992/07
JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、反応度投入事象に関する解析を実施した。評価すべき反応度投入事象として、以下に挙げる運転時の異常な過渡変化に関する4事象及び事故に関する1事象を選定し解析の対象とした。(1)運転時の異常な過渡変化、(1)起動時における制御棒の異常な引抜き、(2)出力運転中の制御棒の異常な引抜き、(3)照射試料による反応度付加、(4)冷水導入による反応度付加、(2)事故、(1)照射装置の破損による反応度の異常な付加、解析は、1点を近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析の結果、選定した反応度投入事象については、運転時の異常な過渡変化時および事故時の安全性を判断する基準を満足することを確認した。
林 君夫; 塩沢 周策; 新藤 雅美; 伊与久 達夫; 浅海 正延*; 菊地 孝行; 沢 和弘; 中川 繁昭; 鹿志村 悟; 菊地 啓修; et al.
JAERI-M 91-140, 61 Pages, 1991/09
高温工学試験研究炉(HTTR)の安全評価を行なうため、運転時の異常な過渡変化時及び事故時における燃料及び炉心の安全評価上の判断基準を検討した。異常な過渡変化時の判断基準は、炉心燃料については、「燃料最高温度が1600
Cを超えないこと」とし、燃料限界照射試料については「試料温度が2500Cを超えないこと」とした。一方、事故時の判断基準は、(i)燃料要素が黒鉛ブロック内に留まっていること、(ii)サポートポスト及びポストシートが炉心を支持するのに十分な強度を有していること、とした。以上のように設定することの妥当性を燃料から見た代表的な異常事象における燃料の挙動を取り上げて示した。
