The OECD/NEA Working Group on the Analysis and Management of Accidents (WGAMA); Advances in codes and analyses to support safety demonstration of nuclear technology innovations

中村 秀夫; Bentaib, A.*; Herranz, L. E.*; Ruyer, P.*; Mascari, F.*; Jacquemain, D.*; Adorni, M.*

Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10

The WGAMA activity achievements have been published as technical reports, becoming reference materials to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) and severe accidents (SAs). The International Standard Problems (ISPs) and Benchmarks of computer codes have been supported by a huge amount of the databases for the code validation necessary for the reactor safety assessment with accuracy. The paper aims to review and summarize the recent WGAMA outcomes with focus on new advanced reactor applications including small modular reactors (SMRs). Particularly, discussed are applicability of major outcomes in the relevant subjects of passive system, modelling innovation in CFD, severe accident management (SAM) countermeasures, advanced measurement methods and instrumentation, and modelling robustness of safety analysis codes. Although large portions of the outcomes are considered applicable, design-specific subjects may need careful considerations when applied. The WGAMA efforts, experiences and achievements for the safety assessment of operating nuclear power plants including SA will be of great help for the continuous safety improvements required for the advanced reactors including SMRs.

高稠密格子水冷却炉心の除熱技術に関する研究の進展

大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊*; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 中塚 亨; 秋本 肇

日本機械学会2005年度年次大会講演論文集, Vol.3, p.207 - 208, 2005/09

日本原子力研究所では高稠密格子水冷却炉心(RMWR)の熱流動特性を予測する技術開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは核分裂性プルトニウムの増殖比を高めるため、燃料集合体を稠密にし、ボイド率を高くしている。そのため、熱流動に関する成立性が大きな開発課題となっている。本報告ではこの成立性にかかわる研究に焦点を当て、大型試験装置と先進的な数値解析技術を活用した研究・開発計画を述べるとともに、今までに得られた成果を示す。

HTTR出力上昇試験における放射線モニタリングデータ; 高温試験運転モード30MWまでの結果

足利谷 好信; 川崎 朋克; 吉野 敏明; 石田 恵一

JAERI-Tech 2005-010, 81 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-010.pdf:16.65MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成11年9月16日から出力上昇試験が開始され、出力上昇試験(4)の定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転に続いて、平成16年3月21日から平成16年7月7日にかけて、出力上昇試験(5)として高温試験運転モード(原子炉出口冷却材温度950C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転を実施し試験は無事終了した。本報は、高温試験運転モードの出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。高温試験運転モードの放射線モニタリング結果は、定格運転モードと同様に、原子炉運転中における作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850C,原子炉熱出力30MW)の出力上昇試験における放射線モニタリングデータについても一部掲載した。

原研高温工学試験研究炉(HTTR)最大熱出力30MWを達成

川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 大久保 実; 馬場 治

日本原子力学会誌, 44(1), P. 2, 2002/01

日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は、10月より出力上昇試験を実施し、平成13年12月7日に最大熱出力30MW(定格出力)を達成した。HTTRは我が国最初の被覆粒子燃料・黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の試験研究炉で、今回世界で初めて約850の高温ヘリウムガスを原子炉から取り出すことに成功した。

A Design method to isothermalize the core of high-temperature gas-cooled reactors

高野 誠; 沢 和弘

Nuclear Technology, 78(9), p.207 - 215, 1987/09

本報では、ブロック型高温ガス炉の炉心内燃料温度を極力均一化できる設計法について示した。炉心内燃料温度を均一化させることにより、燃料温度制限に関する設計余裕を増大させることが通常可能である。本報に示した設計法は、燃焼初期から末期までを通じ、炉心の軸方向出力分布を指数関数状に、また半径方向出力分布を平坦に保つことのできる燃料濃縮度と可燃性毒物棒の寸法と毒物濃度をブロック単位で効率良く決定することのできるものである。本設計法を従来のブロック型高温ガス炉に適用すれば、燃料最高温度を増大させずに、炉心出口ガス温度を増大させることができる。

For continuous enhancement of nuclear safety; Personal research history and overview of Nuclear Safety Research Center of JAEA

中塚 亨

no journal, , 

The speaker's research was originally on advanced reactors, such as supercritical water-cooled reactor, reduced-moderation water reactor and high-temperature gas-cooled reactor. Following the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS), he has been working for the Nuclear Safety Research Center (NSRC). He is currently engaged in investigation of graded approach for the safety of nuclear facilities and in promotion of international collaboration on nuclear safety. One of the recent activities of NSRC is operating the OECD/NEA's "Analysis of Information from Reactor Buildings (RBs) and Containment Vessels (CVs) of FDNPS (ARC-F)" project. Objectives of the project are to consolidate experts' viewpoints that contribute to deeper understanding of the accident progression and status inside RBs and CVs, with analyzing information from the FDNPS and related programs, and to provide a function for sharing the information between Japanese organizations and international experts.