Calculation of shutdown gamma distribution in the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 長住 達; 小野 正人; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 後藤 実; Simanullang, I. L.*; 藤本 望*; 飯垣 和彦

Nuclear Engineering and Design, 396, p.111913_1 - 111913_9, 2022/09

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2022.111913

Estimation of decay gamma distribution in a reactor core is essential for safely conducting various works after reactor shutdown such as periodic maintenance, shuffling fuel, removing spent fuel at the end of cycle, etc. Because of the dependency on the complex operating history of the reactor, attempting to calculate the decay gamma rays distribution in the core remains a challenge. This study showed a method to calculate the shutdown gamma distribution in the HTTR core by coupling a Monte-Carlo transport calculation code MCNP6 and an activation code ORIGEN2 to take advantage of spatial dependence and transportation abilities of MCNP6 and the detailed fission products tracking during burnup and cooling of ORIGEN2. As result, the three-dimensional shutdown gamma distribution in the HTTR core for different cooling times and spatial locations could be obtained accurately.

Development of effectiveness evaluations technology of the measures for improving resilience of nuclear structures at ultra high temperature

小野田 雄一; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2021 (ASRAM 2021) (Internet), 11 Pages, 2021/10

ナトリウム冷却高速炉もんじゅをモデルプラントとして、超高温条件下における破壊制御概念を適用したレジリエンス向上策の有効性評価技術を開発し、この技術を用いて予備評価を行った。超高温条件下において破壊制御の概念が適用可能と見込まれる重要な事故シーケンスは、Monjuのレベル2PRAの既存の研究結果を調査して同定された。崩壊熱除去機能喪失(PLOHS)および原子炉容器液位確保機能喪失(LORL)に分類される事故シーケンスは共に、炉心損傷防止の可能性がある重要な事故シーケンスとして識別された。本研究では、レジリエンス向上策の成否を表すヘディングをイベントツリーに導入し、その分岐確率を設定し、レジリエンス向上策の有効性を評価する技術を開発した。レジリエンス向上策の有効性評価は炉心損傷頻度の低減に寄与すると期待される。レジリエンス向上策の有効性評価を試行した結果、破壊制御概念を適用することで炉心損傷頻度を低減できることが確認された。この研究で提案するレジリエンス向上策の成功確率は、仮定に基づいて暫定的に割り当てられたものである。この値は、今後実施される超高温条件下における原子炉容器構造の健全性評価によって定量化されると期待される。本研究で開発した技術は、次世代ナトリウム冷却高速炉のレジリエンス向上策の有効性評価に応用できる。

Reactivity control system of the high temperature engineering test reactor

橘 幸男; 澤畑 洋明; 伊与久 達夫; 中澤 利雄

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.89 - 101, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.07.014

高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系から構成される。通常運転時、反応度は、16対の制御棒で構成される制御棒系により制御される。何らかの原因で制御棒を挿入できない場合は、後備停止系により、中性子吸収材である炭化ほう素ペレットを炉心内に落下し、原子炉を停止する。制御棒の構造材として、Alloy800Hが採用されているが、HTTRでは、スクラム時に制御棒温度が最高約900Cに到達するため、新たに、設計基準及び材料強度基準を定めている。本論文は、制御棒の設計基準,材料強度基準及びこれらに基づく温度・応力解析結果並びに制御棒系と後備停止系に関する試験についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)

HTTR自動停止(2003年5月21日発生)の原因調査結果

平戸 洋次; 齋藤 賢司; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 茂木 利広; 土山 賢*; 安任 敏雄*; 水島 俊彦; 中澤 利雄

JAERI-Tech 2004-037, 33 Pages, 2004/04

JAERI-Tech-2004-037.pdf:4.08MB

HTTR(高温工学試験研究炉)は、並列運転モードでの運転経験の蓄積と安全性実証試験の実施を目的として、平成15年5月6日から平成15年6月18日までの予定で、原子炉の運転を行っていた。5月21日、原子炉出力約60%(約18MW)で原子炉の運転を行っていたところ、「1次加圧水冷却器ヘリウム流量低」スクラム信号により原子炉が自動停止した。原子炉自動停止の原因は、1次ヘリウム循環機Aが自動停止したことにより、1次加圧水冷却器のヘリウム流量が低下したためであった。調査の結果、1次ヘリウム循環機Aが自動停止した原因は、1次ヘリウム循環機Aの動力電源ラインにある遮断器の制御電源を監視している補助リレーが、常時励磁され発熱している他の電気部品と接近して設置され、使用温度の上限に近い温度条件下で使用されてきたために性能が劣化し、誤動作したためであることが明らかになった。

ITERの安全性と構造健全性の確保について

多田 栄介; 羽田 一彦; 丸尾 毅; 安全評価グループ

プラズマ・核融合学会誌, 78(11), p.1145 - 1156, 2002/11

https://doi.org/10.1585/jspf.78.1145

ITERは、国際協力で進めているトカマク型核融合装置であり、現在参加極間で建設準備に向けた協議が進められている。ITER建設においては、サイト国の安全規制や規格・基準類に従うことが基本とされており、我が国においても日本誘致に備えた検討が行われてきている。これまでに、文科省(旧科学技術庁)によりITERの安全上の特徴に基づいた安全確保の基本的な考え方が示された。これに基づき、原研では(財)原子力安全研究協会に検討専門委員会及び分科会を組織し、我が国の技術基準に立脚しつつ、ITERに特有な技術基準の整備を進めてきた。本報では、ITERの安全上の特徴や構造上の特徴を概設しそれに基づく安全確保の考え方及び機械機器の構造健全性にかかわる基準案の概要について述べる。

Fast thermal shutdown of tokamak discharges without runaway electron avalanching

Bakhtiari, M.; 芳野 隆治; 西田 靖*

Fusion Science and Technology, 41(2), p.77 - 87, 2002/03

https://doi.org/10.13182/FST02-A203

トカマク装置のディスラプションは、閉じ込め磁場のひとつであるプラズマ電流が急激に消滅する現象であり、電磁力と熱及び生成される高速電子によるエロージョン等により、装置に大きなダメージを与える。その一方で、装置にダメージを与えることなく、制御してプラズマを緊急停止することも必要である。本論文では、重水素あるいは重水素と不純物の混合したものを入射することにより、プラズマ温度を緊急に減少させる手法について検討した。この時、高速電子生成を避けるために、温度低下を50eV程度に制限することで一周電圧(電界)上昇を制限し、入射すべき重水素あるいは重水素と不純物の量と、その時間を計算した。実際の緊急停止では、短時間に多くの粒子をプラズマ中心まで入射する必要があるのでペレット入射などの手法を用いる必要がある。

IKRD法により落下時間が長い制御棒の反応度価値を測定する方法

山下 清信; 竹内 光男; 藤本 望; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 野尻 直喜; 田村 誠司*

日本原子力学会誌, 41(1), p.35 - 38, 1999/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.41.35

軽水炉等では制御棒を瞬時に挿入できることから、落下法による反応度測定で制御棒の全挿入が瞬時に完了しなければならない前提条件は満たされていた。反応度事故時でも燃料温度の上昇が緩慢であり安全上、制御棒を急速に挿入する必要がない高温工学試験研究炉では、制御棒駆動機構への負荷を軽減するため挿入時間は12秒以下としている。このような原子炉に従来の落下法を適用すると制御棒の反応度価値は大幅に過小評価され測定誤差が大きくなる。そこで、反応度を連続的に測定できるIKRD法を用いて落下時間が長い制御棒の反応度価値を測定できると考え、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)で確認実験を行った。実験及び解析結果の比較から、IKRD法を用いても反応度価値は、10%以下の誤差で測定できることを確認した。

Fast plasma shutdown by killer pellet injection in JT-60U with reduced heat flux on the divertor plate and avoiding runaway electron generation

芳野 隆治; 近藤 貴; 閨谷 譲; 伊丹 潔; 河野 康則; 伊世井 宣明

Plasma Physics and Controlled Fusion, 39(2), p.313 - 332, 1997/02

https://doi.org/10.1088/0741-3335/39/2/008

キラーペレットは、不純物ペレットのことであり、トカマク装置に損傷を与えずに放電を急速に停止することを目的として、プラズマ中に入射される。JT-60Uでは、ネオンの氷ペレットをプラズマに入射し、(1)垂直位置移動現象の回避、(2)ダイバータ板への熱負荷の低減、(3)逃走電子の発生回避の3つを同時に達成しつつ、高速のプラズマ停止を得ることに成功した。・垂直位置移動現象は、プラズマ電流中心の初期値を中立平衡点の近傍に置くことで回避できた。・ダイバータ板への熱負荷の低減は、熱流束パルスの高さと時間幅を小さくすることで実現した。・逃走電子の発生は、磁場揺動の高い条件を得ることにより回避できた。以上の結果は、キラーペレットの入射が、安全な高速のプラズマ停止を得る有効な手段であることを示している。

Softening of Current quenches in JT-60U

芳野 隆治; 閨谷 譲; 細金 延幸; S.W.Wolfe*; 松川 誠; 二宮 博正

Nuclear Fusion, 33(11), p.1599 - 1612, 1993/00

https://doi.org/10.1088/0029-5515/33/11/I02

ディスラプションにおける、プラズマ電流低減速度の緩和(低速化)と、逃走電子の抑制に関わる一般的手法の開発を目的として、JT-60Uダイバータプラズマにおける電流クウェンチを調べた。その結果、1)エネルギークウェンチ時の不純物発生の軽減、2)その不純物の主プラズマへの混入の抑制、及び、3)電流クウェンチ時の電子温度の高温化が、プラズマ電流低減速度を緩和するのに有効であることを明らかにした。具体的な手法としては、エネルギークウェンチ直前の蓄積エネルギーを下げることにより、不純物発生量を低減できること、実効安全係数を増大することにより、不純物の主プラズマへの混入を抑制できること、さらに、電流クウェンチ時のNB加熱により、電子温度の低減を抑制できることを示した。一方、逃走電子の発生は、エネルギークウェンチ直前の電子密度を増大することにより、回避できることを明らかにした。以上の結果を用いて、-6MA/sのプラズマ電流の急速低減を実証した。

内装型制御棒駆動装置の開発研究,1

石坂 雄一*; 伊藤 泰義

JAERI-M 89-174, 105 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-174.pdf:9.76MB

安全性、経済性に優れた改良舶用炉の実現のため、本炉に搭載する制御棒駆動装置(CRDM)は、先行炉において安全評価を要求されてきた「制御棒飛び出し事故」を設計基準内事象から排除することを狙いとして、原子炉圧力容器に内装することを目論んでいる。これらを踏まえてCRDMに要求される設計条件を整備し、小型・簡素化が達成可能なCRDMの基本概念を構築すると共に将来にわたる開発スケジュールを策定しての具体化研究を実施した。特に、本CRDMを原子炉圧力容器内水熱雰囲気に導入する上での大きな課題は、電気品の耐熱・耐絶縁性である。CRDM電気品の内、駆動源を成す電磁部(ビルトインモーター、スクラムマグネット)に着目して、使用環境を考慮したそれぞれの構造を具現化し、これらを基にコイル材料として使用可能と考えられる代表的な耐熱電線を選出した。更に、上記電線を用いた実用化のための基礎試験、また、この試験により選定された候補電線を用いてのミニチュアコイル試作試験を通じて、本CRDM電磁部のコイル材料として有望な耐熱電線を見出した。