Nuclear thermal design of high temperature gas-cooled reactor with SiC/C mixed matrix fuel compacts

相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 植田 祥平; 角田 淳弥; 橘 幸男

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.814 - 822, 2016/11

原子力機構(JAEA)は、耐酸化性向上のため高温ガス炉(HTGR)の燃料要素へのSiC/C混合母材の適用に関するR&Dを開始している。このR&Dの一部として、SiC/C混合母材燃料コンパクトを使ったHTGRの核熱設計を行った。核熱設計は、途上国用の小型HTGRであるHTR50Sをベースに行った。日本における製造実績を考慮し、ウランの濃縮度の上限は10wt%とし、濃縮度と可燃性毒物(BP)の種類はベースとしたHTR50Sと等しい(各々3及び2種類)とした。以上の制限内で、我々は本来のHTR50Sと同等の性能を持つ炉心の核熱設計に成功した。この核熱設計に基づき、通常運転時の被覆燃料粒子の内圧に対する健全性は保たれると評価された。

核熱利用システムによる水素及びDME製造の経済性評価,2

椎名 保顕; 西原 哲夫

JAERI-Tech 2004-057, 51 Pages, 2004/09

JAERI-Tech-2004-057.pdf:2.15MB

本研究では、昨年(2002年)に引き続き水素とDMEに着目し、高温ガス炉の核熱をトータルに利用してそれらを製造するシステムを検討して経済性評価を行い、商用プラントで生産する場合との比較を行った。その結果、水素製造に関しては、高純度ガスを生産するPSAの段数を増やして回収率を高めること等により、商用プロセスと比べて高純度水素ガスの製造単価を約17%、また、間接法によるDMEの生産の場合にも高純度水素を回収する等の工夫を加えることにより、商用プロセスに比べて約17%安く生産できることが示された。しかし、DME生産に関しては産油国で生産する方が安価であり、現在のところ核熱を用いても国内で生産する経済的優位性はない。本評価から、天然ガスからの水素製造に関しては核熱を利用すると経済的であること、さらにCO削減効果も併せると核熱の有効性はさらに高まることが示された。

潜熱蓄熱を用いた核熱利用システムの熱負荷変動吸収

椎名 保顕; 西原 哲夫

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.418 - 427, 2003/12

https://doi.org/10.3327/taesj2002.2.418

環状流路の内管と外管の間に相変化媒体(PCM)を配すると、PCMの相変化潜熱により内管を流れる伝熱流体温度の変動を低減化することができる。そこで、入口流体温度が周期的に変動する場合の伝熱流体温度変動の低減効果を、近似解析及び数値解析により求めた。その結果、ステップ状温度変化に対する近似解を得るとともに、PCMの熱伝導率を高くすると、低減効果が高くなることがわかった。この結果を用いて、核熱利用システムが、カスケード式に高温ガス炉に接続された場合の上流側システムの熱負荷変動を吸収する装置の実現可能性について検討した。10MWの熱を利用するシステムで、最大100Kの温度変動が発生した場合に、それに対処できる時間を3時間とすると、その間の熱負荷吸収に必要なPCMの量は約15m程であり、IHXと同じ寸法の伝熱管を用いると配管長さが約7mあれば温度変動を5K以内に低減化できることから、十分実現可能であることが示された。

核熱を用いた水の熱化学分解による水素製造

小貫 薫

化学装置, 45(4), p.114 - 119, 2003/04

https://ci.nii.ac.jp/naid/80015809984

核熱を用いた水からの水素製造技術の研究開発の現状を概説した。まず、熱化学サイクルを構成することにより、水の直接熱分解に必要な温度より低温の熱のみを用いて水を分解できる熱化学水素製造法の原理を述べた。次いで、高温ガス炉を熱源として熱化学水素製造プロセスを駆動することにより、水素エネルギーシステムにおける大量の水素需要に応え得る炭酸ガスフリーの水素製造システムが構築できることを述べるとともに、これまでの熱化学サイクル研究の概要を紹介した。最後に、高温ガス炉-熱化学法による水素製造システムを具体化するための技術課題である原子炉技術,接続技術,熱化学サイクルについて総合的な研究開発を進めている原研のHTTR計画を紹介した。

高温ガス炉

川崎 幸三

原子力年鑑2003年版, p.150 - 158, 2002/00

高温ガス炉開発をはじめとする高温工学試験研究について、平成13年4月から14年5月頃までの活動状況を中心にまとめた。本稿は、高温ガス炉開発の意義,高温工学試験研究炉(HTTR)の状況,出力上昇試験,所内関連部門の活動及び海外における高温ガス炉開発の動向と国際協力について記述している。

瞬時計測型流路断面平均ボイド率計の開発

渡辺 博典; 井口 正; 木村 守; 安濃田 良成

JAERI-Research 2000-043, 77 Pages, 2000/11

JAERI-Research-2000-043.pdf:6.55MB

筆者らは核熱結合を模擬したBWR熱流動安定性試験を実施している。この試験では高温高圧条件下でのロッドバンドル内気液二相流平均ボイド率を瞬時に計測することが必要である。しかしながら、これらの条件を満たす実用的なボイド率計が見あたらなかった。そこで新たに実用的なコンダクタンス型ボイド率計を開発した。本ボイド率計では、流路内の二相流ボイド率と二相流電気伝導度との相関関係を利用し、流路断面平均ボイド率の非定常計測を行う。本ボイド率計では、金属製流路容器自体を一方の電極とし、流路中心に設置した中心電極(L型線電極)を他方の電極とし、両電極間の電流を計測する。この電極配置により模擬燃料棒のような金属製内装物のある複雑な流路でも流路内の断面平均ボイド率を瞬時に計測することが可能になった。本ボイド率計を用いて、空気・水2相流による校正試験を行った結果、ボイド率は電流比I/I(Iは、満水時の電流)を用いて、=1-I/Iで近似できることがわかった。この関係は、ボイド率が0%~70%の広い範囲で成立した。両者の差は最大で約10%であった。この差の理由は、ボイド分布や中心電極が気泡で覆われることによる電気的絶縁などによる。本ボイド率計は構造・原理ともに簡明なため、多くの気液二相流研究に適用が可能である。

高温工学専門部会評価結果報告書

研究評価委員会

JAERI-Review 2000-020, 28 Pages, 2000/09

JAERI-Review-2000-020.pdf:2.43MB

研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」等に基づき、高温工学専門部会を設置し、高温工学試験研究炉開発部及び核熱利用研究部の研究開発課題について、平成12年度からの5年間の計画事前評価を実施した。高温工学専門部会は平成11年12月27日に開催された。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目、評価の視点、評価の基準に従って行われた。同専門部会がとりまとめた評価結果は、研究評価委員会で審議され、妥当と判断された。本報告書はその評価結果である。

Research and development of hydrogen production systems with HTGR in Japan

宮本 喜晟; 塩沢 周策; 小川 益郎; 稲垣 嘉之; 片西 昌司; 西原 哲夫; 清水 三郎

Hydrogen Energy Progress 13 (Proceedings of the 13th World Hydrogen Energy Conference), p.297 - 302, 2000/06

高温ガス炉の核熱を発電以外の用途において利用するための研究開発の一環として、高温ガス炉の高温のヘリウムガスの熱により液化天然ガスから水素を製造するシステムの開発を進めている。将来はHTTRに接続して、システムの安全性、安定性、水素製造能力等を実証する予定であるが、現在はそれに先立って1/30規模の炉外試験装置により、諸特性の把握を行うことにしており、装置の製作を進めている。炉外試験では、システムの運転開始及び停止の手法を確立すること、水素製造システムにおけるヘリウム温度等の変化が原子炉に外乱として伝わらないようシステム内で十分抑えられることを確認すること、天然ガスの水蒸気改質反応が起こる水蒸気開発器等の高温機器の諸特性の把握等を目的として、試験を行う予定である。

HTTR水素製造システムの炉外技術開発試験;水蒸気改質器の構造の製作上の技術課題(受託研究)

稲垣 嘉之; 大内 義弘; 藤崎 勝夫; 加藤 道雄; 宇野 久男; 林 光二; 会田 秀樹

JAERI-Tech 99-074, p.63 - 0, 1999/10

JAERI-Tech-99-074.pdf:3.0MB

HTTR熱利用系として、天然ガスの水蒸気改質(反応式:CH+HO=3H+CO)による水素製造システムが計画されている。HTTRと水蒸気改質システムの接続の前に、安全性及び制御性の実証、水素製造性能の確認等を目的として、HTTR水銀製造システムの1/30スケールモデルである炉外技術開発試験装置の製作を進めている。炉外技術開発試験装置は、中間熱交換器から下流の主要機器を模擬したもので、原子炉の代わりに電気ヒーターを使用して110Nm/hの水素を製造する能力を有する。水蒸気改質器は、水蒸気改質により水素を製造する主要な機器である。炉外技術開発試験装置の水蒸気改質の製作においては、ヘリウムガスからの熱の有効利用並びにコンパクトな構造を目指して、バイヨネット型触媒管の採用、触媒管外表面に設けた直交フィンによるヘリウムガスの伝熱促進等の工夫を行った。また、伝熱促進を行うためには触媒管の肉厚を10mm程度にする必要があるため、触媒管の設計においては、ヘリウムガスとプロセスガスの全圧を考慮する全圧設計ではなく、両者の差圧をもとに触媒管の肉厚を定める差圧設計を適用した。この設計方法は、高圧ガス保安協会より初めて認可された。また、水蒸気改質器は可燃性ガスと電気ヒーターを内蔵することから防爆構造とした。本報告書は、炉外技術開発試験装置の水蒸気改質器の構造、触媒管差圧設計及び防爆構造の認可にかかわる内容について述べたものである。

Verification of J-TRAC code with 3D neutron kinetics model SKETCH-N for PWR rod ejection analysis

Zimin, V. G.; 浅香 英明; 安濃田 良成; 榎本 雅己*

9th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9) (CD-ROM), p.16 - 0, 1999/00

MOX燃料や高燃焼度燃料の導入に伴い、高精度な原子炉安全解析の必要性が高まっている。特に、BWR安定性や反応度事故時の燃料温度挙動を定量的に評価するための高性能な核熱水力解析コードの開発が求められている。このような要請に応えるために、3次元核熱水力解析コードTRAC/SKETCH(PWR版)を開発した。TRAC/SKETCHは、3次元熱水力解析コードTRAC-PF1(J-TRAC)と3次元動特性解析コードSKETCH-Nを並列計算用ソフトウェアPVM(Parallel Virtual Machine)で結合したものである。TRACK/SKETCHコードの性能評価を目的として、国際標準問題(OECD/NEACRPPWR)の解析を行った。この標準問題は、PWRの制御棒引抜事故で、3次元炉心の核熱水力数値計算を目的としたものである。解析では粗メッシュモデルを用いたが、解析結果は、参照値(PANTHERコードの解析結果)と良く一致した。これは、TRAC/SKETCHコードの高い予備精度による結果である。