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高松 邦吉; 中川 繁昭
日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.369 - 380, 2004/12
本研究では、HTTRの安全評価で用いた2次元非定常伝熱解析コード(TAC-NCコード)を検証するため、安全性実証試験の1次冷却材流量部分喪失試験の一つである循環機停止試験の最適解析を実施し、実測値と比較した。その結果、定常解析において解析値は実測値に対して20
Cの範囲内で一致することが明らかになった。また、循環機1台及び2台停止試験の過渡解析において、炉内温度変化の解析値は実測値を十分再現できることが明らかになった。さらに、本解析モデルを用いた循環機3台停止試験の過渡解析を行い、燃料温度は上昇することなく安定状態になることを確認した。一方、HTTRの安全評価時の1次冷却設備二重管破断事故(減圧事故)の解析(安全裕度を考慮した解析)の結果と最適解析の結果を比較し、燃料温度について約100C安全裕度があることを明らかにした。これらの成果は、今後の実用高温ガス炉の開発及び第4世代原子炉(GenerationIV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に活用できる。
片西 昌司; 國富 一彦; 辻 延昌*; 前川 勇*
日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.257 - 267, 2004/09
原研で設計研究を進めている高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の事故時における冷却機能である炉容器冷却設備の設計を行った。これは、原子炉圧力容器の外に冷却パネルを設置し、原子炉圧力容器表面からの放散熱により加熱されたパネルを空気の自然循環により除熱することで炉心の残留熱を除去するものであり、完全に受動的な冷却設備であるとともに、高温ガス炉の特徴的な安全機能である。空気の自然循環により冷却パネルから効率的に除熱でき、かつ、圧力バウンダリ破損による炉室の圧力上昇に耐えて健全性を保つことのできる構造として、ダクトを組合せてパネル状にした構造を考案した。これにより、十分な除熱性能を有し、事故時の健全性も保たれる設備を設計した。また、運転制御方法,保守点検方法等を検討し、具体的な設計により、受動的な炉容器冷却設備の成立性を示した。
片西 昌司; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 2(1), p.55 - 67, 2003/01
高温ガス炉は、セラミック被覆の燃料粒子や黒鉛の炉心構造物を用いることから、高温に耐えることができ、かつ、異常時の過渡挙動が緩慢であるといった固有の安全性を有している。最も特徴的な事項は、受動的冷却設備のみにより、事故時の炉心の残留熱除去が可能であることであり、これによりシビアアクシデントフリーのシステムとすることが可能となる。原研では、高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の設計を進めており、高温ガス炉の固有の安全性を活かした安全設計方針を策定した。また、格納容器を設置しなくても、減圧事故やスタンドパイプ破損事故において周辺住民の安全が確保されるとの見通しを得た。本報では、安全設計方針及び安全上の成立性に対する検討結果について報告する。
谷平 正典*; 國富 一彦; 稲垣 嘉之; 佐藤 隆*; 宮本 喜晟
JAERI-M 89-051, 60 Pages, 1989/05
急速減圧時における高温配管の特性並びに高温配管内部構造物の健全性を把握するために、高温工学試験研究炉(HTTR)で使用される高温配管とほぼ同一の寸法及び同一の内部構造物を有する高温配管を使用して、減圧試験を行った。試験パラメータは、常温の窒素ガス及びヘリウムガスによる減圧速度(0.14~3.08MPa/s)、スライドジョイント部開口面積(11.9~2036mm
)、高圧容器内初期圧力(1.0~4.0MPa)である。その結果、ライナー管及び仕切板に発生する最大差圧は、各々2.69MPa、0.45MPaであった。全試験終了後、試験体として使用した高温配管を切断・分解し、内部断熱構造物である仕切板・断熱材・ライナー管及び耐圧管を検査したところ、損傷及び異常は見られなかった。
飯島 進; 吉田 弘幸; 田中 良佶*; 仁熊 義則*; 小林 武司*
JAERI-M 82-184, 50 Pages, 1982/12
GCFR-VHTR共存エネルギーシステムに適合する1000MWeGCFRの概念設計の一環として、原子炉事故時の過渡特性解析を行い、GCFRの安全性評価を行った。1次冷却系破損による冷却材減圧事故および制御棒引抜きによる反応度印加事故をガス冷却高速炉用に開発した核熱結合動特性計算コードMR-Xを用いて解析した。解析の結果、原子炉停止系および緊急冷却系を作動させることが、炉心破損に発展することなく事故を終息させるために最も重要であることが明らかになった。
