HTTRの安全性実証試験結果によるTAC-NCコードの検証

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

https://doi.org/10.3327/taesj2002.3.369

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20C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。

高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験計画及び試験時の安全評価

國富 一彦; 丸山 創; 新藤 雅美; 数土 幸夫

JAERI-M 90-070, 46 Pages, 1990/04

JAERI-M-90-070.pdf:1.29MB

高温ガス炉の固有の安全性を実証するために、高温工学試験研究炉(HTTR:High Temperature Engineering test Reactor)を用いた安全性実証試験を行う。安全性実証試験は、1次冷却材流量の低下を模擬した試験及び制御棒の引き抜き試験からなり、試験に対する挙動解析と実測データとの比較検討により、十分信頼性のある安全設計・評価技術を確立する。本報は、HTTRの安全性実証試験の試験内容、試験条件等について示すとともに、試験時の安全評価の考え方及び評価結果について示す。

今後の新型炉サイクル開発への提言(私たちの経験を踏まえて),3; 高温ガス炉開発への提言

伊与久 達夫

no journal, , 

1979年に旧日本原子研究所に入所以来、一貫して高温ガス炉開発に従事し、HTTRの設計から供用運転まで経験した。この経験を踏まえて、日本原子力学会秋の大会にて今後の高温ガス炉は開発に向けて以下の7つを提言する。【提言1】今後の高温ガス炉開発において、HTTRを中核施設と位置付け、それを積極的に活用。【提言2】プロジェクトに従事する技術者・研究者が、自発的にマイプラント意識を持てるよう指導。【提言3】研究者の研究意欲を損なわないようにして、施設の保守・運転・試験を経験させる。【提言4】規格・基準類等は学会や国際機関を有効に活用し、過度な保守性を排除(安全性と経済性の両立)、及び最新の知見・実績を短期間でスムーズに反映できるように。【提言5】施設の立上げに際しては、労務管理を確実に行い、施設の特殊性を考慮した運転・試験計画を立案し、一歩一歩慎重に進める。【提言6】施設の維持管理担当者には、規制組織や推進組織での業務を経験させ、幅広い視野をもたせる。【提言7】"国際協力の下で推進"するためにも、HTTRの運転・試験を海外の方が経験できる工夫を。