Numerical evaluation on fluctuation absorption characteristics based on nuclear heat supply fluctuation test using HTTR

高田 昌二; 本多 由貴*; 稲葉 良知; 関田 健司; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 石井 俊晃; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

HTGRに接続する核熱利用システムの設計では、化学プラント会社の容易な参入を可能にするため、非原子炉級で設計されるが、熱利用システムで異常が発生した場合でも原子炉の運転を継続できることとしている。需要地近接立地で負荷追従運転を実現するため、原子炉入口および出口冷却材温度を一定に保ちながら一次系ガス圧力を変化させるインベントリ制御は原子炉出力を制御する方法の候補の1つとされている。HTTRを用いた非核加熱運転による熱負荷変動吸収試験結果をもとに、異なる一次系ガス圧力で原子炉入口温度をステップ状に変動させた。数値解析の結果、圧力の低下により変動吸収特性が劣化しないことが明らかになった。また、原子炉出力の80%でも、原子炉出口温度がスクラムレベルに達しないことも明らかにした。

Heat transport analysis in a district heating system applying waste heat from GTHTR300, a commercial design of high-temperature gas-cooled reactor

笠原 清司; 村田 哲也*; 上地 優; 寺田 敦彦; Yan, X.; 稲垣 嘉之; 森 治嗣*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(3), p.15-00616_1 - 15-00616_16, 2016/06

http://doi.org/10.1299/mej.15-00616

熱電併給高温ガス炉GTHTR300の廃熱を利用した地域暖房・路面融雪システムの解析を行った。熱利用地域には豪雪地帯である札幌と石狩を想定した。GTHTR300と熱利用地域間で熱水を循環させる給熱配管、給熱配管から地域内の熱供給配管へ熱を伝える熱交換器、地域内の熱供給配管のモデル化による熱輸送解析を行った。給熱配管としては、二重管の方が単管と比べて熱ロスや埋設のための掘削面積が小さい点で有利であったものの、配管コストの不利を補うほどではなかった。年間で最大となる1月の熱需要をまかなうためには520-529MWの熱が必要となり、この時GTHTR300は3基、給熱配管は6ループ、熱交換器(長さ約90m)と地域熱供給配管は3,450基必要となった。地域熱供給配管における熱ロスが全ロスの80%-90%を占め、断熱材が全建設コストの90%以上に上ったため、経済的な熱供給を行うためには断熱層厚さや断熱性能の最適化が必要である。

HTTR Workshop, Workshop on Hydrogen Production Technology; July 5-6, 2004, JAERI, Oarai, Japan

高温工学試験研究炉開発部; 核熱利用研究部

JAERI-Review 2004-026, 206 Pages, 2004/12

JAERI-Review-2004-026.pdf:14.16MB

本報告は、2004年7月5-6日に大洗研において行われた水素製造技術に関するHTTRワークショップのまとめである。本ワークショップでは海外から5か国を含む国内外合わせて110名を超える参加者を得て行われた。ワークショップは5つのセッションに分けられ、報告と討論がなされた。「各国の原子力水素製造研究開発計画」のセッションでは、各国及びEUから現状と計画が報告された。「原子力水素製造に関する討論」のセッションでは、原子力水素製造が将来の水素社会において果たす役割について活発な議論が行われ、核熱による水素製造将来的には重要な水素供給源となりうることが確認された。「核熱エネルギーの利用」,「水素製造技術」,「熱化学法による水素製造」のセッションでは、熱化学法や高温水蒸気電解等による水素製造技術の報告が行われ、特に熱化学法の研究開発に関して活発な議論がなされた。その中で、原研が進めてきたIS法の研究開発が世界的に注目されており、仏国や韓国において新たな研究開発が展開されていることが示された。最後に来年秋に第2回目のワークショップを行うことが報告されて終了した。

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。

溶融塩と金属材料の共存性試験,1

椎名 保顕; 栗木 良郎*

JAERI-Tech 2002-065, 58 Pages, 2002/08

JAERI-Tech-2002-065.pdf:17.5MB

溶融塩を用いた潜熱蓄熱技術を用いると、高温から中温までの熱負荷変動を相変化潜熱で吸収させることができる。これを利用すると核熱を高温から低温までカスケード的に利用することが可能となる。この場合、溶融塩は伝熱管や容器等と触れることになるため、溶融塩と金属材料との共存性が問題となる。本研究では、溶融塩として約490から800の間に融点を持つCaCl+NaCl,LiCl,LiCO,NaClの4種類、また、金属構造材料として一般に用いられている炭素鋼(SCMV4),SUS316,インコネル625,インコロイ825を選択し、真空電気炉において窒素ガス雰囲気で100時間の耐食試験を実施して共存性を調べ、材料選択の基礎資料とした。実験の結果、SUS316,インコネル,インコロイ等の高温用材料はCaCl+NaCl、及びLiClに対しては比較的良好な耐食性を示したが、NaCl及びLiCOに対してはどの材料もかなり腐蝕されることが示された。

Use of fusion energy as a heat for various applications

小西 哲之

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.1103 - 1107, 2001/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00559-2

核融合炉の電力以外の多目的利用について検討した。核分裂炉と異なり、ブランケットがプラズマと独立に設計できることから、ブランケット構造材にODSフェライト鋼を使用することで超臨界水や過熱水蒸気などの一般の工業熱源に多く使われる400~500度のプロセススチームが発生でき、各種化学工業への利用が考えられる。ことに温室効果ガスの低減が地球環境問題から重視されており、将来のエネルギー需給においては分散電源や水素など合成燃料の比率が高まると想定されているため、核融合炉はこのような社会では水素製造により、燃料電池などの分散電源や輸送用燃料の供給に寄与することが重要と考えられる。核融合は、多目的熱利用により送配電網の完備していない社会へも導入が可能であり、核拡散抵抗性を生かして発展途上国での利用可能性がある。

Activities of design studies on innovative small and medium LWRs in JAERI

岩村 公道; 落合 政昭

Proceedings of 1st Asian Specialist Meeting of Future Small-Sized LWR Development, p.7_1 - 7_9, 2001/00

原研では、持続可能性,エネルギー利用の多様化等の革新的原子炉の目的を達成するため、2種類の中小型軽水炉の研究開発を実施中である。一つは、受動安全性を具備した低減速スペクトル炉で、炉心は中性子の減速を抑えるためMOX燃料稠密炉心から構成され、電気出力は330MW,運転サイクル26ヶ月,転換比1.01,負のボイド反応度係数,60GWd/tの燃焼度を達成した。もうひとつは地域熱供給や海水脱塩等を目指した分散型小型炉で、改良舶用炉MRXをバージに搭載して熱と電気の供給を行う設計と、需要地の地下に立地して熱供給を行う小型炉の設計を実施した。

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 HTTR hydrogen production systems in JAERI

塩沢 周策; 小川 益郎; 稲垣 嘉之; 片西 昌司; 武田 哲明; 西原 哲夫; 清水 三郎; 大橋 弘史; 宮本 喜晟

Proceedings of 12th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2000) (CD-ROM), 10 Pages, 2000/01

特会委託研究として進めているHTTR水素製造システムの設計、炉外技術開発試験、要素技術開発試験(水素透過試験,触媒管健全性試験等)、熱化学法ISプロセス閉サイクル試験等の研究開発課題の選択、進め方、現状、今後の計画について報告する。水素の潜在的需要について概観し、核熱による水素製造が重要であることを示す。また、研究開発の効率的推進を図るため、水素製造コストの概算値から、水蒸気改質ではエネルギー費、資本費、原料費がほぼ同じ割合を占め、それぞれ対応する研究課題である高効率化、熱利用施設の非原子力級化、高転化率化に関する研究をほぼ均等に進めること、一方ISプロセスではエネルギー費が水素製造コストの70~80%を占めることから、閉サイクル試験及び高効率化に関する研究課題が材料研究課題に比べ水素製造コストに大きく影響することを示した。

高温ガス炉

藤川 正剛; 萩原 正紀

原子力年鑑1999/2000年版, p.173 - 177, 1999/00

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10年4月から11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、初臨界、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。