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論文

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。

論文

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

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$$pm$$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$$^{3}$$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$$pm$$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。

報告書

核熱利用システムの構築に関する研究

稲葉 良知; 小川 益郎; 菱田 誠

JAERI-Tech 96-017, 53 Pages, 1996/05

JAERI-Tech-96-017.pdf:1.81MB

核熱利用システムを「原子力の熱エネルギーを利用するために、色々な構成要素(プロセス)-発電プロセス、熱交換プロセス、メタン製造プロセス、水素製造プロセス、淡水化プロセス、エネルギー貯蔵プロセスなど-を有機的に組み上げた一つの組織・集合体」と定義する。このような核熱利用システムにおいて、「個々のプロセスの修正・改新、新たなプロセスの創出、プロセスの組み合わせ方」などを考える。また「構築したシステムの提案理由を明確にすること」を本研究課題とする。本報告では、核熱利用システムの構築に関する研究について、過去の研究例と、本研究の動機、手段・方法、内容の概略、計画などを述べる。また、核熱利用システムに関連して、エネルギー貯蔵、エネルギー輸送、エネルギー変換技術の現状についても概観すると共に、環境保全に対する価値判断において、エクセルギー及び環境の内部化経済の観点から探る。

口頭

HTTR接続熱利用システムのヘリウム配管設計

堀井 翔一; 野本 恭信; 佐藤 博之; Yan, X.

no journal, , 

原子力機構は、優れた安全性を有し高温熱供給が可能な高温ガス炉の多様な産業利用に向けて、HTTRに水素製造施設及びヘリウムガスタービンを接続したプラント(HTTR接続熱利用システム)による水素・電力コジェネレーション実証試験を計画している。本発表では、安定した発電及び水素製造のため要求されるヘリウム温度低下量を満足するヘリウム配管の検討結果を報告する。

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