High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

https://doi.org/10.1016/C2018-0-05383-9

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

Applicability study of nuclear graphite material IG-430 to VHTR

大崎 弘貴; 島崎 洋祐; 角田 淳弥; 柴田 大受; 小西 隆志; 石原 正博

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

超高温ガス炉(VHTR)黒鉛構造物の設計では、高強度で、かつ耐酸化性の高い黒鉛材の使用が望まれる。IG-430(黒鉛材)は、VHTR黒鉛構造物の有望な候補材のひとつであるが、高温ガス炉の設計のための十分なデータベースが存在しない。そこで、本研究では、IG-430の設計データとして最も重要な強度の一つである圧縮強度を測定結果を統計的に評価した。また、IG-430黒鉛構造物の信頼性をHTTRの黒鉛設計基準で用いられている安全率をもとに評価し、VHTR黒鉛構造物としての適用性を検討した。その結果、IG-430は、高温ガス炉で使われている従来の黒鉛材の一つであるIG-110よりも高強度(約11%)で、かつ、低い標準偏差(約27%)を持つことが示された。これは、IG-430中のき裂の伝播が、IG-110中と比較して容易でないためと推定される。また、評価したIG-430の破壊確率が低いことから、IG-430を用いることで黒鉛構造物の信頼性の向上が達成できることが分かった。以上より、IG-430がVHTRの黒鉛構造物に適用できる見通しを得た。

Structural design of high temperature metallic components

橘 幸男; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.261 - 272, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.08.013

高温工学試験研究炉(HTTR)の最高950Cの冷却材に接する第1種機器は、900Cを超える高温となるため、これらの機器については、新たに開発した耐熱合金ハステロイXRが使用されている。また、多くの第1種機器が、従来の構造設計基準の温度範囲を超える条件で使用されるため、新たに、高温ガス炉第1種機器の高温構造設計指針を策定した。本論文は、ハステロイXR製,2 1/4Cr-1Mo鋼製,ステンレス鋼製,1Cr-0.5Mo-V鋼製のHTTRの高温機器の構造設計についてまとめたものである。

JRR-3シリサイド燃料炉心における炉心構造物の設計差圧及び設計流速

神永 雅紀; 村山 洋二; 和田 茂; 木名瀬 政美

JAERI-Tech 97-043, 63 Pages, 1997/09

JAERI-Tech-97-043.pdf:1.64MB

JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。JRR-3シリサイド燃料炉心では、シリサイド燃料化に伴って標準型燃料要素及びフォロワ型燃料要素の燃料板枚数、燃料板厚さ、冷却材流路ギャップを変更する。このため、これまでのアルミナイド燃料炉心と比べ炉心流量配分特性が異なり、燃料要素以外の炉心構造物の設計計算に用いている設計流速を見直す必要がある。本報告書は、JRR-3シリサイド炉心の炉心流量配分特性、炉心流量配分特性の変更に伴い新たに設定した炉心構造物の設計差圧及び設計流速について述べたものである。付録には、それらの結果に基づき実施した炉心構造物の耐熱計算結果を示した。

高温工学試験研究炉・炉心黒鉛構造設計方針における設計用データの解説

石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策

JAERI-M 91-153, 51 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-153.pdf:1.0MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体、制御棒案内ブロック等の炉心黒鉛構造物用として使用する黒鉛材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)であり、現在までこの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを、照射特性も含め精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。

高温工学試験研究炉・炉心支持黒鉛構造設計方針の解説

伊与久 達夫; 石原 正博; 豊田 純二*; 塩沢 周策

JAERI-M 91-070, 32 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-070.pdf:0.94MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物の健全性評価は、「高温工学試験研究炉・炉心支持黒鉛構造設計方針」に基づいて行うこととしている。本方針を、HTTRの炉心支持黒鉛構造物の健全性評価に適用するに際しては、その内容を明確にしておく必要がある。そのため、本報告はHTTRの炉心支持黒鉛構造物の設計を念頭にして、「炉心支持黒鉛構造設計方針」における応力制限の考え方、疲労制限の考え方、その他特別な荷重制限の考え方、酸化評価に対する考え方等について、具体的に解説したものである。

Entry-length effect on the thermal-hydraulic design of plasma-facing components of fusion reactors, Part I; Non-MHD flow

功刀 資彰; M.Z.Hasan*

Fusion Technology, 19, p.1024 - 1029, 1991/05

核融合炉のプラズマ対向機器としては、第1壁、リミッタ及びダイバータがある。従って、これらの機器の冷却材流路はプラズマ対向面で熱放射による加熱を受ける。冷却材流路が円形の場合、この熱流束は周方向に不均一な分布となり、境膜温度差や流体内温度分布に大きな影響を与える。本報では、不均一加熱下での熱伝達率(Nu)分布と助走区間の影響について述べる。MHD効果について検討するため、電気伝導性は有するが磁場を考慮しない液体金属流れの場合についても述べる。MHD効果については第2報で述べる。流れは完全に発達した層流を仮定した。表面での不均一加熱のため、最大加熱点での熱伝達率は40%まで減少した。また、不均一加熱により助走区間が2倍以上増加した。

多目的高温ガス実験炉第1次高温構造設計指針

野村 末雄; 宇賀 丈雄; 宮本 喜晟; 武藤 康; 幾島 毅; 古平 恒夫; 鈴木 道明*

JAERI-M 6396, 117 Pages, 1976/02

JAERI-M-6396.pdf:3.26MB

多目的高温ガス実験炉はヘリウム冷却ガス出口温度1000C、40kg/cmで設計されている。このような高温構造物の構造物の設計指標となる基準が必要となり、本報はその第1次構造設計指針である。この指針は高温ガス炉の安全基準(ANSI-N213)、ASME Boiler and Pressure Vessel Code、SectionIII、Code case 1592、日本における原子力施設の耐震基準などを参考にして作成した。内容は指針の前提条件、構造設計と関連する設計仕様・安全設計、耐震設計手法、考慮すべき破壊様式、各種構造機器の応力評価基準、使用材料の許容応力値などである。