Methodology development for explosion hazard evaluation in hydrogen production system using high temperature gas-cooled reactor

守田 圭介; 青木 健; 清水 厚志; 佐藤 博之

Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 6 Pages, 2024/11

https://doi.org/10.1115/ICONE31-135407

High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to use nuclear heat to wide range of industrial applications such as hydrogen production, which is capable of high temperature heat supply with inherent safe characteristics. JAEA started a High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) heat application test project to develop coupling technologies between HTGR and a hydrogen production plant necessary to achieve large-scale, carbon-free hydrogen production. One of the key technologies is a safety evaluation method which can simulate an impact of explosion hazards induced in the hydrogen production plant on reactor facility because HTGR hydrogen production system contains large amount of combustible gases such as hydrogen. A computational fluid dynamics code FLACS has been sufficiently validated for dispersion and explosion of combustible gases such as hydrogen and methane worldwide, however, only few attempts have been made for validation of analysis in closed area with small space. A leak of combustible gases to the piping in HTGR hydrogen production system may occur in case of abnormal condition in hydrogen production plant and therefore an explosion in the piping must be considered. This paper describes the validation of FLACS by analyzing explosion experiments in straight piping and complex piping aiming to establish a safety evaluation method for analyzing explosions of combustible gases in piping.

Computational study on the spherical laminar flame speed of hydrogen-air mixtures

Trianti, N.; 茂木 孝介; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/ICONE2020-16841

The computational fluid dynamics (CFD) have been developed to analyze the correlation equation for laminar flame speed of hydrogen-air mixtures. This analysis was carried out on the combustion of hydrogen-air mixtures performed at the spherical bomb experiment facility consists of a spherical vessel equipped (563 mm internal diameter). The facility has been designed and built at CNRS-ICARE laboratory. The simulation was carried out using the reactingFoam solver, one of a transient chemical reaction solver in OpenFOAM 5.0. The LaunderSharmaKE model was applied for turbulent flow. The interaction of the chemical reaction with the turbulent flow was taken into account using PaSR (Partial Stirred Reactor) model with 19 elementary reactions for the hydrogen combustion. The initial condition of spherical flame analysis was set so as to be consistent with those of the experiment. The position of the flame front was detected by the steep drop of hydrogen mass fraction in the spherical radii, and the flame propagation velocity was estimated from the time-position relationship. The analysis result showed the characteristic of spherical flame acceleration was qualitatively reproduced even though it has a discrepancy with the experiment. After validating the calculation of spherical experiments, a laminar burning velocity correlation is presented using the same boundary conditions with the variation of hydrogen concentration, temperature, and pressure. The calculation of laminar flame speed of hydrogen-air mixtures by reactingFoam use reference temperature T = 293 K and reference pressure P = 1 atm with validated in the range of hydrogen concentration 6-20%; range of temperature 293-493 K; and range of pressure 1-3 atm.

Embrittlement and fracture behavior of pre-hydrided cladding under LOCA conditions

永瀬 文久; 更田 豊志

Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.668 - 677, 2005/10

原研では高燃焼度燃料のLOCA時挙動を調べる体系的な研究計画を進めている。同計画の一環として再冠水時に燃料棒が急冷される際の破断限界を明らかにするため、燃焼度3944GWd/tの照射済PWR燃料から採取したジルカロイ-4被覆管を対象に急冷時耐破断特性試験を実施した。破断限界は被覆管が吸収している初期水素量の増加によって低下するものの、照射済燃料被覆管と水素を吸収させた未照射被覆管との間で明らかな違いは見られなかった。また、あらかじめ酸化・水素吸収させ、急冷を経た被覆管に対するリング引張及び圧縮試験を通じて急冷による延性の低下について調べ、欧米で規制に用いられている延性ゼロ基準は、急冷時破断特性試験に比べてより保守的な結果を与えることなどを示した。

Achievement of reactor-outlet coolant temperature of 950C in HTTR

藤川 正剛; 林 秀行; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中川 繁昭; 坂場 成昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1245 - 1254, 2004/12

https://doi.org/10.3327/jnst.41.1245

日本初の高温ガス炉HTTRは、2004年4月19日に最大熱出力30MWで、原子炉出口冷却材(ヘリウムガス)温度950Cを達成した。出力上昇試験の最終段階として実施された高温試験運転では、原子炉の特性及び性能が確認され、また安全,安定運転のための種々の運転データが蓄積された。原子炉出口冷却材温度950Cの達成により、高温ガスタービンによる高効率発電が可能になるとともに、水を原料とした水素製造に十分な温度を達成したこととなり、原子力の非電力分野での利用の可能性が広がったことになる。今回の成功により、高温ガス炉を用いた水からの水素製造の実現に向けて大きく前進した。本報は、HTTRの高温試験運転の試験結果について述べたものである。

高温ガス炉

橘 幸男

原子力年鑑2004年版, p.79 - 87, 2003/11

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14年4月から15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,出力上昇試験,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。

高温ガス炉

塩沢 周策

日本機械学会動力エネルギーシステム部門ニュースレター, (24), p.2 - 3, 2002/05

http://www.jsme.or.jp/pes/Newsletter/24.html

高温ガス炉は、高温の熱利用・高い熱効率が達成できること,固有の安全性に優れていること,ニーズに応じた炉型が可能である等の他炉にはない特徴を有しているため、エネルギー供給の多様化,エネルギー利用分野の拡大に貢献する革新型炉として期待されている。このため、南アPBMR計画,米国/露国GTMHR計画に代表される実用化計画並びに米国GEN-IV計画等に代表される革新的次世代炉開発研究等が進められている。そのような状況下で、我が国においては、原研HTTR計画を中心に高温ガス炉の開発研究が進められており、HTTRは、全出力30MWを達成し、使用前検査合格書を取得した。本稿は、高温ガス炉の専門家でない、一般の科学技術研究者を対象に高温ガス炉に対する理解を深めることを目的とし、高温ガス炉の特徴,開発の歴史と現状及びHTTR計画の概要について紹介するものである。HTTR計画の概要については、今後のHTTR特性試験,安全性実証試験,照射試験,世界で最初の水素製造の実証試験等についても紹介している。

高温ガス炉の伝熱・流動分野における研究開発の歩み

佐野川 好母*; 宮本 喜晟; 秋野 詔夫; 椎名 保顕; 菱田 誠*; 小川 益郎; 文沢 元雄; 稲垣 嘉之; 武田 哲明; 高田 昌二; et al.

JAERI-Review 98-024, 403 Pages, 1999/01

JAERI-Review-98-024.pdf:17.17MB

原研は昭和44年5月に、1000Cの高温核熱を炉外に取り出して種々の目的に利用する多目的高温ガス実験炉(VHTR)の計画を立てた。それ以来この炉の設計・製作に不可欠なデータの取得と、高温のヘリウムガス循環技術の確立を目指して、約30年間にわたって研究開発を行ってきたが、この報告書は、そのなかでも伝熱・流動分野の主な成果の要点を、実際にその研究開発に従事した研究者自身が執筆したものをまとめたものであり、そのなかには、従来の学問上の定説を書き換えた研究もいくつかある。しかしながら、この長い年月の間には、実際に研究開発に従事した者の多くは原研を去り、また資料が散逸してしまったものもあって、すべてを収録することはできなかったが、貴重な知見として現在の高温工学試験研究炉(HTTR)の設計や技術に直接生かされているものばかりである。また、今後の高温ガス炉(HTGR)の研究開発ばかりではなく、高温を取り扱うすべての機器の技術開発にも役立つ貴重な資料である。

Hydrogen generation during cladding/coolant interactions under reactivity initiated accident conditions

更田 豊志; 石島 清見; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(1), p.43 - 51, 1996/01

https://doi.org/10.3327/jnst.33.43

反応度事故条件下では、被覆管温度の上昇に伴う被覆管と水蒸気の反応によって、水素が発生する。発生した水素気泡は冷却材流動上の問題などを引き起こす可能性がある一方、事故発生直後のランアウト出力抑制に強い効果を持つことが予測される。そこで反応度事故時の水素発生挙動を調べるために、PWR型燃料棒を用いてNSRRでパルス照射を行い、中性子・ガンマ線照射条件下でも使用可能な振動板式密度計を開発することによって水素発生量の過渡変化を測定するとともに、照射後の被覆管の酸化状態を調べ、総水素発生量を評価した。短時間での大量の水素発生が予測され、冷却材流動やランアウト出力抑制に大きな影響があることが明らかとなった。また総水素発生量は被覆管の欠陥状態に強く依存することがわかった。更に、PRECIP-IIコードを用いて予備的な解析を行い、比較的緩やかな条件には同コードが適用可能であることを示した。

高温ガス炉とその利用

宮本 喜晟

熱エネルギー消費と地球環境保護の方法論, p.173 - 187, 1990/05

高温の熱を取り出すことのできる高温ガス炉の特徴を示すとともに、高温ガス炉の熱を利用して水素を製造するプロセスとして代表的な水蒸気改質法、熱化学法、高温水蒸気電解法の原理、システム等について述べる。

Post-facta analysis of the TMI accident, I; Analysis of thermal hydraulic behavior by use of the RELAP4/MOD6/U4/J2

田辺 文也; 吉田 一雄; 松本 潔; 下桶 敬則

Nucl.Eng.Des., 69(1), p.3 - 36, 1982/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(82)90277-1

TMI事故の熱水力学的解析を事故発生より三時間にわたる期間についてRELAP4/MOD6/U4/J2を用いて行なった。操作員の動作、蒸気発生器2次側条件の時間的変化など一部の解析条件はプラント・レコードによっている。解析では、加圧器ヒータの効果、金属-水反応による水素の発生と存在などを模擬している。解析結果はプラント・レコード又はそれらから推定されたものとよく一致している。加圧器ヒータは加圧器内冷却水のエンタルピを高めるため逃し弁からの流出流量を小さくしその結果、炉心水位はヒータを無視した場合よりも高くなることや8000秒以降の圧力上昇は水素の存在による分圧と水蒸気凝縮熱伝達係数の減少が主たる原因であることが本解析により明らかになった。また燃料棒の蒸気中への露出は事故後6490秒より始まり炉心下部より3.4ft~4.5ft以上の部分の露出が約40分続いたと推定される。