Comparison between passive reactor cavity cooling systems based on atmospheric radiation and atmospheric natural circulation

高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 151, p.107867_1 - 107867_11, 2021/02

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2020.107867

受動的安全性を備えた新しい炉容器冷却システム(RCCS)を提案する。RCCSは連続した2つの閉じた領域から構成される。1つは原子炉圧力容器(RPV)を囲む領域、もう1つは大気と熱交換をする冷却領域である。新しいRCCSはRPVから発生した熱を輻射や自然対流によって除去する。最終的なヒートシンクは大気であるため、電気的または機械的に駆動する機器は不要である。RCCSの特徴を理解するために、受動的安全性および除熱量の制御方法について、大気放射を用いたRCCSと大気の自然循環を用いたRCCSを比較した。受動的安全性の大小関係は、熱伝導輻射自然対流の順である。よって、前者のRCCSは後者のRCCSより、受動的安全性が高いことがわかった。また、除熱量を制御する方法については、前者のRCCSは伝熱面積を変えるだけである一方、後者のRCCSは煙突効果を変える必要がある。つまり、ダクト内の空気抵抗を変える必要がある。よって、前者のRCCSは後者のRCCSより、簡単に除熱量を制御できることがわかった。

Comparative methodology between actual RCCS and downscaled heat-removal test facility

高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 133, p.830 - 836, 2019/11

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.07.025

輻射及び自然対流による受動的安全性を持つ革新的な原子炉圧力容器冷却設備(RCCS)を提案した。このRCCSは、連続した2つの閉空間(RPV周囲にある圧力容器室、大気と熱交換を行う冷却室)から構成される。また、RPVからの放出熱を、できるだけ輻射を用いて効率的に除去するため、今までに無い新しい形状を採用している。さらに、崩壊熱除去を行う際、作動流体及び最終ヒートシンクとして空気を用いることで、それらを失う可能性が大幅に低減される。そこで、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、実験を開始した。本研究では、実機のRCCSと等倍縮小した除熱試験装置を比較する方法を提案する。

Experimental study on heat removal performance of a new Reactor Cavity Cooling System (RCCS)

細見 成祐*; 明石 知泰*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 高松 邦吉

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11

受動的安全性を備えた新しい炉容器冷却システム(RCCS)を提案する。RCCSは連続した2つの閉じた領域から構成される。1つは原子炉圧力容器(RPV)を囲む領域、もう1つは大気と熱交換をする冷却領域である。新しいRCCSはRPVから発生した熱を輻射や自然対流によって除去する。最終的なヒートシンクは大気であるため、電気的または機械的に駆動する機器は不要である。RCCSの性能を理解するためにスケールモデルを使用して実験を開始した。ヒーター壁と冷却壁に異なる放射率を設定し、3つの実験を実施した。ヒーターから放出された総熱出力および壁面温度分布に関するデータが得られた。モンテカルロ法を使ってヒーターから放出された総熱出力に対する放射の寄与を評価した。ヒーター壁を黒く塗った場合、総熱出力に対する放射の寄与は約60%まで増加できた。つまり、実機においてRPVの壁面の放射率を高くすることは有効である。同時に、冷却領域の壁面の放射率も高くすれば、大気への放射を増加できるだけでなく、RCCS内の対流熱伝達も促進できることがわかった。

高温工学試験研究炉HTTRにおける溶融ワイヤを用いた制御棒温度計測技術の開発

濱本 真平; 澤畑 洋明; 鈴木 尚; 石井 俊晃; 柳田 佳徳

JAEA-Technology 2017-012, 20 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-012.pdf:7.9MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒が原子炉運転中に到達する最高温度を測定するため、制御棒先端に融点の異なる合金ワイヤを設置し、原子炉出力100%の状態から原子炉スクラムを経験した後、ワイヤを制御棒から取出し、ワイヤの溶融状態を確認する体系を構築することとした。本研究で溶融ワイヤを取出すための取出し装置を作製した。取出し装置は、想定どおりに機能し、マニュピレータを用いた遠隔での溶融ワイヤを安全、かつ確実に実施することができ、かつ溶融ワイヤの外観観察も明瞭に実施できたことから、制御棒温度計測技術の開発に成功した。ワイヤの外観を観察した結果、融点が505C以下の融解線が融解し、融点が651C以上の融解線が融解していないことが確認された。したがって、制御棒先端の最高到達温度は、505Cから651Cの範囲にあること、すなわち制御棒は、反応炉スクラム時であっても、制御棒被覆材のAlloy 800Hの使用温度基準(900C)の範囲内で使用できていることが分かった。

高温工学試験研究炉HTTRの後備停止系用健全性評価手法の確立

濱本 真平; 川本 大樹; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 篠崎 正幸

日本原子力学会和文論文誌, 15(2), p.66 - 69, 2016/06

https://doi.org/10.3327/taesj.J15.016

高温工学試験炉(HTTR)は、反応度制御系の一つとして、後備停止系(RSS)を有している。RSSは、BC/Cペレット、案内管、電動プラグ、ブレーキと減速を内包するモータで構成されている。制御棒を挿入することができない場合、モータが電動プラグを引き抜き、BC/Cペレットは重力によって炉心に落下される。HTTRの起動前点検中に、以下に記す事象の進展によってRSSが稼働しないことが分かった。(1)モータ減速機内のグリースから分離したオイルが、オイルシールの隙間から流下した。(2)オイルはモータ下部のブレーキに浸入した。(3)ブレーキディスクの摩耗粉と油が混合した。(4)最後に、モータの駆動により粘着性の混合物が生成され、モータの回転を阻止した。このモータ固着の兆候を検出するため、新たな評価方法を提案した。またHTTRのすべてのRSS駆動機構の分解点検した結果を総合し、提案した評価方法が、RSS駆動機構の健全性を評価するのに有効であることを明らかにした。

HTGR燃料ブロック冷却流路の流動特性の研究

辻 延昌*; 大橋 一孝*; 田澤 勇次郎*; 橘 幸男; 大橋 弘史; 高松 邦吉

FAPIG, (190), p.20 - 24, 2015/07

強制冷却喪失事故時、高温ガス炉の崩壊熱は輻射、熱伝導および自然対流で除去される。そのため、受動的な除熱量を評価し高温ガス炉の固有の安全性を確認することは重要である。本論文では、汎用熱流動解析コードを用いて、通常運転時の強制対流および強制冷却喪失事故時の自然対流を解析した。その際、燃料温度は自然対流に大きく影響されるため、炉心領域の自然対流を精度良く評価することが重要である。また、マルチホール型燃料とピンインブロック型燃料の熱流動特性についても比較を行った。

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。

Experiments and validation analyses of HTTR on loss of forced cooling under 30% reactor power

高松 邦吉; 栃尾 大輔; 中川 繁昭; 高田 昌二; Yan, X.; 沢 和弘; 坂場 成昭; 國富 一彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1427 - 1443, 2014/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2014.967324

固有の安全性を持つ高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)において、強制冷却喪失事象を模擬した安全性実証試験を実施した。本論文では、冷却材流量が定格の45t/hから0t/hまで低下し、制御棒が炉心に挿入されず、原子炉出力制御系が作動しない条件における、原子炉出力9MWからの強制冷却喪失(LOFC)時の解析結果を示す。解析より緊急炉心停止系が作動しなくても、炉心の負の反応度フィードバック特性により、原子炉出力がすぐに崩壊熱レベルまで低下し、炉心構造材の高い熱容量により炉内の温度分布がゆっくり変化することを明らかにした。以上により高温ガス炉固有の安全性を示すことができた。

高温ガス炉における制御棒引抜き試験解析の高度化

高松 邦吉; 中川 繁昭

日本原子力学会和文論文誌, 5(1), p.45 - 56, 2006/03

http://doi.org/10.3327/taesj2002.5.45

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)は原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850C/高温試験運転950C)の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉である。高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するため、HTTRでは反応度投入事象として制御棒引抜き試験を実施している。従来の解析モデルを用いた1点炉近似による動特性解析では、制御棒引抜き事象を十分再現できないことが明らかになっている。本研究において、新たに領域別温度係数を用いて解析を行った結果、試験時の実測値を正確に再現することができ、高温ガス炉の動特性解析手法を高度化することができた。

Basic concept on structural design criteria for zirconia ceramics applying to nuclear components

柴田 大受; 角田 淳弥; 馬場 信一; 山地 雅俊*; 石原 正博; 伊与久 達夫; 辻 延昌*

Key Engineering Materials, 297-300, p.728 - 733, 2005/11

熱・機械的特性に優れるセラミックス材料は、高温ガス炉の炉内構造物への適用が期待されている。結晶粒径を微細化した3モル%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体(3Y-TZP)セラミックスは、高温での超塑性現象を利用した圧延加工が可能であり有望な材料であるが、強度に関するデータは炉内構造物へ適用するために必要な設計基準を作るうえでは十分でない。本研究では、3Y-TZPセラミックスについて、室温で引張り,曲げ,圧縮試験を実施し、得られた強度データに基づき設計基準の概念検討を行った。その結果、平均の引張り強度は曲げ強度よりかなり小さく、応力条件下での正方晶から単斜晶への相変体機構を考慮することが重要であることを示した。また、得られた強度データをWeibull理論により確率論的に検討し、ジルコニア製構造物に対する設計基準の概念を提案した。