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論文

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

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。

論文

Feasibility study on burnable poison credit concept to HTGR fuel fabrication from core specification perspective

深谷 裕司; 植田 祥平; 後藤 実; 大橋 弘史

Annals of Nuclear Energy, 151( ), p.107937_1 - 107937_9, 2021/02

高温ガス炉燃料製造に関するBPクレジット概念の成立性に関して研究を実施した。可燃性毒物(BP)を燃料製造の前段において燃料物質に混合することにより、商用高温ガス炉の濃縮度14wt%のような高い濃縮度の燃料製造においても、全工程で臨界安全が担保される。しかしながら、その毒作用は高温ガス炉炉内においての臨界性も妨げ、炉心の運転サイクル長や達成燃焼度を低下させる恐れがある。そのため、その効果は全炉心燃焼解析によって評価されるべきである。BPとしては、ホウ素,ガドリニウム,エルビウム,ハフニウムについて検討した。その結果、ホウ素とガドリニウムに関し、この概念に適していること、濃縮度14wt%の燃料も濃縮度9.9wt%の高温工学試験研究炉(HTTR)燃料製造プラントで製造が可能であることが分かった。ホウ素とガドリニウムを用いた際、商用高温ガス炉燃料は濃縮度の上限が5wt%である軽水炉燃料製造プラントと同程度の臨界安全対策で製造可能であることも分かった。特に、ガドリニウムはそのスペクトル依存性により、顕著な適用性を示しており、更なる強力な安全対策も成立する。

報告書

高温工学試験研究炉における航空機落下確率に関する評価

小野 正人; 塙 善雄; 園部 博; 西村 嵐; 菅谷 直人; 飯垣 和彦

JAEA-Technology 2020-010, 14 Pages, 2020/09

JAEA-Technology-2020-010.pdf:1.74MB

平成25年12月18日に施行された「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」の適合性確認のために、高温工学試験研究炉における航空機落下確率を評価した。評価は、「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」を参考にして、原子炉建家, 使用済燃料貯蔵建家及び冷却塔を標的として実施した。その結果、落下確率は5.98$$times$$10$$^{-8}$$(回/年)であり、基準である10$$^{-7}$$(回/炉・年)を下回り、防護設計が不要であることを確認した。さらに、落下確率の大きい事故については、事故件数の増加を仮定して評価を行い、評価基準に対する裕度を確認した。

報告書

2019年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討,2

石塚 悦男; 中島 弘貴*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 松浦 秀明*; et al.

JAEA-Technology 2020-008, 16 Pages, 2020/08

JAEA-Technology-2020-008.pdf:2.98MB

2019年度の夏期休暇実習において、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施し、MVP-BURNを用いて熱出力5MWで30年の連続運転が可能となる燃料の$$^{235}$$U濃縮度と可燃性毒物に関して検討した。この結果、$$^{235}$$U濃縮度が12%、可燃性毒物の半径及び天然ホウ素濃度が1.5cm及び2wt%の燃料が必要になることが明らかとなった。今後は、炉心の小型化について検討する予定である。

報告書

令和元年度研究開発・評価報告書; 評価課題「高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発」(中間評価)

高速炉・新型炉研究開発部門

JAEA-Evaluation 2020-001, 128 Pages, 2020/08

JAEA-Evaluation-2020-001.pdf:7.44MB

日本原子力研究開発機構は、外部有識者からなる高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会に、2017年4月から2020年3月までの高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発に係る第3期中長期計画の中間評価を諮問し、評価を受けた。その結果、3名の委員がS評価及び7名の委員がA評価と評価し、総合評価としてA評価を受けた。また、HTTR-熱利用試験施設の建設段階へ進むに当たっての判断は、HTTRが運転再開を果たし、熱負荷変動試験等の結果を評価してからの判断が適切であり、判断時期を2年程度延期することが妥当であるとされた。本報告書は高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会の構成, 審議経過, 評価項目について記載し、同委員により提出された「高温ガス炉及び水素製造研究開発課題評価報告書」を添付したものである。

論文

Guidance for developing fuel design limit of high temperature gas-cooled reactor

佐藤 博之; 青木 健; 大橋 弘史

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08

本報告では、HTTR建設を通じて得られた知見に基づき作成した、実用高温ガス炉の燃料設計限度の考え方を提示する。燃料設計限度は、評価指標とこれに対応する判断基準で構成される。はじめに、日本原子力学会研究専門委員会で作成された、実用高温ガス炉の安全要件とこれを満足する設計要求事項に適合する評価指標を選定した。次に、規制要求事項に加えて、放射性物質の閉じ込めに係る物理障壁の性能や放射性物質の閉じ込めを保証する計測制御系の性能を考慮した判断基準策定の手順を決定した。検討の結果、安全上の要求事項を網羅しつつ、合理的な燃料破損率を考慮可能な燃料設計限度の考え方が提示された。

論文

Methodology development for transient flow distribution analysis in high temperature gas-cooled reactor

青木 健; 佐藤 博之; 大橋 弘史

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

ブロック型高温ガス炉の熱流動設計の一部であり、黒鉛ブロック間の漏れ流れを考慮する炉内流量配分評価は、保守的な条件における定常状態に対して実施されていた。一方で、現実的な条件における過渡評価によりブロック型高温ガス炉の設計改善が期待される。本研究では高温工学試験研究炉(HTTR)の知見を活用し、運転時の異常な過渡変化や事故時のブロック型高温ガス炉の過渡流量配分評価のための手法開発とその適用性を確認することが目的である。炉内の漏れ流れと空気侵入事故時の初期空気侵入挙動で支配的な分子拡散を考慮可能な計算モデルと解析コードを開発し検証したことで、改良した熱流動システム解析コードがブロック型高温ガス炉の過渡流量配分評価に適用できる見通しを得た。

論文

Development of a flow network calculation code (FNCC) for high temperature gas-cooled reactors (HTGRs)

青木 健; 井坂 和義; 佐藤 博之; 大橋 弘史

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

高温ガス炉の設計において実施される流量配分評価では熱や照射による黒鉛構造物の変形と漏れ流れを形成する黒鉛構造物間の隙間の相互作用を考慮する必要がある。本研究では、高温工学試験研究炉の知見を活かし、他の高温ガス炉設計用解析コードとの親和性が高く、手動操作なしで収束計算の中で黒鉛構造物の変形を考慮するユーザーフレンドリーな流路網計算コードを開発するとともに、その解析結果が実験結果とよく一致することを確認した。その結果、ブロック型高温ガス炉における漏れ流れ流路を含めた流路網モデルにおける流量及び圧力分布の解析に対するFNCCが検証された。

論文

Proliferation resistance evaluation of an HTGR transuranic fuel cycle using PRAETOR code

青木 健; Chirayath, S. S.*; 相楽 洋*

Annals of Nuclear Energy, 141, p.107325_1 - 107325_7, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

PREATORコード及び68の属性入力データを用いて、高温ガス炉のTRU燃料サイクルにおける不活性母材燃料の核拡散抵抗性を評価し、軽水炉を用いたウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料サイクルと比較した。本研究の目的は不活性母材燃料の化学的安定性や燃料照射による核拡散抵抗性に対する影響を同定することである。不活性母材燃料特有の低いプルトニウム含有量や黒鉛セラミックス被覆、$$^{235}$$U不使用といった物質的特性がMOX燃料に対する相対的な核拡散抵抗性の向上に寄与することを明らかにした。また未照射不活性母材燃料(1か月の転用適時性検知目標を有する未照射直接使用物質)の包括的核拡散抵抗値は照射済MOX燃料(3か月の転用適時性検知目標を有する照射済照射直接使用物質)と同程度であることを明らかにした。最終結果は不活性母材燃料の管理における保障措置の査察頻度の低減を示唆している。

論文

Uncertainty analysis of toxic gas leakage accident in cogeneration high temperature gas-cooled reactor

佐藤 博之; 大橋 弘史

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00332_1 - 19-00332_11, 2020/06

高温ガス炉コジェネレーションプラントの水素製造施設における有毒ガス漏えい事故に対する確率論的リスク評価手法開発を目的として、コジェネレーション高温ガス炉における有毒ガス漏えい事故時における制御室居住性評価に係る不確かさ評価手法を構築した。また、本開発手法を、HTTRに接続した熱化学法ISプロセスによる水素製造施設に適用した。検討の結果、開発手法により、不確かさの特性把握や定量化が可能であることを明らかにした。また、表面粗度に係る不確かさが制御室の有毒ガス濃度のばらつきに与える影響が大きいことを明らかにした。

論文

Establishment of reasonable 2-D model to investigate heat transfer and flow characteristics by using scale model of vessel cooling system for HTTR

高田 昌二; Ngarayana, I. W.*; 中津留 幸裕*; 寺田 敦彦; 村上 健太*; 沢 和弘*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00536_1 - 19-00536_12, 2020/06

高温工学試験研究炉(HTTR)を使った炉心冷却喪失試験では、財産保護上の観点から、炉容器冷却設備(VCS)において自然対流により加熱される構造物の温度分布の評価精度向上を課題としている。伝熱流動数値解析コードFLUENTをHTTRのVCSに適用するために、予測精度を維持しつつ計算資源を節約できる合理的な2次元モデルの構築を始めた。本評価モデルの検証のため、HTTR用VCSの1/6スケールモデルによる構造物の温度に関する試験結果を使用し、解析による計算結果と比較した。本試験データは、圧力容器の温度を200$$^{circ}$$C前後に設定することで、全除熱量における自然対流伝熱の割合を20%前後と有意なレベルの伝熱現象として測定したものである。自然対流による上昇流の影響で高温となる圧力容器上部の伝熱流動特性の評価精度向上のためには、実形状の模擬および自然対流に適した乱流モデルの選定が重要となる。乱流モデルとして、剥離,再付着及び遷移流れを考慮できる$$kappa$$-$$omega$$-SSTモデルを選定し、従来の$$kappa$$-$$varepsilon$$モデルでは再現されなかった圧力容器の温度分布の試験結果とよく一致していることを確認した。この結果、圧力容器上部にホットスポットがなく、模擬炉心により加熱された高温のヘリウムガスが乱流によりよく混合され圧力容器上部を均一に加熱する様子を適切に評価した。

論文

Research and development on high burnup HTGR fuels in JAEA

植田 祥平; 水田 直紀; 佐々木 孔英; 坂場 成昭; 大橋 弘史; Yan, X. L.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00571_1 - 19-00571_12, 2020/06

原子力機構において、750$$^{circ}$$Cから950$$^{circ}$$Cの様々な高温熱利用を目的とした小型実用高温ガス炉や第四世代原子炉フォーラムの提案する超高温ガス炉のための燃料設計が進められてきた。これらの高温ガス炉の経済性を高めるため、原子力機構は従来のHTTR燃料よりも3$$sim$$4倍高い燃焼度においても健全性を保持可能な高温ガス炉燃料の設計手法の高度化を進めてきた。その最新の成果として、カザフスタンとの国際協力の枠組みで実施している高燃焼度高温ガス炉燃料の照射後試験において、燃焼度約100GWd/tにおける高速中性子照射量に対する燃料コンパクトの照射収縮率が明らかとなった。さらに、高燃焼度高温ガス炉燃料の実現に向けた今後必要とされる研究開発について、実験結果に基づいて述べる。

論文

Study of container using hybrid technique for sulfuric acid decomposition of thermochemical water-splitting iodine-sulfur process

井岡 郁夫; 岩月 仁; 栗木 良郎*; 川井 大輔*; 横田 博紀*; 久保 真治; 稲垣 嘉之; 坂場 成昭

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00377_1 - 19-00377_11, 2020/06

熱化学水素製造法ISプロセスは、大規模かつ経済性の高い水素製造法の候補の一つとして研究開発が進められている。ISプロセスの硫酸を蒸発・ガス化し、熱分解する工程の腐食環境は過酷であり、その環境に耐える機器材料にはセラミックスが用いられている。本研究は、脆性材料であるセラミックスに代わり、表面改質技術を用いて耐硫酸性と延性を兼ね備えるハイブリッド材料の開発を狙いとしている。プラズマ溶射技術とレーザー溶融処理技術の組み合わせより試作したハイブリッド材料試験片は、95%沸騰硫酸中で腐食速度0.01mm/yと良好な耐食性を示した。これは、表面に形成させた高Si濃度の耐食層が硫酸環境で酸化し、接液面にSiO$$_2$$層が生成したためと考えられる。さらに、本技術による容器の製作性を確認するため、溶接部、面取り部、曲面と容器形状要素を有する容器状構造体を試作したところ、表面に形成させた耐食層に剥離等の欠陥は認められなかった。このことから、硫酸に耐食性を有し、容器形状に施工可能な表面改質手法の基本技術を確証した。

論文

3次元実形状モデルを用いた高温工学試験研究炉の原子炉建家と排気筒の衝突解析

小野 正人; 藤原 佑輔; 松本 哲郎*; 飯垣 和彦

日本原子力学会和文論文誌, 19(2), p.110 - 120, 2020/06

これまでの竜巻起因の飛来物に対する原子炉建家の健全性評価は、単純な形状の飛来物に対する経験式を用いて、飛来物の貫入、裏面剥離、貫通といった局所的な破壊モードを予測している。しかしながら、現実的には原子炉建家の周辺には排気筒等の複雑な形状の建物・構築物があり、それらが原子炉建家に衝突するおそれがあるものの、従来の評価式では複雑な形状の飛来物に対する評価は困難である。そこで本研究では、複雑な形状の飛来物の衝突を想定し、原子炉建家の健全性を評価する手法を検討した。

報告書

HTTR炉心解析における制御棒モデルの検討

長住 達; 松中 一朗*; 藤本 望*; 石井 俊晃; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2020-003, 13 Pages, 2020/05

JAEA-Technology-2020-003.pdf:1.5MB

MVPコードを用いて、制御棒の幾何形状を実機の制御棒構造に近づけた詳細モデルを作成し、制御棒モデルの詳細化によるHTTRの核特性への影響について検討した。この結果、臨界制御棒位置は、制御棒モデルの詳細化により、従来のモデルと比べて11mm低くなり、実測値である1775mmに近づいた。また、制御棒先端のショックアブソーバーにより吸収された反応度は0.2%$$Delta$$k/kとなり、臨界制御棒位置にして14mmの差となることが分かった。さらに、制御棒の形状効果によるSRACコードの解析値に対する補正量は、制御棒モデルの詳細化とショックアブソーバーによる影響を考慮して、低温臨界時において反応度で-0.05%$$Delta$$k/k、臨界制御棒位置にして-3mmとなった。

論文

VHTR technology development in Japan; Progress of R&D activities for GIF VHTR system

柴田 大受; 佐藤 博之; 植田 祥平; 竹上 弘彰; 高田 昌二; 國富 一彦

2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.99 - 106, 2020/05

第四世代原子力システムの一つである超高温ガス炉(VHTR)システムについて、原子力研究開発機構で実施している研究開発活動の進捗についてまとめた。高温工学試験研究炉(HTTR)は2010年に原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cでの50日間連続運転を達成し、その際、被覆粒子燃料の優れた品質を示した。また、高燃焼度化に向けてZrC被覆粒子の開発を進めている。炉内の構造物に用いる黒鉛の耐酸化性の向上のため、黒鉛へのSiC被覆について中性子照射の影響を調べている。将来の商用高温ガス炉コジェネレーションシステムについて、国際的な安全基準の整備を進めている。HTTRは新規制基準の適合性審査を経て、2019年に再稼働を見込んでいる。ISプロセス連続水素製造試験設備では、2016年に31時間の連続試験が完了した。HTTRでの水素製造-ガスタービン試験に向けた基本設計を完了した。

論文

Modeling the processes of hydrogen isotopes interactions with solid surfaces

Chikhray, Y.*; Askerbekov, S.*; Kenzhin, Y.*; Gordienko, Y.*; 石塚 悦男

Fusion Science and Technology, 76(4), p.494 - 502, 2020/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

The investigation of the mechanisms and dynamics of hydrogen isotopic interaction with solid surfaces (metals, ceramics, graphites, eutectics) in temperature and pressure ranges is important not only for the correct prediction of each isotope's evolution but also for substantiation of the safe operation of hydrogen-facing structural materials. The interaction of the hydrogen isotopes mix with the surface of solid metal or liquid eutectics is a complicated multistage H-D-T-O-solid interacting process depending on material property, environment, and the solid's surface parameters. To better understand the mechanisms of hydrogen isotopes interchange at a solid surface and to identify the limiting stages in the sorption-desorption processes, a reactor experiment of neutron irradiation was conducted with lithium-containing eutectics as tritium-generating media under the external flow of hydrogen. This work presents the model and results of its application to fitting the experimental results of tritium yield from the lithium-lead eutectics Pb$$_{83}$$Li$$_{17}$$under thermal neutrons irradiation at the IVG.1M reactor in Kazakhstan. The elaborated model and the approach used were also applied to the simulation of high temperature gas cooled reactor graphite corrosion in water vapors.

論文

Overvoltage reduction in membrane Bunsen reaction for hydrogen production by using a radiation-grafted cation exchange membrane and porous Au anode

澤田 真一*; 木村 壮宏*; 西嶋 陽之*; 小平 岳秀*; 田中 伸幸; 久保 真治; 今林 慎一郎*; 野村 幹弘*; 八巻 徹也*

International Journal of Hydrogen Energy, 45(27), p.13814 - 13820, 2020/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)

熱化学水素製造法ISプロセスでは、カチオン交換膜を用いた膜ブンゼン反応が検討されている。しかし、従来のカチオン交換膜および電極材料では過電圧が高く、熱効率として採用できる段階ではなかった。本報では、高IECの放射線グラフト膜及び多孔質金電極を用いて、セルの過電圧を低下させることを目指した。放射線グラフト膜はプロトン透過に対する低い抵抗を示し、金電極はアノード極で生じるSO$$_{2}$$酸化反応を効率化した。この結果、膜ブンゼン反応で生じる過電圧が200mA/cm$$^{2}$$の条件で0.21Vまで削減された。本結果は、従来の商用カチオン交換膜及び非多孔質電極を用いた場合の1/3の値である。また、電流-電圧特性の解析結果から、放射線グラフト膜の方が金電極に比べて、より効果的に過電圧削減に貢献していることが明らかとなった。

論文

Conceptual design study of a high performance commercial HTGR for early introduction

深谷 裕司; 水田 直紀; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X. L.

Nuclear Engineering and Design, 361, p.110577_1 - 110577_6, 2020/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:24.17(Nuclear Science & Technology)

早期導入を目的とした商用高温ガス炉の概念設計をこれまで積み上げてきたHTTRの設計、建設運転の経験及び、商用炉設計であるGTHTR300の設計の経験に基づき実施した。熱出力は165MWtであり、入り口出口の冷却材温度は325$$^{circ}$$Cおよび750$$^{circ}$$Cであり、工業用蒸気を供給する。しかしながら、設計要求として炉心出力30MWtのHTTRよりも小さな圧力容器を用いなければならず、高性能な炉心設計を実現するためには、HTTRよりの燃焼度増加、長い燃料交換機関、改良された燃料交換法、燃料要素など挑戦的な技術課題に取り組む必要があった。

論文

Reliability improvements of corrosion-resistant equipment for thermochemical water splitting hydrogen production iodine-sulfur process

上地 優; 野口 弘喜; 竹上 弘彰; 田中 伸幸; 岩月 仁; 笠原 清司; 久保 真治

Nuclear Engineering and Design, 361, p.110573_1 - 110573_6, 2020/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、原子力を用いた水素製造法として、高温ガス炉の熱利用法として有力候補の一つである熱化学法ISプロセスに関する研究開発を実施している。グラスライニング鋼材は、耐食性と構造強度を両立した実用工業材料であり、ISプロセスにおける候補材料のひとつである。本報では、グラスライニング製品の信頼性向上に関する技術的要件を整理し、製造品質の向上を図るとともに、試作したグラスライニング製熱電対保護管に対して、ガラス層のFEM応力解析, 熱サイクル試験, 曲げ荷重試験、及び試験片による腐食試験を行い、プロセス環境における健全性を確認した。

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