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1
実用高温ガス炉の安全要件を達成するための燃料・炉心の設計事項
中川 繁昭; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 徳原 一実; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2017-022, 32 Pages, 2017/09
実用高温ガス炉の設計において、燃料設計、炉心設計、原子炉冷却材系設計、2次冷却材系設計、崩壊熱除去系設計、格納施設設計については、重要性が高く、かつ、その安全要件が軽水炉のそれと大きく異なる。実用高温ガス炉の安全基準の策定に資するため、これらの設計項目の中から、燃料及び炉心の安全要件を達成するための設計事項を検討した。検討にあたっては、受動的な安全性や固有の安全性に基づく高温ガス炉の特長を十分に反映させた。また、炉心設計に関し、キセノン135の生成と消滅による空間出力振動に対する安定性を検討した。検討の結果得られた燃料及び炉心の具体的な設計事項は、今後の実用高温ガス炉の設計に適用可能であり、また、IAEAや国内規制当局における高温ガス炉の安全指針の策定に資することが期待される。
2
HTTR接続熱利用システムのプラント過渡挙動評価; ヘリウムガスタービンと水素製造施設接続に伴うHTTRの安全評価
佐藤 博之; Yan, X.; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2017-020, 23 Pages, 2017/08
高温ガス炉は優れた安全性を有し、高温熱供給が可能であることから多様な産業利用が期待されている。日本原子力研究開発機構では、世界で初めての原子炉施設へのヘリウムガスタービン及び水素製造施設の接続に係る許認可の取得、ヘリウムガスタービン発電技術及び水素製造技術の確証を目的に、高温工学試験研究炉を用いて、原子炉から取り出される核熱によりヘリウムガスタービン発電及び水素製造を行うHTTR熱利用試験を計画している。本検討では、HTTRにヘリウムガスタービン及び水素製造施設から成る熱利用システムを接続したHTTR接続熱利用システムを対象にプラント過渡挙動評価を実施した。ヘリウムガスタービンや水素製造施設の接続に伴い評価が必要となる事象として、「負荷の喪失」及び「水素製造施設での異常に起因する2次ヘリウム冷却設備での温度及び圧力変動」を選定するとともに、当該事象についてプラント過渡挙動評価を行った結果、安全評価上の注目パラメータは判断基準を超えることなく、当該システムが技術的に成立することを示した。
3
Uncertainty analysis for source term evaluation of high temperature gas-cooled reactor under accident conditions; Identification of influencing factors in loss-of-forced circulation accidents
本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/07
近年、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて、不確実さ評価の重要性が高まっている。本研究では、高温ガス炉で想定される減圧事故に制御棒挿入失敗が重畳した事象を対象とした不確実さ評価手法の確立を目指した検討を進めており、ソースターム評価に影響を及ぼす燃料温度評価の不確実さの定量化を目指している。本論文では、そのはじめとして、不確実評価の入力値となる重要因子選定手順を提案するとともに変動パラメータの系統的な導出及び当該変動パラメータが保有する不確実さ抽出の結果について報告する。
4
Design approach for mitigation of air ingress in high temperature gas-cooled reactor
佐藤 博之; 大橋 弘史; 中川 繁昭
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00495_1 - 16-00495_11, 2017/06
本報告では、高温ガス炉の減圧事故時における炉心への空気侵入に対して、受動的な抑制を可能とする原子炉構造を提案する。第1に、従来、側部反射体内に設けられた冷却材上昇流路を内部反射体に移動する。第2に上部可動反射体を流路反転を行う構造に変更する。提案する原子炉構造の有効性評価として、冷却材流路での自然対流や炉内構造物での熱伝導、熱放射等、原子炉内の重要な物理現象を考慮した熱物質収支計算を行った。その結果、在来の原子炉構造に比べて減圧事故時の空気侵入量を大幅に低減可能であることが明らかにした。
5
Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 4; Use of operational and maintenance experiences with the high temperature engineering test reactor
清水 厚志; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 8 Pages, 2017/04
本報告では、HTTR運転経験を活用したPRAパラメータ更新方法について検討した。初めに、実用高温ガス炉で安全機能を有し、高温ガス炉特有の環境下で供用される機器や他データベースで取扱わない機器を分析対象として選定した。次に選定機器について、機器バウンダリを設定するとともに、月例サーベイランス作動試験記録や運転保守データベース等、からパラメータ推定用必要情報を収集した。最後に、事前分布に軽水炉信頼性データベースに収録された評価値を用い、収集したデータに基づきベイズ統計により推定を行った。その結果、HTTR運転経験の活用が不確かさ低減に有効であることを明らかにした。
6
Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 1; Project overviews
佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 7 Pages, 2017/04
本報告では、高温ガス炉PRAの実施上の課題である、建屋や黒鉛構築物、配管など静的な系統、構築物及び機器の多重故障を考慮した地震PRA手法の確立に向け進めている、静的SSCの多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法構築、建屋、黒鉛構築物の損傷を考慮したソースターム評価手法構築、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法構築及び実用高温ガス炉への適用性評価の概要について報告する。
7
Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactor, 5; Accident progression analysis
本多 友貴; 佐藤 博之; 大橋 弘史
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 8 Pages, 2017/04
高温ガス炉の確率論的リスク評価(PRA)手法の確立に向けて、静的機器損傷時のソースターム評価手法の開発を進めている。本論文は、構築物及び静的機器が損傷する地震に起因する公衆被ばく上重要な事象として減圧事故を想定し、ソースターム評価上重要因子となる自然循環流量及び燃料最高温度に対する(1)損傷個所(一次系配管破損、スタンドパイプ破損)、(2)緩和機能喪失(炉心冷却機能喪失、反応度制御機能喪失)の重畳の影響について実用高温ガス炉GTHTR300を対象として評価した。結果として、緩和機能喪失の重畳によりさらなる事故進展がないことを定量的に示した。これにより、高温ガス炉の特徴である安全性を活かした設計により、軽水炉と比較して事故シーケンス及びソースターム評価の簡素化が可能であることを示した。
8
Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 2; Development of accident sequence analysis methodology
松田 航輔*; 村松 健*; 牟田 仁*; 佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 7 Pages, 2017/04
高温ガス炉における、地震起因による原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の複数破断を含む事故シーケンス群の起因事象モデルについて、ソースタームの支配因子に着目した起因事象に対する階層イベントツリーを適用する場合と、個々の破断の組合せを考慮した多分岐イベントツリーを適用する場合を対象に地震時事故シーケンス頻度評価コードSECOM2-DQFMによる試計算を行った。評価結果から、高温ガス炉のための効率的かつ精度を維持できる起因事象の分類方法を構築できる見通しを得た。
9
HTTR-GT/H$$_{2}$$ test plant; System performance evaluation for HTTR gas turbine cogeneration plant
佐藤 博之; 野本 恭信; 堀井 翔一; 角田 淳弥; Yan, X.; 大橋 弘史
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.759 - 766, 2016/11
本研究では、HTTRにガスタービンと水素製造施設を接続したHTTR-GT/H$$_{2}$$プラントの性能評価を行った。起動停止運転及び負荷追従運転について検討するとともに、発電機負荷喪失時や水素製造施設異常時におけるプラント動特性評価を行い、HTTR-GT/H$$_{2}$$プラントにより、実用高温ガス炉の運転制御技術の確証試験が実施できることを明らかにした。
10
Development of safety requirements for HTGRs design
大橋 弘史; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 徳原 一実; 西原 哲夫; 國富 一彦
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.330 - 340, 2016/11
日本原子力学会「高温ガス炉の安全設計方針」研究専門委員会では、高温工学試験研究炉(HTTR)で得られた知見、福島第一原子力発電所事故の教訓、将来の水素製造施設の接続における安全上の機能要求などを考慮した、実用高温ガス炉の安全要件を検討している。本報告では、安全要件の検討プロセス、作成した安全要件案の概要などについて報告する。
11
The IAEA coordinated research project on modular HTGR safety design; Status and outlook
Reitsma, F.*; 國富 一彦; 大橋 弘史
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.341 - 352, 2016/11
国際原子力機関(IAEA)では、2014年に開始した高温ガス炉の安全設計に関する協力研究計画(CRP)において、日本を始めとする各国がこれまでに蓄積した高温ガス炉に関する知見に基づき、軽水炉とは異なる高温ガス炉の安全上の特徴を考慮し、高温ガス炉の安全要件の検討を進めている。本講演では、本CRPの概要、高温ガス炉の安全上の特徴、既存の軽水炉安全要件の高温ガス炉への適用性、CRPで検討中の高温ガス炉安全要件案などについて報告する。
12
実用高温ガス炉の設計基準事象選定
佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2016-014, 64 Pages, 2016/06
本検討では、日本原子力学会の研究専門委員会「高温ガス炉の安全設計方針」においてとりまとめられた「実用高温ガス炉の安全要件」に基づき、安全評価にあたり必要な設計基準事象について、高温ガス炉の固有の特性を考慮して決定論的手法を基本としつつ、確率論的手法を導入した選定方針を検討した。また、設計基準事象選定方針を原子力機構設計の発電用実用炉へ適用し、設計基準事象を選定した。これらの結果、在来の原子炉施設の安全評価では設計基準事象とされなかった、安全系の機能喪失を重畳した事故シーケンスを網羅し、かつ、要求する安全性に対応した設計基準事象選定の考え方を構築するとともに、発電用実用炉の設計基準事象選定を完了した。
13
Design approach for mitigation of air ingress in high temperature gas-cooled reactor
佐藤 博之; 大橋 弘史; 中川 繁昭
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 8 Pages, 2016/06
本報告では、高温ガス炉の減圧事故時における炉心への空気侵入に対して、受動的な抑制を可能とする原子炉構造を提案する。第1に、従来、側部反射体内に設けられた冷却材上昇流路を内部反射体に移動する。第2に上部可能反射体を流路反転を行う構造に変更する。提案する原子炉構造の有効性評価として、冷却材流路での自然対流や炉内構造物での熱伝導、熱放射等、原子炉内の重要な物理現象を考慮した熱物質収支計算を行った。その結果、在来の原子炉構造に比べて減圧事故時の空気侵入量を大幅に低減可能であることが明らかにした。
14
Assessment of amount and concentration of tritium in HTTR-IS system based on tritium behavior during high-temperature continuous operation of HTTR
Dipu, A. L.; 大橋 弘史; 濱本 真平; 佐藤 博之; 西原 哲夫
Annals of Nuclear Energy, 88, p.126 - 134, 2016/02
 被引用回数:1 パーセンタイル:44.82(Nuclear Science & Technology)
高温ガス炉水素製造システムにおけるトリチウム移行挙動評価に資するため、HTTRの50日間の高温連続運転において、世界で初めてとなる運転中の2次ヘリウム冷却設備中のトリチウム濃度計測を含む、HTTRのトリチウム濃度計測を行った。1次冷却設備のトリチウム濃度は起動後に上昇し、原子炉出力60%において最高値1.6$$times$$10$$^{-1}$$ベクレル/cm$$^{3}$$の(STP)に達した。その後、運転時間を通してわずかに減少した。この現象は黒鉛への化学吸着によると想定された。2次ヘリウム冷却設備中のトリチウム濃度は1次冷却設備の濃度よりわずかに低い値を示した。出力上昇過程での2次ヘリウム冷却設備は.7$$times$$10$$^{-2}$$ベクレル/cm$$^{3}$$であった。その後、トリチウム濃度は徐々に減少し、運転終了時には2.2$$times$$10$$^{-2}$$ベクレル/cm$$^{3}$$となった。HTTR-ISシステムの2次ヘリウム冷却設備中のトリチウム濃度及び評価を行った結果、これらの値は制限値を満足することから、水素製造施設は原子炉施設の安全機能から除外できることを明らかにした。
15
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。
16
Safety design consideration for HTGR coupling with hydrogen production plant
佐藤 博之; 大橋 弘史; 中川 繁昭; 橘 幸男; 國富 一彦
Progress in Nuclear Energy, 82, p.46 - 52, 2015/07
 被引用回数:1 パーセンタイル:67.15(Nuclear Science & Technology)
本報告では、熱化学法ISプロセスによる水素製造施設を高温ガス炉に接続する上での安全設計に対する考え方を具体化するとともに、安全設計方針及び適合のための設計方針、水素製造施設を非「原子炉施設」として扱うための条件とこれに応じた設計対応を示した。また、実用高温ガス炉水素製造システムGTHTR300Cを対象に、水素製造施設の非「原子炉施設」化のための設計対応及び安全設計方針適合のための設計方針が工学的に成立することを明らかにした。
17
ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からの事故時核分裂生成物追加放出量計算コードHTFP
野本 恭信; 相原 純; 中川 繁昭; 井坂 和義; 大橋 弘史
JAEA-Data/Code 2015-008, 39 Pages, 2015/06
HTFPコードは、高温ガス炉の事故時において、炉心温度変化によりピン・イン・ブロック型の炉心燃料から追加放出される核分裂生成物(FP)の放出量を計算するための計算コードである。本計算コードは、高温ガス炉の事故発生時の炉心温度履歴を入力とし、燃料棒を構成する燃料コンパクト、並びに、黒鉛スリーブからの放出率を求め、放出過程でのFPの崩壊を考慮してその放出率を解析する。本稿では、HTFPコードの概要及び入力データを説明すると共に、高温工学試験研究炉の設計に使用されたHTCOREコードと同じ条件を用いてHTFPコードの検証計算を行い、解析結果を比較した。その結果、HTFPコードの解析結果は、HTCOREコードの解析結果とよく一致し、HTFPコードがHTCOREコードと同等の計算機能を有することを確認した。
18
Energy neutral phosphate fertilizer production using high temperature reactors; A Philippine case study
Haneklaus, N.*; Reyes, R.*; Lim, W. G.*; Tabora, E. U.*; Palattao, B. L.*; Petrache, C.*; Vargas, E. P.*; 國富 一彦; 大橋 弘史; 坂場 成昭; et al.
Philippine Journal of Science, 144(1), p.69 - 79, 2015/06
リン酸肥料製造工程においてリン酸からウランを抽出することができるため、このウランを燃料に用いた高温ガス炉から電気、水素、プロセスヒート等をリン酸肥料製造へ供給することによって、エネルギーニュートラルな肥料製造プロセスを構築できる可能性がある。本報告では、フィリピンにおける代表的なリン酸肥料製造プラントと原子力機構が設計した高温ガス炉(HTR50S and GTHTR300C)を組み合わせたシステムを例に、エネルギーニュートラルな肥料製造プロセスの可能性について検討した。
19
HTTR demonstration program for nuclear cogeneration of hydrogen and electricity
佐藤 博之; 角田 淳弥; 寺田 敦彦; 大橋 弘史; Yan, X.; 西原 哲夫; 橘 幸男; 稲垣 嘉之
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
本報告では、高温ガス炉から取り出される熱を用いた発電や水素製造等の実現に向けて、高温ガス炉技術の課題である、ヘリウムガスタービン及び水素製造施設の原子炉への接続にあたっての安全基準確立や経済的で信頼性を有するシステム設計及び運転制御方式の確立に資するため、HTTR試験計画を提案するとともにスケジュールやプラント概念を明らかにした。
20
高温ガス炉の黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの検証
島崎 洋祐; 井坂 和義; 野本 恭信; 関 朝和; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2014-038, 51 Pages, 2014/12
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の空気侵入事故時及び水侵入事故時における炉内黒鉛構造物の酸化挙動評価のために、高温ガス炉水素製造システムのトリチウム挙動評価用に開発された非定常物質収支解析コードTHYTANに解析モデルを追加し、炉内黒鉛構造物の酸化量分布を計算できるようにした。本報は、黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの解析モデル及び検証解析の結果をまとめたものである。黒鉛酸化挙動評価のために、黒鉛構造物内及び冷却材流路内の物質収支として、物質伝達による流体から黒鉛表面境界層への物質移動、黒鉛内への拡散、黒鉛酸化反応、流路内での化学反応、安全弁による物質移動をモデル化した。検証解析として、黒鉛酸化挙動評価のために追加した解析モデルごとに解析解等を用いた手計算による計算値との比較検討を行うと共に、黒鉛酸化実験における実験結果及び高温工学試験研究炉の安全解析に使用されたGRACEコードによる実験解析結果との比較検討を行った。この結果、検証解析結果は、手計算による計算値、実験結果及びGRACEコードの解析結果とよく一致し、THYTANコードの計算機能及び解析モデルの妥当性が確認された。