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寺田 敦彦; 岩月 仁; 大田 裕之; 野口 弘喜; 石倉 修一*; 日野 竜太郎; 平山 俊雄
高温学会誌, 32(1), p.63 - 68, 2006/01
日本原子力研究所では、熱化学ISプロセス法による水素製造技術の研究開発を進めており、現在、パイロット試験を計画している。パイロット試験の研究課題として、(1)高温のヘリウムガスを熱源とする工業材料製パイロットプラント試験装置による水素製造試験の実証、(2)HTTR-ISシステムを設計するための「解析的な設計体系」の構築と運転制御及び安全評価用動特性コードの検証、(3)機器構造健全性とシステム経済性(熱効率)を向上させる先進的要素技術開発、(4)HTTR-ISシステムの概念検討を抽出した。本報では、パイロット試験の概要を報告する。
高松 邦吉; 中川 繁昭
高温学会誌, 32(1), p.16 - 26, 2006/01
HTTRを用いた安全性実証試験は、炉心の耐熱性が高くかつ熱容量が大きいことなどから、異常時にも炉心の温度変化が極めて緩慢であるという高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証し、高温ガス炉技術の高度化に資するために行っている。具体的な目的としては、(1)実機の高温ガス炉であるHTTRにおいて、反応度投入や炉心除熱量の減少等の異常・事故に分類される事象を試験として模擬し、高温ガス炉の固有の安全性を実証すること、及び(2)試験時の原子炉挙動データを取得し、1点炉近似モデルを用いた安全解析(事故解析)コードの精度を向上させ、過度の保守性を排除して安全設計・安全評価技術を高度化することがある。反応度投入事象を模擬した制御棒引抜き試験では、制御棒の自動操作による原子炉出力の制御が行われなくても、負の反応度フィードバック特性のみにより原子炉出力の過度な上昇が抑制され、原子炉が安定な状態に落着くことを実証する。解析については、従来の手法である1チャンネル・1温度係数による結果は、保守的に原子炉出力を高めに評価するため、HTTR炉心の特徴,濃縮度の異なる燃料体の配分,炉心軸方向の温度差等に着目して、炉心を多領域に分割する解析モデルを開発し、1点炉近似モデルの評価手法の高度化を試みた。本報告は、日本で初めての高温ガス炉であるHTTRで取得された貴重な試験データを公開するとともに、原子炉初期出力30%から60%までの制御棒引抜き試験についてまとめた。
塙 悟史; 柴田 大受; 角田 淳弥; 菊地 孝行; 沢 和弘; 石原 正博; 伊与久 達夫
高温学会誌, 32(1), p.36 - 42, 2006/01
高温工学試験研究炉(HTTR)は、冷却材の炉心出口温度が最高で950
Cと非常に高温となるために、炉内構造物には耐熱性が要求される。そのため、炉内構造材としてはセラミックス材料である黒鉛材料がおもに使用されている。一方、黒鉛材料は、構造材料として広く一般的に使用されている金属材料とは異なる特性を有するために、その点を考慮した機器の設計並びに供用期間中にわたる機器の健全性確保が必要である。本報では、高温ガス炉の炉内構造物を構成する黒鉛材料についてその脆性的な特性を考慮した構造設計法を示すとともに、原子炉供用期間中に交換されることのない炉心支持黒鉛構造物の供用期間中の健全性確保の方法を述べた。さらに、新たな原子炉用構造材料として期待されているC/C複合材料について、炉内構造材料としての適用の可能性について示した。
飯垣 和彦; 後藤 実; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 小森 芳廣
高温学会誌, 32(1), p.3 - 10, 2006/01
日本原子力研究開発機構(旧日本原子力研究所)は、高温ガス炉技術の確立と高度化を図るため試験研究を進めるともに高温工学に関する先端的基礎研究を行うことを目的として、大洗研究開発センターに高温工学試験研究炉(HTTR)を建設した。HTTRは、黒鉛減速、ヘリウム冷却の熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950C(高温試験運転時)/850C(定格運転時)の高温ガス炉であり、平成10年11月に初臨界を向かえた後、出力上昇試験等を進めるとともに、運転実績を積み、平成16年4月に原子炉出口冷却材温度950Cを達成した。本報告では、HTTRの研究開発及び建設の経緯、HTTRの概要、HTTRの試験・評価及び今後の開発計画について述べる。
濱本 真平; 七種 明雄; 篠原 正憲; 橘 幸男
高温学会誌, 32(1), p.43 - 49, 2006/01
高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器(IHX)は、HTTRの高温機器の1つであり、交換熱量10MWのHe/Heタイプの熱交換器である。ハステロイXRで作られている伝熱管のような内部構造物は、通常900C以上の高温で使用されており、1次系ヘリウムと2次系ヘリウムの間で原子炉圧力バウンダリを構成している。それらのクリープ荷重とクリープ疲労は、高温構造上設計指針に基づいて評価されている。IHXは、原子炉で使用される最初の高温熱交換器である。それゆえ、IHXを構成する重要な要素について一連の試験を実施した。本報では、(1)外圧クリープ座屈試験,(2)高温ヘッダ部構造試験,(3)伝熱管群振動試験,(4)伝熱管群伝熱流動試験,(5)伝熱管供用期間中検査、について、その目的と試験手順,結果を報告する。
植田 祥平; 相原 純; 安田 淳; 泉谷 徹*; 高橋 昌史*; 加藤 茂*; 沢 和弘
高温学会誌, 32(1), p.27 - 35, 2006/01
高温ガス炉では高温の原子炉出口冷却材を取出すために耐熱性の被覆燃料粒子を用いている。原子力機構の高温工学試験研究炉(HTTR)は六角柱状の燃料体にTRISO型被覆燃料粒子を用いている。原子力機構においてHTTR用燃料の製造技術及び燃料性能等についての研究開発は30年以上に渡り行われてきており、高温ガス炉技術の高度化のために高燃焼度化TRISO型被覆燃料粒子や、より高温での強度を確保するための革新的なZrC被覆燃料粒子を開発してきた。本論文ではHTTRプロジェクトにおける高温ガス炉燃料の研究開発の経験及び現状について述べる。
高田 昌二; 片西 昌司; Yan, X.; 國富 一彦
高温学会誌, 32(1), p.54 - 62, 2006/01
高温ガス炉ガスタービン発電システムGTHTR300の設計研究を実施した。GTHTR300は、2010年代における新たな発電システムとして期待されている。設計の独創性は、横置き高効率ガスタービン発電システムを採用し、格納容器なし,能動的な炉心冷却なし等簡素化された安全系を採用していることである。これらの設計上の工夫は、既存のガスタービンシステムと、我が国最初の高温ガス炉の設計・運転経験をもとに提案されている。そのため、多くの研究開発要素は要求されていない。これらの特徴以外では、目標コストを達成できるよう、新たに発明した炉心設計,燃料設計,プラント設計を採用している。
後藤 実; 野尻 直喜; 中川 繁昭; 藤本 望
高温学会誌, 32(1), p.11 - 15, 2006/01
高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor:HTTR)は、高温ガス炉の技術基盤の確立を目的として、日本原子力研究所に設置された、原子炉熱出力30MW,ヘリウムガス冷却-黒鉛減速型の我が国初の高温ガス炉である。これまでに、核特性にかかわる試験として、最小臨界測定,過剰反応度測定,中性子束分布測定等が行われた。試験結果と計算コードを用いた解析結果は、おおむね良い一致を得ており、用いた計算コードの妥当性を検証することができた。これにより、これらの計算コードが将来の高温ガス炉の核設計に有用であることが示された。
榎枝 幹男
高温学会誌, 30(5), p.256 - 262, 2004/09
ITERの真空容器内構造物の一つである遮蔽ブランケットの製作技術開発について報告する。遮蔽ブランケットの第一壁はベリリウム(アーマー),銅合金(熱シンク),ステンレス鋼(構造材)の3種類の金属から成っており、これらを接合するために高温等方圧加圧(HIP)法を適用した異種金属大型複雑構造物の接合技術を開発した。スクリーニング試験によるHIP条件選定及び選定条件によるHIP接合材の強度データ取得を行うとともに、第一壁部分モックアップの高熱負荷試験を行い除熱及び耐熱疲労特性が良好であることを確認した。また電磁力低減用として重要な第一壁及び遮蔽ブロックの深スリットに対して、ウォータージェットと放電加工を適用した施工技術を開発した。これらの技術を用い、第一壁パネルのプロトタイプモデル及び遮蔽ブロックの1/2部分モデルを試作して各々の製作手順を確立するとともに、第一壁の遮蔽ブロックへの組込が良好に行えることを確認して実機製作への見通しを得た。
森 雅博
高温学会誌, 30(5), p.236 - 242, 2004/09
ITERの計画目標は、「制御された点火及び長時間核融合燃焼プラズマを実現し、併せて炉工学技術の総合的試験を行うことによって、平和利用のための核融合エネルギーの科学的及び技術的な実現性を実証する」ことであり、これを国際共同で実施しようと言うのがITER計画である。ITERの設計に関しては、1988年からの概念設計活動及び1992年からの工学設計活動を実施して、2001年7月に最終設計報告書を完成し、ITERの建設を判断するうえで必要な技術的準備を完了した。ITERはトカマク型核融合実験炉であり、超伝導コイル,真空容器,遮蔽ブランケット,ダイバータ,加熱・電流駆動システム,燃料供給装置,トリチウム取り扱い施設,各種計測装置,遠隔保守システム,冷却システム,電源,建屋等から成り立っている。この中で、技術開発を要する主要な構成機器については、実規模あるいは実機に拡張可能なモデルの製作と試験等を行う大規模な工学R&Dを国際共同で実施し、ITERの設計は確認された技術ベースをもとにしたものとなっている。
鈴木 哲
高温学会誌, 30(5), p.243 - 247, 2004/09
核融合炉-主としてITER-における炉壁をプラズマ対向材及びその開発という観点から解説する。ダイバータでは、CFC材がインボード側及びアウトボード側垂直ターゲットの下部の表面材料として採用されており、その他の部分はすべてタングステンが採用されている。この理由としては、垂直ターゲットの下部における熱流束が非定常時において最大20MW/m
に達し、より高熱伝導性の材料の採用が望ましいためである。ITERでは常温における熱伝導率が純銅を超えるような高熱伝導性のCFC材料を開発して採用している。一方、ダイバータの他の部分に入射する熱流束は5MW/m以下であり、スパッタリングによる損耗が、表面材料の損耗の主因となる。したがって、タングステンのようにスパッタリング率の低い材料が好適である。また、第1壁は炉壁全面の約80%を占めるため、その表面材料にはプラズマとの適合性が強く求められる。また、第1壁への熱流束はプラズマからの放射熱が主であるため、ITERでは第1壁の表面材料として、粒子負荷等によるスパッタリングによってプラズマへ表面材料粒子が混入しても、プラズマへの影響が小さい低原子番号材料であるとともに、酸素不純物を低減する性質を有するベリリウムが採用されている。
江里 幸一郎
高温学会誌, 30(5), p.248 - 255, 2004/09
ITERダイバータ用高熱流束機器に要求される機能及び設計条件の説明、並びにITER工学設計活動及び延長期間中実施されたITERダイバータに関する技術開発を解説する。ITERダイバータにおける技術開発は、(1)高熱負荷を除去する冷却構造開発,(2)アーマと銅合金製冷却構造の接合技術開発,(3)3年間の運転に充分耐える機器寿命の確保,(4)中性子照射による性能劣化の評価,(5)大型試験体によるITERダイバータ製作性及び性能実証に大きく纏めることができる。これらの開発は日本,欧州,ロシア,米国の4極の国際協力により実施されており、日本並びに他極の成果を紹介する。
石倉 修一*; 粉川 広行; 二川 正敏; 日野 竜太郎; 伊達 秀文*
高温学会誌, 28(6), p.329 - 335, 2002/11
中性子散乱施設用液体金属(水銀)ターゲットの開発における工学的課題を明らかにするために、3GeV/1MWのパルス状陽子ビームがクロスフロー型液体金属ターゲットに入射するときの動的熱衝撃解析を行った。解析モデルは、実機構造を模擬した半円筒ウィンドウ型と平板ウィンドウ型の2種類の構造を対象とし、NMTC/JAMによる核破砕発熱計算結果を基に、衝撃解析コードLS-DYNAを用いて解析した。その結果、動的熱衝撃により発生する応力は、最も厳しい環境にあるウィンドウ中心部で、半円筒型よりも平板型の方が構造設計上有利であり、応力分類として2次応力的な性質を持つことがわかった。また、ターゲット主要部に発生する応力は曲げ応力,疲労強度ともにJISの基準を満足していることがわかった。
中澤 修; 小林 洋昭; Kusumo, S.*
高温学会誌, 28(3), p.122 - 126, 2001/00
金属塩化物を含むガラス融液に酸素プラズマを照射する実験を行った。固化ガラスの塩素を分析した結果、塩素の減少が観測され、ガラスの組成には影響されないことが分かった。また、プラズマ照射による重量増加が観測され、酸素がガラズ中に溶解することが分かった。酸素分子が溶融ガラスに溶解する通常のモデルと比較すると2桁程度大きい溶解度を示しており、プラズマ照射による酸素の溶解は異なる機構であることが判明した。
渡辺 勝利; 仲西 恒雄*; 高津 玉男*; 佐平 健彰*; 中島 甫
高温学会誌, 16(6), p.368 - 376, 1990/11
硼素量の異なる4種の溶加材を用いて、TIG溶接法によるハステロイXRの溶接性および高温強度特性に及ぼす硼素の影響について検討を行なった。得られた結果を要約すると次のようである。(1)溶接性に及ぼす硼素添加の影響は本実験範囲内では認められなかった。(2)溶着金属の化学分析の結果より溶接施工時に脱B現象は生じないことが分かった。(3)引張性質についてはB量の増加により、特に高温延性の著しい向上が観測された。即ち、破断伸びについては溶接金属では約50%以上、また溶接継手では約30%以上であり、絞りについては溶接金属では約70%以上、溶接継手では約60%以上を有していた。(4)クリープ性質については溶接金属および溶接継手ともB量の増加により、いづれの応力条件下でも破断寿命の著しい増加が認められた。即ち、B量を高めることにより母材と同等程度のクリープ強度を有する溶接材を得ることが出来た。
河村 洋; 虎石 昭雄
高温学会誌, 9(4), p.132 - 140, 1983/00
高温ガス炉の必要性を述べたのち、なぜ高温ガスが発生できるかという点を説明し、さらに軽水炉と比較した隙の高温ガス炉の特徴を述べた。また、西独および米国における開発の現状、さらに我国における多目的高温ガス実験炉の開発状況を概説した。
白石 健介
高温学会誌, 6(5), p.179 - 186, 1980/00
軽水炉の材料の照射損傷の評価は材料試験炉を利用した加速試験によって容易に実施することが出来る。高速増殖炉の炉心材料については、中性子照射以外の方法によって加速試験を行わなくてはならない。加速器を用いた重イオン照射は、高速炉の炉心材料の中性子照射の模擬試験として大きな成果を上げてきた。すなわち、高速炉の炉心材料のスエリングの機構が明らかにされ、スエリングによる寸法変化を少なくするための対策も立てられるようになってきた。しかし、長い耐久寿命を期待するならば、照射によって誘起される析出物のスエリングに及ぼす効果について、検討を要する。炉心材料の照射脆化については加速器を利用した重イオン照射の実験はそれほど有効ではない。高速増殖炉の炉心材料の機械的性質の変化や核融合炉材料の中性子照射一般については、照射損傷の本質を理解するための基礎的な研究のほかに、加速度試験の方法そのものを工夫することが必要である。
下村 安夫
高温学会誌, 3(2-3), p.68 - 71, 1977/03
トカマク型核融合炉の開発が進んできたが、プラズマが高温になるとともに第1壁とプラズマの相互作用が重要になってきた。とくにプラズマへの不純物の混入と関連して第1壁の材料を考えなければならない。本メモでは第1壁材料としてなにが適しているか、またどのような開発が必要かについての大略が述べられている。
那須 昭一
高温学会誌, 2(2), p.55 - 64, 1976/02
熱パルス法による熱拡散率の測定技術に関する最近の進歩について、次の諸点に焦点を絞って概説した。1.輻射・熱伝導による熱損失とその補正法,2.finite pulse time効果とその補正法,3.レーザービームの不均一や試料表面の不均一による不均一加熱,4.温度検出素子の応答速度のおくれ。また、fission comple法とnegative pulse法についてのレビューを行なった。
