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高温工学試験研究炉部
JAEA-Review 2023-016, 82 Pages, 2023/09
JAEA-Review-2023-016.pdf:2.31MB
HTTR(高温工学試験研究炉)は、茨城県東茨城郡大洗町にある日本原子力研究開発機構が建設した熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950
Cの我が国初の高温ガス炉である。HTTRの目的は高温ガス炉技術の基盤の確立及び高温ガス炉の安全性の実証等であり、1998年の臨界から現在まで、安全性実証試験、長期連続運転及び高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を実施しており、高温ガス炉の実証試験並びに運転・保守に係る実績を有している。2021年度は、原子力規制委員会が定めた新規制基準対応に係る活動を完了し、2011年東北地方太平洋沖地震以来停止していたHTTRの運転を約10年ぶりに再開した。また、炉心冷却喪失試験(出力30%における循環機3台停止かつ炉容器冷却設備を停止した炉容器冷却設備停止試験)の安全性実証試験を実施した。本報告書は、2021年度に実施された新規制基準への対応状況、HTTRの運転・保守管理状況、実用高温ガス炉に向けた研究開発、高温ガス炉関係の国際協力の状況等についてまとめたものである。
高温工学試験研究炉部
JAEA-Review 2019-049, 97 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-049.pdf:4.66MB
HTTR(高温工学試験研究炉)は、黒鉛減速ヘリウムガス冷却型、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950Cの日本原子力研究開発機構大洗研究所で建設された我が国初の高温ガス炉である。HTTRの目的は高温ガス炉技術の基盤の確立及び高度化のための試験研究であり、現在まで、定常運転,安全性実証試験,長期連続運転,高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を実施しており、高温ガス炉の運転・保守経験を蓄積している。2018年度は、昨年度に引き続き、2013年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準への適合確認のための原子炉設置変更許可申請に対する審査対応等を行い、2011年東北地方太平洋沖地震以来運転停止しているHTTRの運転再開に向けての活動を継続している。本報告書は、2018年度に実施された新規制基準への対応、HTTRの運転・保守管理状況、及び、実用高温ガス炉に向けた研究開発、高温ガス炉関係の国際協力の状況等についてまとめたものである。
島崎 洋祐; 山崎 和則; 飯垣 和彦
保全学, 18(1), p.16 - 20, 2019/04
高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)は、高温の冷却材を利用した水素製造技術の研究開発及び高温ガス炉開発のための試験研究を目的として、日本原子力研究開発機構の大洗研究所に設置されている日本初の高温ガス炉である。現在HTTRは、早期の運転再開に向けて、2013年12月18日に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準への適合性確認のための原子力規制委員会による審査に対応している。本報では、保全管理に係る項目として、HTTR原子炉施設の設備、機器類の保守管理の実施状況について紹介する。
濱本 真平; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 4 Pages, 2017/04
High temperature gas-cooled reactors (HTGRs) use helium as coolant. Because helium tends to leak, welding is often used for joints of pipes and containers. However, the bolt fastening flange is useful for enhancing the maintainability of the industrial plant. If the helium leak characteristic of the bolt fastening flange is clarified and the factor that reduces the leakage of helium can be controlled, it can lead to the reduction of the leak rate of helium. In this study, it was clarified that the temperature difference between the flange surfaces strongly influences the helium leak rate from the flange by experiment using Helium Gas Circulator installed in High Temperature engineering Test Reactor. We also demonstrated that helium leak can be reduced by using this correlation by controlling the flange temperature.
島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 柳田 佳徳; 篠原 正憲; 川本 大樹; 高田 昌二
JAEA-Technology 2016-038, 36 Pages, 2017/02
JAEA-Technology-2016-038.pdf:8.75MB
HTTR(高温工学試験研究炉)では起動用中性子源として、
Cf(3.7GBq
3個)を炉内に装荷し、約7年を目途に交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷及び輸送物の製作は、販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの制御棒案内ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回までの中性子源交換作業において、輸送容器に係る中性子源ホルダの取扱い上のリスクとして以下が確認された。(1)作業員の被ばくのリスク、(2)中性子源ホルダの誤落下リスク。そこで、そのリスクを低減し、かつ、製造から20年経過した従来の輸送容器をオーバーホールして使用し続ける場合と同程度のコストで、従来の輸送容器と同じA型輸送物の基準を満足することができる、HTTRの中性子源専用の新たな輸送容器を製作した。
崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)システム計算科学センターでは、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の研究開発を進めてきた。2011年東北地方太平洋沖地震では、原子力機構大洗地区の高温工学試験研究炉(HTTR)では、震度5強を観測した。本研究では、様々な不確定性を有するパラメータ(地盤・建屋相互作用、地盤物性)を用いたHTTRの3次元有限要素モデルによって実施した東北地方太平洋沖地震の地震応答解析のパラメータスキャン結果を報告する。上記の不確定性を有するパラメータに対する応答結果のばらつきを評価することにより、妥当性の高い3次元有限要素モデルの構築に必要な知見が得られた。
島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 高田 昌二; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 濱本 真平; 篠原 正憲
Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.1034 - 1042, 2016/03
HTTRでは起動用中性子源として、Cf(3.7GBq3個)を炉心内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷、中性子源ホルダ収納ケース及び中性子源用輸送容器への収納は販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの黒鉛ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回の交換作業において、輸送容器に中性子源ホルダを取扱う上でのリスクが2つ確認された。従来の輸送容器は大型(
1240mm、h1855mm)で床に固定できないため、地震時の輸送容器のズレを原因とする漏えい中性子線・
線による被ばくのリスクがあった。また、中性子源ホルダ収納ケースが長尺(155mm、h1285mm)で、メンテナンスピット内の適切な作業位置に引込めないため、中性子源ホルダの遠隔操作による取扱いが困難となり、ホルダが誤落下するリスクがあった。そこで、これらの問題を解決する、新たな輸送容器を低コストで開発した。まず、被ばくのリスクを排除するために、メンテナンスピット上部のフロアにボルト固定できるよう輸送容器を小型化(820mm、h1150mm)した。また、中性子源ホルダケースをマニプレータで適せつな位置に引き込めるように小型化(75mm、h135mm)かつ単純な構造とし、取扱性を向上させた。その結果、2015年に行った中性子源ホルダ取扱作業は安全に完遂された。同時に、製作コストの低コスト化も実現した。
大平 博昭; 堂田 哲広; 上出 英樹; 岩崎 隆*; 南 正樹*
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.2585 - 2592, 2015/05
IAEAの主催によりEBR-IIのSHRT-17試験を用いたベンチマーク解析が2012年から行われてきた。本ベンチマーク解析の条件は米国アルゴンヌ国立研究所より提供され、参加機関で熱流動解析コードやプラント動特性解析コードのための解析モデルの開発を行った後に、スクラム後900秒までのブラインド解析を実施した。原子力機構も本ベンチマーク解析に参加しプラント動特性解析コードSuper-COPDを用いてSHRT-17試験の解析を実施した。ブラインド解析の後に試験データがアルゴンヌ国立研究所より提供されたため、Super-COPDの解析結果と比較したところ、高圧プレナム入口温度は全解析時間に渡り試験結果と比較的よく一致することがわかった。一方、Zパイプの入口温度及びIHX2次側出口温度は、主ポンプ流量の差及び提供情報不足による上部プレナム解析モデルの不適切さに起因して、最初の400秒間で試験結果と差が生じるものの、それ以降の自然循環特性が支配的となる時間帯ではよく一致することがわかった。したがって、ブラインド解析に用いたSuper-COPDの解析モデルは、自然循環挙動を比較的精度よく予測できることがわかった。
高温工学試験研究炉部
JAEA-Review 2014-041, 140 Pages, 2014/12
JAEA-Review-2014-041.pdf:14.06MB
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターのHTTR(高温工学試験研究炉)は、熱出力30MWの黒鉛減速ヘリウムガス冷却型原子炉で、我が国初の高温ガス炉である。平成25年度は、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設の新規制基準の適合のための原子炉設置変更許可申請書の作成等を行い、平成23年東北地方太平洋沖地震以来運転停止しているHTTRの再稼働に向けての活動を実施した。本報告書は、平成25年度(2013年)のHTTRの運転と保守及び各種技術開発の状況等について紹介する。
核融合工学部; 物質科学研究部
JAERI-Review 2005-012, 143 Pages, 2005/03
JAERI-Review-2005-012.pdf:11.74MB
原研は、原子力委員会核融合会議が平成12年8月に策定した「核融合炉ブランケットの研究開発の進め方」に基づき、固体増殖方式のブランケットの開発の中核的な機関として、増殖ブランケットの開発を進めている。本報告は、原研で実施している増殖ブランケット開発計画とこれまでの成果及び今後の展望と計画を取りまとめたものである。本報告では、核融合炉の最も重要な機器の一つである増殖ブランケットの開発に関して、原研が果たすべき責務を明確に示し、増殖ブランケットの開発目標及び増殖ブランケット実現のために必要な開発課題とロードマップを明らかにした。また、これまで原研で実施してきた増殖ブランケットの研究開発の成果を概観し、現在までに達成した技術開発のレベルが、要素技術開発の段階から工学試験の段階に進むべきレベルに達したことを示した。さらに、今後、工学試験として実施するべき開発目標と開発計画を定量的に明らかにし、実現の可能性を明確に示した。今後、増殖ブランケットの工学試験を実施し、ITERのテストブランケット・モジュール試験を完遂することが、核融合炉の増殖ブランケット開発において必要不可欠である。
馬場 信一; 石原 正博; 鈴木 世志夫*; 高橋 常夫*; 星屋 泰二
JAERI-Data/Code 2002-008, 126 Pages, 2002/03
JAERI-Data-Code-2002-008.pdf:4.82MB
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた高温工学に関する先端的基礎研究の課題は、次に示した3分野が選定されている。(1)新素材・材料開発分野,(2)放射線化学・核融合関連分野,(3)高温照射技術・その他原子力関連分野。これら3分野のうち7研究課題がHTTRを用いた照射試験の有効性を調べるための予備試験を実施中で、これらの中から平成15年度から開始予定のHTTR照射試験を実施する研究テーマとして、(1)新素材・材料開発分野の中から次の3研究課題が選択されている。第1次(平成15年度)及び第2次(平成16年度)照射試験ホルダーに試験片を装荷した。(1)中性子転換ドーピングによる高温・SiC半導体創製の研究,(2)高温酸化物超伝導材料の照射による特性改良の研究,(3)耐熱セラミックス複合材料の照射損傷機構に関する研究。本報告書は、第1次及び第2次HTTR照射試験用ホルダーと装荷した試料に関する技術データーについてまとめたものである。
木崎 實; 本田 順一; 宇佐美 浩二; 大内 朝男*; 大枝 悦郎; 松本 征一郎
JAERI-Tech 2000-087, 50 Pages, 2001/02
JAERI-Tech-2000-087.pdf:2.78MB
東海ホットラボでは、四半世紀以上にわたって高温工学試験研究炉用燃料・材料の研究開発のための照射後試験を実施してきており、被覆粒子燃料,アロイ800H,圧力容器鋼材等の開発や選定、安全審査・設計工事認可対応に有用なデータを提供してきた。本報は、HTGRからスタートして最終的にHTTRに至る開発に伴って実施してきた材料関連照射後試験の技術的変遷と試験成果をまとめたもので、高温引張試験,クリープ試験,シャルピー衝撃試験,弾塑性破壊靱性(J
)試験,動的破壊靱性(K
)試験,スモールパンチ試験,電気化学的腐食試験等について開発整備してきた試験装置,遠隔操作技術,評価技術,及び,耐熱・耐圧材料の高温照射脆化の特徴,さらには、これら材料の研究開発やホットラボ技術の進展への寄与等を概説する。
数土 幸夫; 芳野 隆治
電気評論, 86(2), p.41 - 49, 2001/02
日本原子力研究所は、昭和31年6月に設立されて以来、国の計画に従い、科学技術の総合発展に貢献する「先端的な原子力科学技術の研究開発」と原子力のかかわる科学技術の可能性を開拓する「先導的な原子力研究開発」を世界最先端の研究施設を活用して進めている。先端的な原子力科学技術の研究開発では、中性子科学,光量子・放射光科学,放射線利用,物質科学,環境科学,先端基礎,高度計算科学等の研究を推進し、原子力の総合科学としての多様な可能性を追求している。先導的な原子力科学技術では、エネルギー源の安定確保と地球環境と調和のとれたエネルギーシステムの開発を目指し、核融合炉の研究開発,将来型エネルギーシステム研究,高温工学試験研究,安全性研究,保健物理研究等を進めている。本報告では、原研における最近1年間の研究開発の主要な成果を中心に、研究の現状と動向を紹介する。
研究評価委員会
JAERI-Review 2000-021, 36 Pages, 2000/09
JAERI-Review-2000-021.pdf:3.01MB
研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」等に基づき、安全性研究専門部会を設置し、安全性試験研究センター(原子炉安全工学部,燃料サイクル安全工学部及び安全試験部)の研究開発課題について、平成12年度からの5年間の計画の事前評価を実施した。安全性研究専門部会は平成12年1月20日に開催された。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目、評価の視点、評価の基準に従って行われた。同専門部会がとりまとめた評価結果は、研究評価委員会で審議され、妥当と判断された。本報告書はその評価結果である。
研究評価委員会
JAERI-Review 2000-020, 28 Pages, 2000/09
JAERI-Review-2000-020.pdf:2.43MB
研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」等に基づき、高温工学専門部会を設置し、高温工学試験研究炉開発部及び核熱利用研究部の研究開発課題について、平成12年度からの5年間の計画事前評価を実施した。高温工学専門部会は平成11年12月27日に開催された。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目、評価の視点、評価の基準に従って行われた。同専門部会がとりまとめた評価結果は、研究評価委員会で審議され、妥当と判断された。本報告書はその評価結果である。
小川 益郎; 椎名 保顕; 文沢 元雄; 武田 哲明; 高田 昌二; 久保 真治; 稲葉 良知
JAERI-Tech 98-062, 126 Pages, 1999/01
高温工学試験研究炉(HTTR)において、1次上部遮へい体昇温の原因について、数値計算、模擬実験等により検討した結果、1次上部遮へい体の昇温は、おもに、アニュラス部パージガス流量の低下によって生じていると考えられる。このアニュラス部パージガス流量が低下する原因を熱流体工学上妥当、製作上現実的と考えられる範囲内では、特定することができなかった。そこで、アニュラス部パージガス流量が低下する仮想的な原因を幾つか仮定し、そのもとで、HTTR定格運転時の1次上部遮へい体温度を予測した。仮定した幾つかの原因のもとでは、HTTR定格運転時のアニュラス部パージガス流量は、0.899g/sから2.69g/sの範囲となり、これらの値を入力した2次元熱流体計算の結果、コンクリート温度の計算値は、40C以下から約86Cまで変化する結果となった。
萩原 正紀; 重本 雅光; 藤川 正剛
原子力年鑑'98/'99年版, p.166 - 170, 1998/00
高温ガス炉開発を中心とする高温工学試験研究について、平成9年4月から10年6月までの活動状況を中心にまとめたものである。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、燃料、材料、炉工学、核熱利用等の所内各研究部門の活動についてまとめた。さらに、海外における高温ガス炉開発の動向及び国際協力について記述している。
重本 雅光; 塩沢 周策
原子力年鑑'97, p.129 - 134, 1997/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の概要及び建設の状況について記載した。又、高温工学試験研究と特に高温ガス炉の多目的利用としてHTTR核熱利用に関する研究開発に係わる内容及び海外の高温ガス炉の動向を記述した。本稿は平成8年4月から平成9年3月までの状況を中心にまとめたものである。
8日、東海村高温ガス炉研究会実行委員会
JAERI-Conf 95-009, 261 Pages, 1995/03
日本原子力研究所(原研)は、平成6年11月7日(月)と8日(火)の両日、東海研究所において、第3回高温ガス炉研究会を開催した。高温ガス炉研究会は、高温ガス炉研究の成果と現状、今後積極的に進めるべき課題等について、原研内外の専門家による報告及び討議を行い、その結果を原研における今後の高温工学試験研究の進め方の検討に役立てることを目的に、3年毎に開催している。今回の研究会では、高温ガス炉の安全性及び高温ガス炉の利用を重点課題とし、2件の講演、14件の論文発表が行われ、大学、国立研究機関、産業界及び海外から約210名の参加を得た。
栗原 良一; 橘 幸男; 西原 哲夫; 丸山 創; 塩沢 周策; 大下 真一*
圧力技術, 32(3), p.154 - 165, 1994/00
熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950Cを目指した高温工学試験研究炉の建設が日本原子力研究所大洗研究所で進められている。使用圧力3.9MPa、温度約400Cのヘリウムガスを内蔵するHTTRの耐圧バウンダリは、原子炉圧力容器、中間熱交換器、1次加圧水冷却器等から構成される。このうち、原子炉圧力容器は内部にHTTRの安全上極めて重要である燃料体、黒鉛反射体、反応度制御設備、炉心支持構造物等を収納するため、耐圧バウンダリの中でも最重要機器の一つである。高さ13.2m及び直径5.5mの原子炉圧力容器は、円筒胴と上下の半球鏡から成る。原子炉圧力容器の主要材料として、21/4Cr-1Mo鋼を使用するが、この材料は、軽水炉で圧力容器鋼材として広く使用されているMn-Mo鋼よりも高温において優れたクリープ強度特性を有する。本報告は、主としてHTTRの原子炉圧力容器の構造設計について概説する。
