High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

https://doi.org/10.1016/C2018-0-05383-9

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

Operation and maintenance experience from the HTTR database

清水 厚志; 古澤 孝之; 本間 史隆; 猪井 宏幸; 梅田 政幸; 近藤 雅明; 磯崎 実; 藤本 望; 伊与久 達夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1444 - 1451, 2014/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2014.946568

HTTRでは、運転・保守経験において得られた情報を共有しそこから得られた知見や教訓を高温ガス炉の設計、建設、運転管理に反映させることで安全性や信頼性の向上に役立てることを目的として、運転・保守経験情報のデータベースシステムを構築している。本データベースには、これまで1997年から2012年の期間において1000件以上の不具合事象データが登録されている。本報では、データベースの登録情報に基づき、これまでのHTTRの不具合事象の発生状況について述べるとともに、次期高温ガス炉の設計、建設、運転管理への適用が期待できる重要な知見として、(1)ヘリウム圧縮機の性能低下、(2)反応度制御設備における後備停止系不具合、(3)非常用ガスタービン発電機の経験、(4)東日本大震災の経験、以上4件の経験を抽出し、改善策を提言する。

原子力発電所事故後の無人ヘリコプターを用いた放射線測定

眞田 幸尚; 西澤 幸康; 山田 勉; 池田 和隆*; 松井 雅士*; 土田 清文; 佐藤 義治; 平山 弘克; 高村 善英; 西原 克哉; et al.

JAEA-Research 2013-049, 129 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-049.pdf:15.5MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所の事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が考えられる。近年、無人ヘリコプターの開発が進んでおり、プログラミングによる自律飛行が可能な機種もある。原子力機構では、事故直後から、無人ヘリコプターによる放射線測定システムの開発に着手し、広範囲のモニタリングを実施している。無人ヘリコプターは、ヘリコプター(検出器)と操作する作業員に距離がとれるため、被ばくを抑制できること、プログラミングにより同じ場所を何度でも測定できることから、除染前後などの変化の観測が可能であることなどの特徴がある。モニタリングは、2011年12月から本格的に開始し、これまで、原子力発電所周辺のモニタリング、河川敷のモニタリング、発電所敷地内上空のモニタリング及び除染前後のモニタリングを行ってきた。ここでは、システムの詳細及びモニタリングの方法、結果についてまとめる。

航空機モニタリングによる放射性セシウムの汚染分布

眞田 幸尚; 近藤 敦哉; 杉田 武志; 鳥居 建男

放射線, 38(3), p.137 - 140, 2012/12

https://cir.nii.ac.jp/crid/1570009751231720192

日本の全域において、2011年3月11日の東北-太平洋地震及び津波によって引き起こされた東京電力福島第一原子力発電所の災害により大気中へ放出された放射能の影響を調査するために4機のヘリコプターを使用することにより、空間線量率及び放射性セシウムの沈着量を測定した。本稿では、測定法と結果について報告する。

Staged deployment of the international fusion materials irradiation facility (IFMIF)

竹内 浩; 杉本 昌義; 中村 博雄; 湯谷 順明*; 井田 瑞穂*; 實川 資朗; 近藤 達男; 松田 慎三郎; 松井 秀樹*; Shannon, T. E.*; et al.

Fusion Energy 2000 (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00

本論文は、FPCCの要請に基づき作成したIFMIFの段階的建設計画を基本とする建設コストの削減と平準化に関するものである。全コストは、当初の目標を減じることなく、概念設計時の全コストから約40%減の487.8Mドルに合理化された。段階的建設は、核融合炉開発と整合させた3段階の開発整備計画とし、第一段階の建設コストは、概念設計時の全コストの62%減となり、303.6Mドルで実現できることを示した。なお、第一段階では、50mAの運転による照射試験によりITER増殖ブランケット材料の選定を行い、第二段階では125mAに増力して原型炉設計のための工学データの取得を行う。また、第三段階では加速器の2台に増設し250mAの運転により原型炉材料の寿命評価のための100-200dpaの工学データの取得を行い、当初の目的を達成する。

高温ガス炉近似ヘリウム雰囲気におけるハステロイXRのクリープ及び破断挙動

小川 豊*; 倉田 有司; 鈴木 富男; 中島 甫; 近藤 達男

日本原子力学会誌, 36(10), p.967 - 975, 1994/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.36.967

高温ガス炉ヘリウム雰囲気での耐食性を改良したハステロイXRについて、1073,1173及び1273Kの高温ガス炉近似ヘリウム中でクリープ破断試験を実施した。試験には、ヘリウムガスの純度管理を特に考慮して作成したテストセクション及びモアレ縞を利用した変位測定装置を備えたヘリウム中クリープ試験機を使用した。得られた結果の要約は以下のとおりである。1万時間までの結果では長時間側でもクリープ特性の劣化は認められなかった。ASMEのCode Case N-47の時間依存性設計許容応力(St)は1%全ひずみ到達応力に支配される。浸炭は破断部のみで認められた。試料の表面クラック先端は鈍化していて内部にまで進展した形跡はない。内部のクラックは引張応力下の粒界析出物とマトリックスの界面から発生している。1273Kではクリープ破断材に再結晶組織が認められた。クリープ変形により引張応力下の粒界析出物は粗大化する。

原子力開発の技術基盤としての材料R&D

近藤 達男; 菱沼 章道; 野田 健治; 衛藤 基邦; 辻 宏和; 中島 甫; 木内 清; 大野 英雄; 小川 徹; 大道 英樹; et al.

原子力工業, 39(8), p.1 - 80, 1993/08

http://ci.nii.ac.jp/naid/40001074218

来世紀に向けた新しい原子力システムには、材料はその実現の鍵の一つと考えている。本論文は原研の材料研究のうち、基盤技術研究のカテゴリーの活動成果及び今後の方向をまとめたものである。I.原子力材料基盤強化のための材料研究。II.新型原子炉材料研究の最前線(1)核融合,(2)高温ガス炉。III.原子力プラント材料耐久性挙動の予測とデータベース。IV.新しい素材設計と物質探索。V.エネルギービームを利用した機能性材料の開発。VI.原子力システム環境対応耐久性新素材の開発。VII.新しい材料照射試験施設と材料試験技術開発。(1)照射試験施設,(2)材料試験技術開発

Development of Ni-Cr-W superalloy for HTGR application

辻 宏和; 中島 甫; 近藤 達男

JAERI-M 92-215, p.584 - 598, 1993/01

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-M-92-215.pdf

原子炉出口冷却材温度1000C級の高温ガス炉の開発に備えて、その高温部構造用材料としてNi-Cr-W系超耐熱合金の開発を進めてきた。開発プログラムの第1段階では、基本となるNi-Cr-W組成比の最適値がNi-18~19mass%Cr-20~22mass%Wであるとの結論を得た。第2段階では、最適Ni-Cr-W組成比合金の熱間加工性、引張特性、時効特性、大気中クリープ破断特性及びHTGRヘリウム中耐食性に及ぼす微量添加元素の効果を系統的に調べ、最適化学組成を提案した。開発プログラムは、現在第3段階にあり、最適化学組成を有する合金を工業規模(2000kg)で溶製し、原子炉の熱交換器用伝熱管を想定した継ぎ目無し管の試作を行った。その結果、ここで開発中の新合金は、熱間加工性、冷間加工性ともに継ぎ目無し管の製造が可能な特性を有していることが確認された。引き続いて、本合金の溶接用溶加材の開発に取り組む予定である。

Statistical analyses of variability/reproducibility of environmentally-assisted cyclic crack growth rate data relative to K control modes

辻 宏和; 横山 憲夫; 中島 甫; 近藤 達男

Journal of Nuclear Materials, 202, p.79 - 86, 1993/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(93)90031-S

材料応用工学研究室で整備を進めている原子力材料総合データベースJMPDに格納されている原子炉圧力容器鋼の疲労き裂成長速度データの統計解析を行い、K(応力拡大係数範囲)増加型の疲労き裂成長試験で得た速度データとK一定型の疲労き裂成長試験で得た速度データのばらつき、再現性を比較した。その結果、データのばらつき、再現性といった観点からは、K一定型の疲労き裂成長試験の方が好ましいこと、またその傾向は、大気中のデータよりも軽水炉一次冷却水近似環境中のデータにおいて、より顕著であることがわかった。

Prediction of high-temperarure properties and producibility of Ni-Cr-W superalloys by multiple regression analyses

辻 宏和; 中島 甫; 近藤 達男

Proc. of the Int. Conf. on Computer-assisted Materials Design and Process Simulation, p.398 - 403, 1993/00

原子炉出口冷却材温度1000C級の高温ガス炉の開発に備えて、その高温部構造用材料としてNi-Cr-W系超耐熱合金の開発を進めてきた。開発プログラムの第1段階では、基本となるNi-Cr-W組成比の最適値がNi-18~19mass%Cr-20~22mass%Wであるとの結論を得た。第2段階では、最適Ni-Cr-W組成比合金の熱間加工性、引張特性、時効特性、大気中クリープ破断特性及びHTGRヘリウム中耐食性に及ぼす微量添加元素の効果を系統的に調べ、得られた特性と成分元素量の間の関係に関する重回帰分析を行った。その結果、重回帰分析による特性予測が可能であることが分かり、重回帰分析結果に基づいて化学組成の最適化を図ることができた。