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猪井 宏幸; 清水 厚志; 亀山 恭彦; 小林 正一; 篠崎 正幸; 太田 幸丸; 久保 司*; 江森 恒一
JAEA-Technology 2009-048, 48 Pages, 2009/10
JAEA-Technology-2009-048.pdf:5.0MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉施設の非常用電源設備として、ガスタービンエンジンの非常用発電機が設置されている。非常用発電機の性能の維持管理を目的に、分解点検や保守管理を設備設置時から現在に至るまで実施し、改良,改善を行ってきた。主な改善として、今まで行ってきたガスタービンエンジンの起動時間の監視に、起動時における排気最高温度を追加監視することにより、その劣化の程度を十分に推測できること及び急激な劣化の発生を判断できるようになった。
伊与久 達夫; 野尻 直喜; 藤本 望; 篠原 正憲; 太田 幸丸; 橘 幸男
Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10
高温ガス炉は発電のみならず水素製造などに利用できることから、世界的に注目されている。原子力機構は、我が国初の高温ガス炉であるHTTR(高温工学試験研究炉)を大洗サイトに建設した。HTTRは2004年4月19日に原子炉出口冷却材温度950
Cを達成した。これは原子炉圧力容器外に取り出した冷却材温度として世界最高である。HTTRにおいては、出力上昇試験,長期間の高温連続運転試験,高温ガス炉固有の安全性を確認するための安全性実証試験等を計画し、実施してきている。本報は、今までHTTRで実施した試験の内容を述べるとともに、今後計画している試験内容を紹介する。
山崎 和則; 亀山 恭彦; 猪井 宏幸; 新垣 悦史; 篠崎 正幸; 太田 幸丸
JAEA-Testing 2008-002, 52 Pages, 2008/03
JAEA-Testing-2008-002.pdf:15.54MB
高温工学試験研究炉(HTTR)で発生する気体廃棄物を適切に回収し、放射性物質の除去・減衰を経て放射性物質の濃度を監視しながら大気へ放出するために気体廃棄物の廃棄施設が設置されている。この設備は、それらの目的を果たすために常に設備の健全性が求められているため、毎年実施する保守管理によって機器の健全性の維持管理を行っている。本設備の保守管理はHTTRの運用に必要不可欠であり、現在まで効率的な保守管理を行ってきた。本報は、気体廃棄物の廃棄施設の維持管理を目的に実施してきた保守項目並びに実際の経験に基づいて改善した事項についてまとめたものである。
亀山 恭彦; 渡辺 周二; 猪井 宏幸; 清水 康則; 新垣 悦史; 篠崎 正幸; 太田 幸丸
JAEA-Testing 2008-001, 63 Pages, 2008/03
JAEA-Testing-2008-001.pdf:20.97MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の冷却設備には、補機冷却水設備及び一般冷却水設備が設置されている。補機冷却水設備は、原子炉の安全運転,停止等に必要な系統・機器に冷却水を供給し、一般冷却水設備は、原子炉の通常運転時に必要な一般の系統・機器に冷却水を供給しており、各系統・機器で昇温した冷却水を冷却塔で除熱している。これらの設備には、循環ポンプ,冷却塔,配管・弁類,薬液注入装置があり、原子炉の運転の有無に関係なく年間を通して運転している。本報は、補機冷却水設備及び一般冷却水設備の維持管理を目的に実施してきた保守項目,設備の改善等についてまとめたものである。
小山 直*; 濱本 真平; 金城 紀幸*; 根本 隆弘; 関田 健司; 磯崎 実; 江森 恒一; 伊藤 芳輝*; 山本 秀雄*; 太田 幸丸; et al.
JAEA-Technology 2007-047, 40 Pages, 2007/08
JAEA-Technology-2007-047.pdf:18.83MB
日本原子力研究開発機構が所有する高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉補助施設に設置しているガス圧縮機は、一般的な往復圧縮機を採用しているが、冷却材漏洩防止等の観点から複雑なロッドシール機構を有している。これまでの運転結果より、ガス圧縮機のロッドシール機構は、シールオイル漏れを頻発しており、長期連続運転における信頼性に問題があった。調査の結果、シールオイル漏れの原因は、おもにシール材の限界摺動特性を超えた範囲で使用したため、シール材リップが摩耗・変形し、シール機能が維持できないことにあった。そこで、代替シール材の選定,工場試験装置を用いた耐久性評価試験,実機を用いた実証試験を通して、長期連続運転に耐え得るシール材の見通しを得た。
栃尾 大輔; 亀山 恭彦; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 山崎 和則; 清水 康則; 新垣 悦史; 太田 幸丸; 藤本 望
JAEA-Technology 2006-045, 43 Pages, 2006/09
JAEA-Technology-2006-045.pdf:5.97MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の冷却設備の一つに補機冷却水設備がある。この補機冷却水設備は種々の機器の冷却だけでなく、工学的安全設備の一つである炉容器冷却設備のヒートシンクとなる機能を有している。そのため、補機冷却水設備は設計時に想定された除熱性能を有していなければならない。本報では、HTTRにおいてこれまで実施してきた出力上昇試験,供用運転のデータから、補機冷却水設備に設置されている最終ヒートシンクである冷却塔について伝熱性能を評価した。また、設計時における冷却塔の伝熱性能との比較を行い、冷却塔が設計時に要求された伝熱性能を有していることを確認した。
濱本 真平; 渡辺 周二; 小山 直*; 太田 幸丸; 栃尾 大輔; 藤本 望
JAERI-Tech 2005-035, 35 Pages, 2005/07
JAERI-Tech-2005-035.pdf:2.54MB
HTTRの炉容器冷却設備(Vessel cooling system: VCS)は工学的安全施設の一つであり、配管破断や減圧事故時のような強制循環による炉心の冷却ができない場合に、炉心の熱を圧力容器の周りに設置した水冷管パネルで輻射及び自然対流によって除去する設備である。また、通常運転時には1次遮蔽体のコンクリート温度を制限値以下に保つ機能を有している。これまでの運転で、VCSによる除熱量の変化はないものの、VCSを流れる冷却水の温度レベルが徐々に上がりはじめた。さらに冷却水の温度上昇に伴い、遮蔽体であるコンクリート温度の上昇も懸念された。このまま運転を続けると、コンクリート温度が制限値に近づくことも予想されたため、VCS冷却水の温度レベルを低下させる対策を行うこととした。VCS冷却水の温度を管理している機器の1つにVCS冷却器がある。このVCS冷却器の伝熱性能を評価しその低下の程度を明らかにした。その結果、伝熱性能の低下が認められたため、伝熱管の洗浄を行い伝熱性能の回復を図った。これにより、VCS除熱量を変化させることなく、VCS冷却器の伝熱性能を大きく改善し、VCS冷却水の温度を低下させることができた。
坂場 成昭; 古澤 孝之; 川本 大樹; 石井 喜樹; 太田 幸丸
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.147 - 154, 2004/10
被引用回数：10 パーセンタイル：55.72(Nuclear Science & Technology)HTTRは、炉心構造物,原子炉圧力容器,原子炉冷却設備,計測制御設備,原子炉格納施設等により構成される。本報では、その他設備となる、ヘリウム純化設備,ヘリウムサンプリング設備及びヘリウム貯蔵供給設備のヘリウム系の補助設備、並びに燃料取扱及び貯蔵設備について、設計の概要を述べる。ヘリウム純化設備は、1次系及び2次ヘリウム系に設置され、冷却材中の化学的不純物を除去する。ヘリウムサンプリング設備は、化学的不純物の濃度を測定する。ヘリウム貯蔵供給設備は、通常運転時にヘリウム圧力を安定に保つ。燃料取扱及び貯蔵設備は、新燃料及び使用済燃料を安定かつ安全に取扱うための設備である。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
高松 邦吉; 中澤 利雄; 古澤 孝之; 本間 史隆; 齋藤 賢司; 石仙 繁; 鎌田 崇; 太田 幸丸; 石井 喜樹; 江森 恒一
JAERI-Tech 2003-062, 94 Pages, 2003/06
JAERI-Tech-2003-062.pdf:26.47MB
本報告は、平成12年7月8日に高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR、熱出力30MW)で生じた原子炉自動停止の調査結果をまとめたものである。原子炉運転中の1次ヘリウム循環機の振動センサの温度挙動により、パルス状の振動信号(擬似信号)が発生することを明らかにした。また、振動センサが温度の影響を受け難くなる熱遮へい対策、並びに擬似信号による循環機トリップ事象を除外するため、上下振動センサが同時にトリップ設定値を長時間越えた場合にトリップ動作を行うとする対策について報告するものである。
日野 竜太郎; 藤崎 勝夫; 小林 敏明; 会田 秀樹; 太田 幸丸; 大内 義弘; 関田 健司; 羽賀 勝洋; 加藤 道雄; 茂木 春義; et al.
JAERI-Tech 96-037, 45 Pages, 1996/09
HTTRという実炉を用いて世界で初めて高温核熱利用系を接続して実証試験を実施するのに先立ち、機器の高性能化、運転・制御及び安全技術の実証、設計・安全評価解析コードの検証のための炉外技術開発試験が不可欠である。そこで、HTTRの最初の熱利用系である水蒸気改質水素製造システムの炉外技術開発試験装置の設計検討を行った。本報告は、試験装置のなかで原子炉システムを模擬して約900Cの高温ヘリウムガスを水蒸気改質システムに供給するヘリウムガス供給系の設計についてまとめたものである。HENDEL全設備を調査してヘリウムガス供給系に再利用可能な機器を評価・整理した。また、新規に製作するヘリウムガス高温加熱器等の熱流動性能及び構造強度の評価を行い、その仕様と構造を定めた。
大内 義弘; 藤崎 勝夫; 小林 敏明; 加藤 道雄; 太田 幸丸; 渡辺 周二; 小林 秀樹*; 茂木 春義
JAERI-Tech 96-030, 244 Pages, 1996/07
大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)は、HTTRの炉内構造物及び高温機器に関する性能及び信頼性を実証するための大型試験装置である。主要設備は、M+Aループ(高温ヘリウムガス供給系)、T
試験部及びT
試験部であり、1995年2月までの通算運転時間は、M+Aループで22900時間、T試験部で19400時間、T試験部で16700時間である。実証試験は当初の目的を果し、HTTRの設計、安全審査及び建設に活用された。また、10年以上の運転経験により、大型ガスループの運転技術、ヘリウムガスの取扱技術及び高温機器の保守技術を確立した。本報告書は、HENDELの設備の概要、1982年3月から1995年2月までの運転実績及び保守管理の内容についてまとめたものである。
高田 昌二; 柴田 光彦; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫; 太田 幸丸; 小林 敏明; 林 晴義
JAERI-M 94-013, 89 Pages, 1994/02
逆U字管内を流れる二相流は、気泡が管内に滞留して冷却水流速が0となる閉塞型不安定流動を誘起する。逆U字型伝熱管を用いているHENDELの冷却器C
は、冷却水注水時に伝熱管に滞留する空気が原因で、除熱性能の変化、異常振動の発生及び伝熱管の腐食が生じるものと考えられた。そこで、冷却器Cの構造を模擬した水室と逆U字管に並列なバイパス流路により構成される実験装置を使用して、逆U字管内における二相流の閉塞現象を確認し、その発生条件を明らかにした。また、あらかじめ逆U字管内に滞留した空気を除去する方法であるダイナミックエアベントは可能であることを上記実験装置により確認するとともに、真空冷却水注水法を冷却器Cに適用してその有効性を確認した。
稲垣 嘉之; 高田 昌二; 林 晴義; 小林 敏明; 太田 幸丸; 下村 寛昭; 宮本 喜晟
Nucl. Eng. Des., 146, p.301 - 309, 1994/00
被引用回数：6 パーセンタイル：52.28(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉のプラントにおいて、ヘリウム/水熱交換型冷却器は、冷却材(ヘリウムガス)を冷却するために不可欠な機器である。原子炉の安全上、冷却器の冷却性能を長期にわたり維持することは非常に重要であり、性能劣下の原因としては主に冷却水による伝熱管内の汚れが考えられる。HENDELに設置されたこの型の冷却器(4台)について、運転時間約16000hrまでの冷却性能の経時変化を調べた。イオン交換樹脂による冷却水の純水化処理を行った冷却器では、伝熱管内の汚れはほとんど認められなかった。しかし、ろ過水に防食材を加えただけの冷却水を用いた冷却器では、伝熱管内の汚れにより冷却性能が運転時間の経過とともに低下した。また、高温ガス炉の炉内構造物を模擬した黒鉛構造物の酸化によって黒鉛粒子が発生し、それが伝熱管の外表面に付着して冷却性能が低下する現象がみられた。
下村 寛昭; 川路 さとし; 太田 幸丸
Proc. of the 2nd Int. Symp. on Magnetic Bearings, p.93 - 99, 1990/00
HENDELにおけるヘリウムガス循環機及び同往復動式圧縮機に関する運転経験と各種試験結果から、これらの機能向上がHTTRを始めとする高温ガス炉の開発と信頼性あるいは安全性の向上にとって極めて重要であることが明らかになった。これら機器の大幅な性能向上を図るため、能動式磁気軸受を応用したHENDEL用ヘリウムガス循環機(ガス軸受式)と同規模な循環機に相当する高速模擬ローター試験装置及び高速無摺動ピストン式往復動圧縮機を試作開発し、各種試験を実施した。これらの作動特性と検討結果から、各々の機器に関する実用機開発への見通しが得られると同時に、能動式磁気軸受システムの問題点も明らかになった。より高性能なシステムを実現する上で制御安定性を広い領域で実現することが大切であり、現状は必ずしも満足でないことも判った。高性能化するための解析的計算例を示すとともに原理的改善策にも言及した。
猪井 宏幸; 磯崎 実; 篠崎 正幸; 橘 幸男; 太田 幸丸; 藤本 望; 伊与久 達夫
no journal, ,
原子力利用の新たな展開を目指した高温ガス炉技術基盤確立の一環として、高温ガス炉の特性把握のためのHTTR高温連続(50日)運転を計画している。この運転に備えて、信頼性向上に向けた機器の改良や分解点検等を実施してきた。そのなかで、1次ヘリウム純化設備ガス循環機等のオイルシール部シールオイル漏れ、非常用発電機ガスタービンエンジンの部材の劣化、炉容器冷却水設備(VCS)冷却器の熱交換性能低下という3つの事項について対策を行った。まず、1次ヘリウム純化設備ガス循環機のオイルシールの材質をポリウレタン製から耐熱性のあるテフロン製に変更し、30日間連続運転等において有意なシール性向上を確認した。次に、非常用発電機の分解点検を実施し、劣化状況を詳細に観察したうえで、部材の一部を交換した。また、炉容器冷却水設備(VCS)冷却器の伝熱配管の化学洗浄を実施し、熱交換性能が回復したことを確認した。
野尻 直喜; 太田 幸丸; 藤本 望
no journal, ,
原子力機構では、第1期中期計画では、高温工学試験研究炉(HTTR)において高温50日運転を行い、炉心の燃焼特性,燃料の性能,ヘリウムの純度管理,高温機器の性能等に関するデータを取得・評価し、高温ガス炉の実用化に必要なデータを蓄積することを掲げている。今回実施した定格30日運転は、高温ガス炉開発のための運転データを取得・蓄積するとともに、上記高温50日運転(平成21年度実施予定)に先立ち、長期の安定運転にかかわる機器性能の確認を行うことを目的としたものである。本報は、定格30日運転の概要,得られた主な知見と今後の高温50日運転等への取り組みについて報告するものである。
古澤 孝之; 本間 史隆; 猪井 宏幸; 澤畑 洋明; 根本 隆弘; 渡辺 周二; 太田 幸丸
no journal, ,
日本原子力研究開発機構が大洗研究開発センターに建設したHTTRは、我が国唯一の高温ガス炉である。HTTRの最大熱出力は30MWで、原子炉出口冷却材の最高温度は950Cであり、2004年4月19日に到達した。本報告では、HTTRの設備の保全の考え方,高温ガス炉の保全技術開発に向けてこれまでに実施してきた保全内容について述べる。
