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杉田 裕; 菊池 広人*; 星野 笑美子*
JAEA-Data/Code 2020-017, 39 Pages, 2021/01
JAEA-Data-Code-2020-017.pdf:2.96MB
わが国では、高レベル放射性廃棄物(HLW)は深地層の処分場に埋設される。HLWの竪置き方式の処分場概念では、オーバーパックに封入された廃棄体は緩衝材(ベントナイトとケイ砂の混合材)にくるまれた状態で鉛直に掘削された処分孔に埋設される。そして、処分坑道は、埋め戻し材(ベントナイトと掘削ズリの混合材)で埋め戻された後、コンクリートプラグで閉塞される。日本原子力研究開発機構は、埋め戻し材で起こると考えられる熱-水-応力-化学連成挙動を把握するため、幌延深地層研究センターで発生した掘削ズリを用いた埋め戻し材の(1)膨潤圧試験、(2)透水試験、(3)熱物性測定、(4)一軸圧縮試験、(5)水分ポテンシャル測定、及び(6)浸潤試験を実施し、膨潤圧,透水係数,熱伝導率等のデータを得た。これらの試験データは、幌延深地層研究センターで実施中の実規模原位置試験に用いられる。
高松 邦吉; 中川 繁昭; 伊与久 達夫
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-11) (CD-ROM), 12 Pages, 2005/10
高温工学試験研究炉(HTTR)では、安全性実証試験として循環機停止試験を実施しており、冷却材流量低下事象に対して原子炉を緊急に停止させなくても、原子炉出力は安定状態に落ち着き、炉内温度の過渡変化が非常に緩慢であるという高温ガス炉の固有の安全性を実証している。本研究では、循環機停止試験の試験データを用いて、動特性解析SIRIUSコードの検証を行った。SIRIUSコードは、原子炉圧力容器表面からの放熱による原子炉残留熱挙動を解析でき、1点炉近似動特性を考慮した原子炉出力の変化や原子炉圧力容器内の温度分布を求めることができる。検証の結果、解析結果は試験データを再現していることが明らかとなり、SIRIUSコードによる炉心動特性解析は妥当であることを確認できた。
高松 邦吉; 中川 繁昭
JAERI-Data/Code 2005-003, 31 Pages, 2005/06
JAERI-Data-Code-2005-003.pdf:4.83MB
高温工学試験研究炉(HTTR)では、安全性実証試験として循環機停止試験を実施しており、冷却材流量低下事象に対して原子炉を緊急に停止させなくても、原子炉出力は安定状態に落ち着き、炉内温度の過渡変化が非常に緩慢であるという高温ガス炉の固有の安全性を実証している。本研究では、循環機停止試験の試験データを用いて、動特性解析コードTAC/BLOOSTコードの検証を行った。TAC/BLOOSTコードは、原子炉圧力容器表面からの放熱による原子炉残留熱挙動を解析でき、1点炉近似動特性を考慮した原子炉出力の変化や原子炉圧力容器内の温度分布を求めることができる。検証の結果、解析結果は試験データを再現していることが明らかとなり、TAC/BLOOSTコードによる炉心動特性解析は妥当であることを確認できた。
高松 邦吉; 中川 繁昭
JAERI-Tech 2005-030, 21 Pages, 2005/05
JAERI-Tech-2005-030.pdf:1.06MB
高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)は原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850
C/高温試験運転950C)の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉である。HTTRでは高温試験運転として2004年3月31日に開始し、4月19日に最大熱出力30MWの状態で1次冷却材原子炉出口温度950Cを達成した。高温ガス炉による原子炉出口冷却材温度950Cの達成は、今回HTTRが世界で初めて成功したものである。本報は、高温ガス炉における原子炉出口冷却材温度の評価手法の提案として、(1)PRM指示値と原子炉出口冷却材温度の関係,(2)PRM指示値と熱出力の関係,(3)VCS除熱量の予測値と実測値の関係、から原子炉出口冷却材温度の予測式を導出した。この予測式は高温ガス炉の原子炉出口冷却材温度の設計に用いることができる。また、本研究における原子炉出口冷却材温度の検討過程は、将来の高温ガス炉(HTGRs)の設計に十分活用することができる。
Cの出力上昇試験結果伊与久 達夫; 中川 繁昭; 高松 邦吉
UTNL-R-0446, p.14_1 - 14_9, 2005/03
HTTR(高温工学試験研究炉)は、原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850C/高温試験運転950C)の黒鉛減速ヘリウム冷却型の高温ガス炉である。HTTRでは、高温試験運転モードでの出力上昇試験を行い、高温試験運転モードで使用前検査に合格するとともに、炉心及びプラントの特性を評価するに必要なデータを取得した。本研究会では、高温試験運転モードで実施した出力上昇試験結果の概要を紹介する。
高松 邦吉; 中川 繁昭; 坂場 成昭; 高田 英治*; 栃尾 大輔; 島川 聡司; 野尻 直喜; 後藤 実; 柴田 大受; 植田 祥平; et al.
JAERI-Tech 2004-063, 61 Pages, 2004/10
JAERI-Tech-2004-063.pdf:3.14MB
高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)は原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850C/高温試験運転950C)の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉である。HTTRでは高温試験運転として単独運転を2004年3月31日に開始し、4月19日に最大熱出力30MWの状態で1次冷却材原子炉出口温度950Cを達成した後、4月23日に使用前検査として冷却材飽和値確認検査を受検した。その後、徐々に出力を降下し、5月1日に原子炉を停止した。単独運転終了後、2次側の除熱性能の改善等を目的として炉容器冷却系熱交換器の洗浄等の作業を経て、並列運転を6月2日に開始し、6月24日に使用前検査として冷却材飽和値確認検査,放射性物質濃度の測定検査等を受検した。これにより、高温試験運転にかかわる原子炉の性能試験はすべて終了し、使用前検査合格証を受領した。高温ガス炉による原子炉出口冷却材温度950Cの達成は、今回HTTRが世界で初めて成功したものである。これにより、高温ガスタービンによる高効率発電が可能となるとともに、水を原料とした水素製造に十分な温度を達成したこととなり、原子力の非発電分野での利用の可能性が広がったことになる。本報は、高温試験運転の方法及び結果の概要を示したものである。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 高田 英治*; 野尻 直喜; 島川 聡司; 植田 祥平; 沢 和弘; 藤本 望; 中澤 利雄; 足利谷 好信; et al.
JAERI-Tech 2003-043, 59 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-043.pdf:2.54MB
HTTRは、原子炉出口冷却材温度950
の達成を目指した高温試験運転による出力上昇試験を平成15年度に計画している。高温試験運転の実施にあたっては、被覆粒子燃料を使用し、ヘリウムガス冷却を行う我が国初の高温ガス炉であることを念頭に、これまで実施してきた出力上昇試験(定格運転30MW及び原子炉出口冷却材温度850までの試験)での知見をもとに計画する。高温試験運転においては、温度の上昇に従ってより厳しくなる、原子炉の核熱設計,放射線遮へい設計及びプラント設計が適切であることを確認しながら実施する。本報では、HTTRの安全性確保に重要な燃料,制御棒及び中間熱交換器について、定格運転モードでの運転データに基づき、高温試験運転時の安全性の再確認を行った結果を示すとともに、これまでに摘出された課題とその対策を示した。加えて、高温試験運転における試験項目摘出の考え方を示し、実施する試験項目を具体化した。その結果、原子炉施設の安全を確保しつつ、原子炉熱出力30MW,原子炉出口冷却材温度950の達成の見通しを得た。
中川 繁昭; 藤本 望; 島川 聡司; 野尻 直喜; 竹田 武司; 七種 明雄; 植田 祥平; 小嶋 崇夫; 高田 英治*; 齋藤 賢司; et al.
JAERI-Tech 2002-069, 87 Pages, 2002/08
JAERI-Tech-2002-069.pdf:10.12MB
高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor : HTTR)の出力上昇試験は、30MW運転時に原子炉出口冷却材温度が850となる「定格運転」モードでの試験として、平成12年4月23日から原子炉出力10MWまでの出力上昇試験(1)を行い、その後、原子炉出力20MWまでの出力上昇試験(2),30MW運転時に原子炉出口冷却材温度が950となる「高温試験運転」モードにおいて原子炉出力20MWまでの出力上昇試験(3)を行った。定格出力30MW運転達成のための試験として平成13年10月23日から出力上昇試験(4)を開始し、平成13年12月7日に定格出力30MWの到達及び原子炉出口冷却材温度850の達成を確認した。出力上昇試験(4)については、平成14年3月6日まで実施し、定格出力30MWからの商用電源喪失試験をもって全ての試験検査を終了して使用前検査合格証を取得した。「定格運転」モードにおける原子炉出力30MWまでの試験結果から、原子炉、冷却系統施設等の性能を確認することができ、原子炉を安定に運転できることを確認した。また、試験で明らかとなった課題を適切に処置することで、原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度950の達成の見通しを得た。
高橋 弘行*; 中平 昌隆; 矢花 修一*; 松田 昭博*; 大鳥 靖樹*
JAERI-Tech 2001-064, 111 Pages, 2001/11
JAERI-Tech-2001-064.pdf:8.96MB
国際熱核融合実験炉(ITER)では、建屋基礎盤の面積に比して支持重量が大きく、また配置性の観点から免震要素の個数が制限されるため、7.35MPa~14.7MPa程度の面圧の「高面圧型免震要素」の使用が検討されている。これまでも、原子力施設への免震導入に関して、2.45MPa~4.90MPa程度の面圧を中心に数多くの研究が行われてきたため、高面圧型免震要素に対する設計用のデータは十分に整っているとは言えない。このため、使用される高面圧条件下における積層ゴムの種々の力学特性・強度特性を評価し、設計用データの蓄積を図る必要がある。平成9年度から平成11年度にわたり高面圧型免震要素の特性評価研究として、小中規模の免震要素を中心に試験を実施した。本研究ではこの成果をまとめて報告する。
伊与久 達夫; 稲垣 嘉之; 塩沢 周策; 二川 正敏; 三木 俊也*
Nuclear Technology, 99, p.169 - 176, 1992/08
被引用回数：8 パーセンタイル：61.46(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部は、原子炉容器内の炉心を支持するとともに、その位置決めをしている。各種黒鉛構造物の組み合せで構成される炉床部の振動特性(地震時の応答特性)を明らかにするため、2種のスケールモデルを用いた振動試験を実施した。本振動試験に基づく検討から、HTTR炉床部構造において特殊でかつ安全機能上重要なキー結合部及びサポートポスト構造に作用する衝突荷重特性を明らかにした。更に、設計上想定される最も厳しい地震に対し、HTTRの炉床部構造が健全性を維持できることを示した。
ROSA-IVグループ
JAERI-M 89-113, 163 Pages, 1989/09
ROSA-IV計画では、大型非定常試験装置(LSTF)において、1次模擬燃料集合体を用い、1985年3月から1988年8月までに計42回の総合実験を実施した。本報は、この期間に実施したLSTF装置及び計装上の変更点、新たなシステム特性試験の結果(流体容積分布と熱損失を含む)及びヒーターロッド材質の物性値を示す。これらは、既報のLSTF装置の説明書(JAERI-M84-237、1985年1月)の増補的役割を持ち、1次炉心を用いたLSTF実験の正確な境界条件を知る上で必要不可欠なものである。
小泉 興一; 吉田 清; 中嶋 秀夫; 飯田 文雄*; 島本 進
低温工学, 19(2), p.170 - 176, 1984/00
核融合用超電導トロイダル・コイル開発を目的としたIEA国際協力作業-Large Coil Task(LCT)-用の日本のテスト・コイルの国内試験で得られた機械的結果について述べる。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 斯波 正誼
JAERI-M 9834, 42 Pages, 1981/12
ROSA-III装置は、BWRの冷却材喪失事故を模擬した実験を行う装置である。この装置の特性の一つである熱損失について試験を行い結果をまとめた。熱損失量は、ROSA-IIIにおける小破断実験のように現象の推移がゆるやかで炉心の発熱量と同等になる条件下で重要な意味を持つものであり、特に小破断実験の解析において大切である。ROSA-III装置においては、循環ポンプからの熱入力および蒸気ラインでの蒸気漏洩の効果を評価して、装置外表面からの熱損失量が、流体温度と外気温度の差により次式で与えられることを確認した。Q
=0.56
T(KW)但し、Qは、熱損失速度、Tは、温度差(C)である。なお、この試験の場合、蒸気漏洩量は、重量で31kg/hour、エネルギ量で10KW(系圧力7.24MPaの飽和条件下)であった。
幾島 毅; 本間 敏秋*
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(7), p.514 - 524, 1981/00
被引用回数：3 パーセンタイル：45.64(Nuclear Science & Technology)ブロック型燃料から構成された高温ガス炉の耐震研究の一環として、炉心を垂直に切断した垂直2次元炉心モデルによる振動実験を実施して、炉心の振動特性を明らかにした。 得られた結果は次の通りである。 (1)側方反射体を柔支持した場合、剛支持に比較してコラムの変位は大きいが、衝突力は小さい。 (2)剛支持ではダウェル力は柔支持よりも小さい。 (3)ガス圧力差はコラムの変位と衝突力を小さくする。
幾島 毅; 本間 敏秋*
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(9), p.655 - 667, 1980/00
被引用回数：5 パーセンタイル：53.45(Nuclear Science & Technology)ブロック型燃料高温ガス炉炉心の耐震設計において、炉心内のブロックの挙動,衝突力を推定する必要がある。前報では、コラムの2次元振動特性を明らかにした。本報告はコラムの3次元振動特性を明らかにするために実施した、1領域炉心による振動実験と解析を述べたものである。主要な内容は次のとおりである。(1)コラムはルーズピン結合によるソフトスプリング特性と、ギャップを介して隣り合うコラムとの間でハードスプリング特性を有する。(2)コラムはふれ回り運動をする。(3)ガス圧力差模擬ばねによるコラムの圧縮力は、コラムの共振振動数を上昇させる。(4)コラムの振動特性と周辺コラムとの衝突応答値の解析は、実験値と良い一致を示した。
