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根本 隆弘; 藤原 佑輔; 荒川 了紀; 長山 侑矢; 長住 達; 長谷川 俊成; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; et al.
JAEA-Technology 2024-003, 17 Pages, 2024/06
JAEA-Technology-2024-003.pdf:1.91MB
RS-14サイクルに発生した1次ヘリウム循環機フィルタの差圧上昇の原因を調査するため、フィルタ付着物を調査した。調査の結果、フィルタエレメント表面にシリコンオイルに起因する付着物を確認した。この結果から、フィルタ差圧上昇の原因は、1次ヘリウム純化設備ガス循環機のチャコールフィルタの性能劣化により、1次系内にシリコンオイルが混入したためであることが明らかとなった。また、この再発防止対策として、従来の1次ヘリウム純化設備ガス循環機の運転時間による管理に加え、チャコールフィルタの交換頻度を3年毎とする定期交換計画を新たに策定した。
根本 隆弘; 荒川 了紀; 川上 悟; 長住 達; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; 古澤 孝之; 猪井 宏幸; et al.
JAEA-Technology 2023-005, 33 Pages, 2023/05
JAEA-Technology-2023-005.pdf:5.25MB
HTTR (High Temperature engineering Test Reactor) RS-14サイクルの原子炉出力降下において、ヘリウムガス循環機のフィルタ差圧が上昇傾向となった。この原因を調査するため、1次ヘリウム純化設備のガス循環機の分解点検等を実施した結果、ガス循環機内のシリコンオイルミストがチャコールフィルタの性能低下で捕集できなくなり、1次系統に混入したためと推定された。今後は、フィルタ交換を実施するとともに、さらなる調査を進め、再発防止対策を策定する予定である。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之; 橘 幸男
JAERI-Tech 2004-045, 67 Pages, 2004/04
JAERI-Tech-2004-045.pdf:4.74MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち、1次冷却材流量の低下を模擬した試験である循環機停止試験において、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台のうち1台あるいは2台が停止される試験が2002年から2005年に実施され、全3台を停止する試験が2006年以降に計画されている。本報は、安全性実証試験における循環機1台あるいは2台停止時の加圧水冷却器の構造健全性を確認するとともに、循環機3台停止時の1次系内の自然対流発生の可能性について、出力上昇試験中に実施されたスクラム試験の実測データをもとに検討した結果を示す。
古澤 孝之; 角田 淳弥; 植田 祥平; 根本 隆弘; 小山 直*; 鎌田 崇
JAERI-Tech 2004-024, 46 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-024.pdf:6.75MB
HTTRの1次ヘリウム循環機は、原子炉冷却材であるヘリウムガスを循環させるための重要な機器であり、1次加圧水冷却器用に3台,中間熱交換器用に1台設置している。このヘリウム循環機の上流側には、ヘリウムガス中の微粒子等がヘリウム循環機の主軸を支持している軸受に混入するのを抑制するためにフィルタを設置している。このフィルタの出入口間の差圧が出力上昇試験中に次第に上昇してきた。ヘリウム循環機のフィルタ差圧の上昇は、原子炉運転に支障をきたす可能性がある。このため、新規にフィルタを製作し、フィルタ交換を行った。また、フィルタ交換の際に、外観確認及びフィルタの付着物を採取しその分析を行った。本報は、フィルタ交換及びフィルタ差圧上昇原因調査についてまとめたものである。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 高田 英治*; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 栃尾 大輔; 橘 幸男; 伊与久 達夫
JAERI-Tech 2004-014, 24 Pages, 2004/02
JAERI-Tech-2004-014.pdf:1.06MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また実用高温ガス炉及び第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。本報は、2004年に計画している制御棒引抜き試験,循環機停止試験,流量部分喪失試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について述べたものである。事前解析の結果、炉心の負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着くことが明らかとなった。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 高田 英治*; 橘 幸男; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 栃尾 大輔; 伊与久 達夫
JAERI-Tech 2003-074, 37 Pages, 2003/08
JAERI-Tech-2003-074.pdf:1.83MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当する試験として、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に行う計画である。本報は、2003年8月に計画している循環機停止試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について示す。事前解析の結果、循環機停止後、負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着き、この間の炉内温度変化が緩慢であることが示された。
中川 繁昭; 坂場 成昭; 高田 英治*; 橘 幸男; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 沢 和弘
JAERI-Tech 2003-049, 22 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-049.pdf:1.17MB
高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するために、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験を行う。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当する試験(ただし、スクラムなし)として、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に行う計画である。試験に対する挙動解析と実測データの比較検討により、炉心動特性コード,プラント動特性コード等の安全評価コードの高精度化と検証を行い、十分信頼性のある安全設計・評価技術を確立する。これらの成果は、高温ガス炉の安全設計方針,安全評価方針等の作成に役立てる。本報は、HTTRの安全性実証試験全体計画を示すとともに、2003年3月に計画している制御棒引抜き試験及び循環機停止試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について示す。
清水 明; 加藤 道雄; 林 光二; 藤崎 勝夫; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 片西 昌司; 高田 昌二; 稲葉 良知; et al.
JAERI-Tech 2003-033, 105 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-033.pdf:8.35MB
HTTR水素製造システムのモックアップモデルとして建設した「実規模単一反応管試験装置」のヘリウムガス循環機に付き、2001年度に実施した総合機能試験結果を解析し、その特性を述べた。試験データを解析し、昇温値,電力,昇温値に関する性能曲線を求めた。また、これらの性能曲線を使い「循環機性能予測計算コード」を作成した。さらに、ヘリウムガス供給系主循環設備の全体圧力損失を評価した。ヘリウムガス循環機は、試験において圧力2.7MPa~4.0MPa,流量250g/s~400g/s,昇温値~250kPaの運転が必要となるが、最大入力電力150kW,最大回転数12,000rpm以内という循環機運転制限値内で達成できることが確認できた。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 橘 幸男
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.293 - 299, 2003/00
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当するものとして、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に実施する計画である。本報では、安全性実証試験の全体計画及び循環機停止試験の試験方法,試験条件,解析結果及び試験結果について述べる。循環機停止試験の結果、循環機停止による1次冷却材流量の急激な低下の後、原子炉スクラムを伴わずに、炉心の負の反応度フィードバック特性のみにより原子炉出力が低下・整定することが明らかにされた。
竹田 武司; 中川 繁昭; 國富 一彦
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
高温工学試験研究炉(HTTR)は、黒鉛減速、ヘリウムガス冷却型の原子炉であり、高温ガス炉の一つである。ヘリウム循環機は遠心式の動圧ガス軸受型であり、ヘリウム流量は、周波数コンバータを用いた可変式モータで制御している。低温、低圧条件における特性試験により得たヘリウム循環機の昇圧、出力値は、設計値と比較した。設計特性曲線は、流体機械に対する相似則に基づき、ヘリウム循環機の出入口圧力比と換算出力を無次元量(換算回転数と換算流量)で表す。ヘリウム循環機の換算回転数はヘリウム循環機の入口温度の関数で示し、換算流量は入口温度と入口圧力の関数で示す。同一換算回転数と同一換算流量条件下で、試験で得られたすべてのヘリウム循環機の出入口圧力比は設計値を上回り、換算出力は設計値と同等であることを確認した。さらに、すべてのヘリウム循環機の出入口圧力比と換算出力は、換算回転数と換算流量を用いた数式で近似した。それゆえ、HTTRのヘリウム循環機の高温、高圧条件における昇圧、出力特性が提案した数式により推定可能となった。