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高松 邦吉; 沢 和弘; 國富 一彦; 日野 竜太郎; 小川 益郎; 小森 芳廣; 中澤 利雄*; 伊与久 達夫; 藤本 望; 西原 哲夫; et al.
日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.290 - 300, 2011/12
高温工学試験研究炉(HTTR)において平成22年1月から3月にかけて50日間の高温(950C)連続運転を実施し、水素製造に必要な高温の熱を長期にわたり安定供給できることを世界で初めて示した。本運転の成功により、高温ガス炉の技術基盤を確立するとともに、低炭素社会に向けて温室効果ガスを排出しない革新的な熱化学水素製造等の熱源として原子力エネルギーを利用できることを世界で初めて実証した。
高田 昌二; 西原 哲夫; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 小森 芳廣
日本原子力学会誌ATOMO, 52(7), P. 387, 2010/07
原子力機構の高温工学試験研究炉(HTTR:定格出力約30MW、原子炉冷却材温度最高950C)において、世界で初めて50日間高温連続運転に成功した。高温連続運転は、2010年1月22日から開始され、3月13日に目標とする連続50日間に到達した。本運転の達成により、高温ガス炉の技術基盤の確立に資する原子炉の核・熱特性,冷却材(ヘリウム)管理,高温機器の性能,炉内構造物の健全性等に関する多くのデータを取得した。また、高温ガス炉は、温室効果ガスを排出しない革新的な熱化学水素製造等の熱源として期待されるが、本運転の達成により長期間安定して高温のガスを供給できることを世界で初めて実証した。今後、原子力機構では、原子力による水素製造の実現に向けて、HTTRを用いた高温ガス炉の利用性、安全上の限界性能等を確認するための試験を行う予定である。
川崎 幸三; 伊与久 達夫; 橘 幸男; 中澤 利雄; 後藤 実
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05
高温工学試験研究炉(HTTR)は、2004年4月19日に、原子炉出口冷却材温度950Cを達成した。原子炉出口冷却材温度950Cの達成は、発電以外の分野への、核熱利用の拡大を図るものである。高温ガスタービンを用いた高い熱効率の高温ガス発電炉,二酸化炭素の放出を伴わない水からの水素製造等に、核熱を利用することができる。本報は、HTTRの高温試験運転結果についてまとめたものである。
藤川 正剛; 林 秀行; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中川 繁昭; 坂場 成昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1245 - 1254, 2004/12
被引用回数:89 パーセンタイル:97.72(Nuclear Science & Technology)日本初の高温ガス炉HTTRは、2004年4月19日に最大熱出力30MWで、原子炉出口冷却材(ヘリウムガス)温度950Cを達成した。出力上昇試験の最終段階として実施された高温試験運転では、原子炉の特性及び性能が確認され、また安全,安定運転のための種々の運転データが蓄積された。原子炉出口冷却材温度950Cの達成により、高温ガスタービンによる高効率発電が可能になるとともに、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、原子力の非電力分野での利用の可能性が広がったことになる。今回の成功により、高温ガス炉を用いた水からの水素製造の実現に向けて大きく前進した。本報は、HTTRの高温試験運転の試験結果について述べたものである。
橘 幸男; 澤畑 洋明; 伊与久 達夫; 中澤 利雄
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.89 - 101, 2004/10
被引用回数:10 パーセンタイル:55.55(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系から構成される。通常運転時、反応度は、16対の制御棒で構成される制御棒系により制御される。何らかの原因で制御棒を挿入できない場合は、後備停止系により、中性子吸収材である炭化ほう素ペレットを炉心内に落下し、原子炉を停止する。制御棒の構造材として、Alloy800Hが採用されているが、HTTRでは、スクラム時に制御棒温度が最高約900Cに到達するため、新たに、設計基準及び材料強度基準を定めている。本論文は、制御棒の設計基準,材料強度基準及びこれらに基づく温度・応力解析結果並びに制御棒系と後備停止系に関する試験についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
橘 幸男; 中川 繁昭; 中澤 利雄; 伊与久 達夫
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 17 Pages, 2004/10
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験は、高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するとともに、高温ガス炉の安全評価用解析コードの検証及び高度化に役立つプラント過渡データを取得することを目的として実施する。安全性実証試験は、運転時の異常な過渡変化を模擬する第1期の試験及び事故を模擬する第2期の試験からなる。第1期の試験は、反応度投入事象と1次冷却材流量低下事象の模擬であり、平成14年度から開始している。同時に、プラント動特性コードACCORD,モンテカルロコードMVP等を用いた解析を進めており、原子炉出力50%及び30%からの制御棒引抜き試験及び3台のヘリウム循環機のうち1台あるいは2台を停止する試験について、試験結果を良好に再現する結果が得られている。第1期の試験は平成17年度まで実施し、平成18年度から第2期の試験を実施する計画である。
川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 林 秀行; 藤川 正剛
日本原子力学会誌, 46(8), P. 510, 2004/08
日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成16年6月24日までに原子炉出口温度950C運転(高温試験運転)にかかわる性能試験を計画どおり全て終了した。高温試験運転は、本年、3月31日から開始し、4月19日には1次加圧水冷却器のみを用いた単独運転により、世界で初めて950Cの高温のヘリウムガスを原子炉から取出すことに成功し、引き続いて、6月2日からは1次加圧水冷却器のほかに中間熱交換器を用いた並列運転での性能を確認してきた。並列運転での性能試験の結果、HTTRの冷却系統の除熱性能、1次遮へい体の遮へい性能及び高温機器の特性等全ての試験項目について設計どおりの性能を有していることを確認、6月24日使用前検査に合格し、HTTRの性能試験を全て終了した。
川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 林 秀行; 藤川 正剛
日本原子力学会誌, 46(5), P. 301, 2004/05
日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成16年3月31日より冷却材の原子炉出口温度950Cを目指した試験を実施してきたが、4月19日14時27分に、最大熱出力30MWで原子炉出口での冷却材(ヘリウムガス)温度950Cに到達した。
齋藤 賢司; 中川 繁昭; 平戸 洋次; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 土山 賢*; 安任 敏雄*; 茂木 利広; 水島 俊彦; 中澤 利雄
JAERI-Tech 2004-042, 26 Pages, 2004/04
HTTRの原子炉制御系は、原子炉出力制御系,原子炉入口温度制御系及び1次冷却材流量制御系等から成り立っており、1次冷却材流量一定条件の下に、原子炉出力30MW,原子炉出入口冷却材温度850C/395Cを達成している。本報告書は、原子炉制御系のうち、原子炉入口温度制御系について、HTTRの出力上昇試験において実施した制御特性試験の結果を示すものである。試験の結果、外乱に対して原子炉入口冷却材温度を安定に制御できる制御パラメータを選定することができた。また、選定した制御パラメータにより、原子炉入口温度制御系が定められた制御変動幅内での安定した温度一定運転ができること、及び原子炉運転中の外乱に対して、原子炉入口冷却材温度を発散させることなく、安定に追従できることを確認した。
平戸 洋次; 齋藤 賢司; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 茂木 利広; 土山 賢*; 安任 敏雄*; 水島 俊彦; 中澤 利雄
JAERI-Tech 2004-037, 33 Pages, 2004/04
HTTR(高温工学試験研究炉)は、並列運転モードでの運転経験の蓄積と安全性実証試験の実施を目的として、平成15年5月6日から平成15年6月18日までの予定で、原子炉の運転を行っていた。5月21日、原子炉出力約60%(約18MW)で原子炉の運転を行っていたところ、「1次加圧水冷却器ヘリウム流量低」スクラム信号により原子炉が自動停止した。原子炉自動停止の原因は、1次ヘリウム循環機Aが自動停止したことにより、1次加圧水冷却器のヘリウム流量が低下したためであった。調査の結果、1次ヘリウム循環機Aが自動停止した原因は、1次ヘリウム循環機Aの動力電源ラインにある遮断器の制御電源を監視している補助リレーが、常時励磁され発熱している他の電気部品と接近して設置され、使用温度の上限に近い温度条件下で使用されてきたために性能が劣化し、誤動作したためであることが明らかになった。
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
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。
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
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。
坂場 成昭; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 浦上 正雄*; 最首 貞典*
JAERI-Tech 2003-041, 106 Pages, 2003/03
高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発の第2段階として、光ファイバ温度センサのHTTRへの適応性を検討した。光ファイバ温度センサは、漏えいしたヘリウムガスによる光ファイバの温度変化により漏えいの有無を検出する。本検討では、光ファイバ単体での検出方式に加えて、HTTRの高温機器用に保温材と一体となった検出方式の検討を行った。試験の結果、設定した目標時間2時間に対して、漏えい量が5.0~20.0cm/sでは、60分以内に漏えいを検知し、特に20.0cm/sの漏えいでは、より早い漏えい検知が可能であった。
坂場 成昭; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 浦上 正雄*; 最首 貞典*
JAERI-Review 2002-041, 86 Pages, 2003/03
高温ガス炉において、ヘリウム漏えいに対する早期検知は、安全・安定運転のために非常に重要であるが、ヘリウムは無色透明の気体であるため、微小な漏えいが万が一発生した場合の漏えい箇所及び漏えい量の特定は一般的に困難である。本研究は、高温ガス炉に適用可能な高温環境下での高温ヘリウム漏えい箇所特定システムを開発することを目的とする。本システムにより、漏えい検知時間が従来の約1週間から数時間に短縮でき、また連続配置した光ファイバの温度変化によって漏えい箇所が容易に特定できるため、漏えい箇所同定までの時間が短いなどの利点がある。開発の第一段階として、光ファイバによる高温ヘリウム漏えい検知技術の適用可能性を調べるため、国内外における漏えい事故事例及びガス漏えい検知技術を調査した。
坂場 成昭; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 浦上 正雄*; 最首 貞典*
JAERI-Research 2003-006, 65 Pages, 2003/03
高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発の最終段階として、小規模漏えい検知のための放射線センサを開発した。本研究では、漏えいしたヘリウムガス中に含まれるFPから漏えいを検知する方法に加え、微小な漏えいを検知するため、空気とヘリウムガスの放射線の阻止能差により漏えいを検出する新しい検出法(アクティブ検出法)を開発した。開発したアクティブ検出法では、微小漏えいとして想定した漏えい量0.2cm/sを、最短10分で検出可能であることが明らかとなった。
藤川 正剛; 大久保 実; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 伊与久 達夫
日本原子力学会和文論文誌, 1(4), p.361 - 372, 2002/12
高温ガス炉(HTGR)は、高温の熱を供給することができ、高い固有の安全性を有するなど優れた特徴を有する原子炉である。HTTRは、我が国初のHTGRで、2001年12月7日定格出力30MW原子炉出口冷却材温度約850に到達し、2002年3月6日使用前検査に合格した。出力上昇試験を、安全に、かつ、確実に行うため、定格出力30MWまでを約10MW,20MW及び30MWと3段階に分割して試験を行った。出力上昇試験は熱出力校正,制御特性,出力係数測定,高温配管の熱変形測定,遮へい性能,燃料及びFPの評価,異常時過渡応答等合計22の試験項目からなる。全ての試験は計画通り行われ、その結果に基づいてHTTRの性能を評価した。本レポートはHTTRの出力上昇試験の結果を報告する。
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
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。
川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 大久保 実; 馬場 治
日本原子力学会誌, 44(4), P. 310, 2002/04
日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は、2002年3月6日に使用前試験合格証を取得した。HTTRの運転形態には、中間熱交換器を使用しない「単独運転」と使用する「並列運転」の2種類があるが、昨年の「単独運転」での試験(2001年10月23日から12月14日まで)に引き続いて行った、最大熱出力30MWの「並列運転」(2002年1月25日から3月6日まで)で、冷却系統が所定の除熱性能を有することなどが確認できたことから、3月6日に文部科学省より使用前検査合格証が交付されたものである。
川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 大久保 実; 馬場 治
日本原子力学会誌, 44(1), P. 2, 2002/01
日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は、10月より出力上昇試験を実施し、平成13年12月7日に最大熱出力30MW(定格出力)を達成した。HTTRは我が国最初の被覆粒子燃料・黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の試験研究炉で、今回世界で初めて約850の高温ヘリウムガスを原子炉から取り出すことに成功した。
藪内 典明; 高橋 政男*; 中澤 利雄; 佐藤 和夫*; 島崎 潤也; 落合 政昭
JAERI-Research 2000-064, 76 Pages, 2001/02
浮体式海上立地方式による原子力発電施設(以下、「浮体式原子力発電施設」という。)について、前報では、モデルとして110万kW級の発電用加圧水型原子炉施設を搭載する浮体構造物を水深20m程度の沖合に係留することを想定した概念検討を行い、また、波浪等による応答解析を行って、浮体構造物の運動が安定したものであることを示した。本報告書では、浮体式原子力発電施設の安全性に関し、基本的な設計方針,設計で考慮する自然現象の設定の考え方,安全上の機能について検討した。加えて、大型浮体構造物の運動特性解析技術の現状に関する調査を行った。調査検討の結果、浮体構造物の安定性の確保が浮体式原子力発電施設の健全性確保の基本となること、また、浮体構造物の安定性評価では、S1及びS2地震に加え、S1及びS2暴風雨のような規模の暴風雨を考慮する必要があること、さらに、設計で考慮する暴風雨の規模の設定が浮体式原子力発電施設の現実に向けた主要な課題の1つであることを明らかにした。