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報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験; 炉心冷却喪失コールド試験

篠原 正憲; 柳 俊樹; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 野尻 直喜; 大和田 博之; 佐藤 直; 佐川 浩; 梅田 政幸

JAEA-Technology 2011-029, 39 Pages, 2011/12

JAEA-Technology-2011-029.pdf:3.03MB

原子力機構では、高温ガス炉技術の高度化の一環として、高温ガス炉固有の安全性を実証するために、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験を計画・実施している。炉心冷却喪失コールド試験は、試験手順やプラント挙動を確認する目的で安全性実証試験前に実施した。試験は、核熱を伴わない状態で段階的に実施し、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機の入熱のみにより、原子炉圧力容器温度を120$$^{circ}$$C程度に保持し、炉容器冷却設備の1系統又は2系統を停止させる試験(Phase1)、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台を停止させて炉容器冷却設備の1系統を停止させる試験(Phase2)を実施した。本試験により試験手順の確認を行うとともに、解析に必要なデータを得ることができ、2次元水平断面モデルによる温度解析は、実測値をほぼ再現することができた。

報告書

HTTR第2次燃料体組立,貯蔵作業における燃料取扱い

富本 浩; 加藤 康; 大和田 博之; 佐藤 直; 島崎 洋祐; 小澤 太教; 篠原 正憲; 濱本 真平; 栃尾 大輔; 野尻 直喜; et al.

JAEA-Technology 2009-025, 29 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-025.pdf:21.78MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、1989年に初装荷燃料を装荷し、初臨界を達成してから、10年が過ぎ、現在も初装荷燃料にて運転を継続中である。燃料体組立は12種類の濃縮度がある燃料棒4770本を黒鉛ブロックに装荷する。第2次燃料体組立では150体の燃料体を組立てた。燃料棒は設計上、燃料棒の濃縮度誤装荷防止について考慮されているが、さらに確実な取扱いができるように作業上の誤装荷対策をあらかじめ検討した。燃料棒の受入れを2008年6月から開始し、原子炉建家内で組立作業を行い、新燃料貯蔵ラックへの貯蔵を行った。組立,貯蔵作業は、3回の期間に分けて実施し、各々の期間ごとに使用前検査を受検し、2008年9月にすべての作業を完了した。その後、同年11月に使用前検査合格証を受けた。本報告は第2次燃料体の組立,貯蔵作業における燃料取扱いについてまとめたものである。

報告書

HTTR原子炉圧力容器溶接線部に対する超音波探傷試験; 下鏡ドーム子午線方向溶接線

野尻 直喜; 大和田 博之; 加藤 康

JAEA-Technology 2008-045, 38 Pages, 2008/06

JAEA-Technology-2008-045.pdf:6.95MB

本報は高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature Engineering Test Reactor)の供用期間中検査(ISI)として行った原子炉圧力容器の溶接線部に対する超音波探傷試験について、検査方法,検査範囲等、並びに2008年に実施した下鏡ドーム子午線方向溶接線の探傷結果を記載したものである。また、供用期間中検査の結果から欠陥の発生,進展等を評価するために必要な供用前検査結果(1996年実施)についても記載している。

報告書

HTTR運転データベース,2; HTTR炉心特性データベース等の具体例

野尻 直喜; 大和田 博之; 藤本 望

JAEA-Data/Code 2007-013, 93 Pages, 2007/06

JAEA-Data-Code-2007-013.pdf:5.34MB

「HTTR運転データベース」は将来型高温ガス炉の実用化開発や高温工学試験研究炉(HTTR)の運転管理に資することを目的にHTTRの運転データを蓄積・整理したデータベースである。対象データは基本的にHTTRの運転より得られた過剰反応度,炉心又はプラント内の各部温度,冷却材中不純物濃度等の測定値を整理・評価したデータである。データベースは重要度の高い運転データを長期的及び系統的に管理する目的で、将来型高温ガス炉の実用化開発やHTTRの運転管理に関する目的別のデータベースから成る構造とした。本報ではHTTR運転データベースのうちHTTR共通データベース,HTTR核特性データベース,ヘリウム純度管理データベース,炉内構造物健全性データベース及びその他データベースの具体例を示す。

報告書

Safety demonstration test (SR-3/S1C-3/S2C-3/SF-2) plan using the HTTR (Contract research)

中川 繁昭; 坂場 成昭; 高松 邦吉; 高田 英治*; 栃尾 大輔; 大和田 博之*

JAERI-Tech 2005-015, 26 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-015.pdf:1.77MB

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2002年より実施されている。本報は、2005年3月に計画している制御棒引抜き試験(SR-3),循環機停止試験(S1C-3/S2C-3),流量部分喪失試験(SF-2)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。

口頭

Status of PIEs in the Department of Hot Laboratories and Facilities

松井 寛樹; 本田 順一; 小野 勝人; 喜多川 勇; 大和田 功; 菊池 博之

no journal, , 

For the nuclear safety research, Department of Hot Laboratories and Facilities (DHL) of Nuclear Science Research Institute of Tokai Research and Development Center of JAEA operates 3 facilities, the Reactor Fuel Examination Facility (RFEF), the Waste Safety Testing Facility (WASTEF), and the Research Hot Laboratory (RHL). Regarding to the developments of new PIEs technique in the RFEF, micro density measurement apparatus and specific heat capacity measurement apparatus have been developed to determine the thermal properties of irradiated fuels.

口頭

HTTR高温連続運転時のFP測定作業

島崎 洋祐; 猪井 宏幸; 大和田 博之; 石井 太郎*; 西原 哲夫

no journal, , 

HTTR(高温工学試験研究炉)では、高温連続運転において燃料性能評価を目的として、希ガスFPの核種ごとの濃度データを取得するために、1次冷却材サンプリング設備で冷却材を採取してFP測定を行う1次冷却材サンプリング測定及び、1次冷却材中のトリチウム濃度測定作業を行っている。本報告は、1次冷却材サンプリング測定及びトリチウム濃度測定作業手順並びに検討した安全対策について紹介する。

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