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報告書

Design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 新藤 雅美; 塩沢 周策; 茂木 春義; 大久保 実; 伊藤 昇; 新藤 隆一; et al.

JAERI 1332, 247 Pages, 1994/09

JAERI-1332.pdf:11.53MB

現在原研は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温における先端的基礎研究の実施を主な目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設を進めている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850$$^{circ}$$C、高温試験運転時950$$^{circ}$$Cであり、燃料・材料の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。本報は、平成2年11月にHTTRの安全審査が終了し、設置許可を受けたことから、主要機器の設計の概要をまとめるとともに、関連するR&D、安全評価等について報告するものである。

論文

日本原子力研究所における研究開発のあゆみ

斎藤 伸三

電気評論, 0(2), p.57 - 63, 1994/02

平成5年には、安全性研究では地震リスク評価手法の完成、NSRRによる照射済燃料実験及び放射性廃棄物処理処分研究等の進展、原子炉廃止措置では生体遮蔽コンクリ-トの制御爆破方式による解体、核融合研究では臨界プラズマ実験装置JT-60による世界最高の核融合積125兆個・億度・秒/cm$$^{3}$$の達成、放射線利用では電子線による排煙処理で実プラントにおいて所期の性能達成等があった。これらのほか、燃料サイクル安全工学研究施設、高温工学試験研究炉、大型放射光施設等の建設の進展、原子力船「むつ」の解役に伴う燃料の取出し、Pu消滅用新型燃料の開発、多方面に及ぶロシア支援や先端基礎研究センターの発足などがトピックスとして挙げられる。

報告書

NSRR可視カプセル実験における燃料発熱色からの温度評価

中村 武彦; 斎藤 伸三; 江森 康文*; 難波 久男*; 吉永 真希夫

JAERI-M 93-068, 37 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-068.pdf:3.09MB

NSRRでは、反応度事故及び炉心損傷事故時の燃料挙動を調べる実験が続けられている。その際、燃料被覆管の温度は熱電対により測定されている。しかし、2000Kを超える温度域では、熱電対が破損するために、実験の全過程に渡る被覆管の温度履歴を測定する事が困難であった。この問題に対処するため、可視カプセル実験で得られた燃料棒の過渡挙動の撮影カラーフィルムを使って燃料棒の表面温度を評価する方法を開発した。この方法により、燃料の損傷が起こる高温域での被覆管温度を知り、さらに数点の熱電対からでは知る事の困難な詳細な温度分布を評価する事が出来た。

論文

HTTRの開発現状と熱利用試験

斎藤 伸三

原産セミナ-「高温ガス炉開発と熱利用技術の展望」, p.1 - 10, 1992/02

HTTRの設計の詳細を説明し、建設の現状とスケジュールを報告する。また、完成後に予定している熱利用試験の計画について述べる。

論文

21世紀の原子力を予測する; 高温ガス炉

斎藤 伸三

原子力工業, 38(1), p.24 - 30, 1992/01

高温ガス炉の構造と特徴を述べるとともに、高温ガス炉及び利用系について現状の技術レベルと技術開発の展望を詳述した。そして、21世紀中葉における高温ガス炉の利用を、発電、熱電供給、水素、メタノール等の燃料製造、各種産業への利用に分けて予測するとともに、炭酸ガス放出低減への寄与を評価した。

論文

Design concept and construction status of HTTR

斎藤 伸三; 数土 幸夫; 田中 利幸; 馬場 治

91-JPGC-NE-16, 8 Pages, 1991/00

1991年3月に建設を開始した高温工学試験研究炉(HTTR)は、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cの高温ガス炉である。HTTRは高温ガス炉技術の確立と高度化、核熱利用技術の実証と高温における先端的基礎研究を目的としている。本報では、HTTRの概要について述べるとともに、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成するための設計上の考慮と安全上の特徴について述べている。また、建設の現状と将来の運転計画についても述べている。

論文

Present status of HTGR development program in Japan

斎藤 伸三

Energy, 16(1-2), p.129 - 136, 1991/00

 パーセンタイル:100

日本においては、1969年より高温ガス炉の開発を行ってきたが、1989年度予算で高温工学試験研究炉の建設着工のための予算が認められた。建設予定地は日本原子力研究所の大洗研究所であり、試験研究炉は高温ガス炉の技術基盤の確立と高度化及び高温に関する先端的基礎研究を目的としている。試験研究炉は熱出力30MW、原子炉出口温度定格850$$^{circ}$$C、高温試験運転時950$$^{circ}$$Cである。将来的には核熱利用系を接続した試験も計画している。現在、国の安全審査を受けており、1989年度中に設置許可を取得し建設に約5年かけ、1995年度に臨界の予定である。

論文

Design and safety consideration in the High-Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実

Energy, 16(1-2), p.449 - 458, 1991/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:48.17

高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計の基本方針を述べ、設計の概要をまとめた。さらに、安全上重要かつ特有な課題について、その論理構成とバックデータを説明した。すなわち、燃料の許容設計限界について被覆燃料粒子と破損機構との関係から運転時の異状な過渡変化までの状態に対して最高温度を1,600$$^{circ}$$Cと制限すること及びその根拠、原子炉出口温度950$$^{circ}$$C達成の原子炉冷却材圧力バウンダリ設計上の要求事項、事故時崩壊熱除去方法と信頼性、FP閉じ込めと格納容器の必要性等について詳述した。

論文

Analytical method and result of off-site exposure during normal operation of High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

沢 和弘; 見上 寿*; 斎藤 伸三

Energy, 16(1-2), p.459 - 470, 1991/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:33.02

高温工学試験研究炉(HTTR)の通常運転時における被ばく評価を行うために、1%の被覆層破損率を仮定して核分裂生成物の放出量計算を行なった。炉心から排気筒までの放出過程を考慮し、計算に当たって連続放出と間欠放出を評価した。HTTRの年間の実効線量当量は0.77$$mu$$Sv/yとなり、十分小さい値であることが示された。

論文

Present status of the High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫

Nucl. Eng. Des., 132, p.85 - 93, 1991/00

 被引用回数:17 パーセンタイル:14.01

日本では、1969年以来高温ガス炉の開発を進めてきた。最初は原子力製鉄等を目的とした多目的高温ガス実験炉を計画していたが、社会的な状況の変化により、高温ガス炉の技術基盤の確立と高度化を目指した高温工学試験研究炉(HTTR)計画に変更した。HTTRは出力30MW、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cでピン・イン・プロック型の燃料を用いる。熱利用の試験も行うこととし、出口ガス温度950$$^{circ}$$C達成のために設計上色々と工夫を凝らした。国の安全審査は1989年2月に始まり、1990年11月に設置許可を得、現在、建設中である。

論文

High-Temperature Gas-cooled Reactors (HTGRs) and their potential for non-electric application

斎藤 伸三

Proc. of IEA Int. Conf. on Technology Responses to Global Environmental Challenges,Vol. l, p.393 - 396, 1991/00

原子力はその熱発生過程で炭酸ガスを放出しないので、電力、非電力分野でのシェアを高める必要がある。後者については高温ガス炉が最善である。高温ガス炉は、1000$$^{circ}$$C近い熱を出し、かつ、非常に安全性が高いことから大変高い関心を持たれている。高温ガス炉からの高温の熱は、重質油の回収、石油精製、石油化学、石炭化学、製鉄、水素製造、アルミニウム製造等広く産業界にプロセス用熱として用いることが出来る。さらに、高温から低温までカスケード的に用いると熱利用率は80%にも達する。これらの産業に高温ガス炉を用いることにより炭酸ガス放出を格段に減らすことができる。

論文

Determination of hot spot factors for thermal and hydraulic design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

丸山 創; 村上 知行*; 藤井 貞夫*; 藤本 望; 田中 利幸; 数土 幸夫; 斎藤 伸三

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.425 - 430, 1991/00

HTTRの炉心熱流力設計においては、被覆燃料粒子の健全性の観点から、燃料最高温度を評価する。この時、設計上の不確定性を評価するためにホットスポットファクター(工学的安全係数)を用いる。ホットスポットファクターには、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目、値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。

論文

Safety requirements and research and development on HTTR fuel

斎藤 伸三; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 近藤 達男

Proc. of the Behaviour of Gas Cooled Reactor Fuel Under Accident Conditions, p.31 - 36, 1991/00

HTTR燃料に対する安全上の要求は、1.初期破損率は0.2%以下であること、2.被覆燃料粒子は通常運転条件下で系統的な破損のないこと、3.燃料は、運転全期間を通じて、照射損傷や化学侵食を考慮しても健全性が維持できる設計であること、4.燃料最高温度は、通常運転時はもとより異常な過渡変化時においても、破損しないため1600$$^{circ}$$Cを超えないこと、である。このため、広範なR&Dが実施され、上記要求を満たすことが確認された。R&Dは、燃料製造、通常時の照射挙動及び異常の安全性の分野において行われた。本稿は、これら安全上の要求とR&Dについて総括的に示したものである。

論文

高温ガス原子炉とその利用

斎藤 伸三

石油学会誌, 34(6), p.486 - 499, 1991/00

原子力を発電のみならず、非発電分野にも用いることが出来れば、エネルギー供給の面だけでなく地球環境保護の面においてもその寄与は大きい。高温ガス炉は、1000$$^{circ}$$C近い熱を供給出来るとともに、固有の安全性が極めて高いことで注目されている。この熱をプロセス熱として利用することが考えられる分野としては、重質油の回収、石油精製、石油化学、石炭化学、製鉄、熱化学法等による水素製造、酸化アルミニウム製造等極めて多岐にわたる。また、高温の熱が得られるので熱電供給や高温から低温までの熱のカスケード利用も可能であり、総合的な熱利用率として80%を達成することも可能である。経済性については、現段階でも重質油の回収、石油の精製等はその成立性が見通せ、2020年前後には広い分野にわたって経済性が成立するようになろう。

論文

高温工学試験研究炉の設計と研究開発

斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 安田 秀志; 菱田 誠; 宮本 喜晟; 若山 直昭; 篠原 慶邦; 占部 茂美*; et al.

日本原子力学会誌, 32(9), p.847 - 871, 1990/09

高温ガス炉は高温熱供給、高い固有の安全性、燃料の高燃焼度等の優れた特徴を有し、第2世代の原子炉として期待されている。我が国では、1969年以来、日本原子力研究所を中心に高温ガス炉の研究開発が行われてきたが、高温ガス炉の技術基盤の確立・高度化および高温に関する先端的な基礎研究を行うために熱出力30MW原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを目指した高温工学試験研究炉(HTTR)を建設することとなり、その準備が着々と進められている。この機会に、HTTRの設計の概要とその特徴およびHTTRの設計・建設のために蓄積してきた関連研究開発の成果を紹介する。

論文

いま、注目される高温ガス炉; 現状と将来展望

斎藤 伸三; 数土 幸夫; 福田 幸朔; 中島 甫; 奥 達雄; 宮本 喜晟; 田中 利幸

原子力工業, 36(4), p.20 - 62, 1990/04

高温ガス炉の特徴と開発の状況を国別及び分野別に詳細に解説した。全体構成は次の通りである。1.高温ガス炉の特徴と開発の経緯、2.海外における高温ガス炉開発状況、3.高温工学試験研究炉の概要と計画、4.高温ガス炉の燃料、5.高温ガス炉の材料、5.1耐熱合金、5.2黒鉛・炭素材料、6.高温ガス炉の高温機器、7.高温ガス炉を用いた熱利用系

論文

Verification of in-core thermal and hydraulic analysis code FLOWNET/TRUMP for the High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR) at JAERI

丸山 創; 数土 幸夫; 斎藤 伸三; 木曽 芳広*; 早川 均*

Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.227 - 232, 1989/12

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の設計において、炉心の伝熱流動、特に燃料体応力解析用熱的境界条件の決定、流路閉塞事故時の温度解析等に使用する熱流動解析コードFLOWNET/TRUMPの検証結果について発表するものである。検証は、HENDEL T$$_{1-M}$$による試験結果を用いて行い、FLOWNET/TRUMPの妥当性が確認された。

論文

Present status of HTTR project in Japan

田中 利幸; 斎藤 伸三

Juel-Conf-71, p.33 - 47, 1989/04

我が国における高温ガス炉開発計画は、1987年6月の長計改訂を受けて、次世代の原子力利用を開拓する先導的基盤的研究として、総合的、効果的に進めることとし、その中核施設として「高温工学試験研究炉」を建設することとなった。この方針に従って、高温ガス炉技術の高度化試験等が行える施設として設計を進めて来た同炉建設計画の概要、進捗状況を紹介する。特に、高温構造、黒鉛材料等高温ガス炉に特徴的な構造の紹介を行う。

報告書

反応度事故条件下におけるガドリニア添加燃料棒の破損挙動に関する研究

塩沢 周策; 斎藤 伸三; 藤城 俊夫; 近藤 吉明*; 安部田 貞昭*; 武田 正幸*; 池畑 久*; 藤本 春生*; 駒野 康男*

JAERI-M 88-084, 47 Pages, 1988/05

JAERI-M-88-084.pdf:2.11MB

反応度事故条件下でのGd$$_{2}$$O$$_{3}$$添加燃料の破損しきい値及び機械的エネルギ発生しきい値を求め、又、破損機構を明らかにするため、NSRRを用いた炉内実験を行った。実験により得られた主な結論を報告する。

論文

高温ガス炉の開発の現状

佐野川 好母; 斎藤 伸三

日本原子力学会誌, 29(7), p.603 - 613, 1987/07

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の特徴について高い固有の安全性、高温熱供給、燃料の高い燃焼度に関して例示しつつ説明し、海外における運転中の高温ガス炉及び西独、米国において設計が進められているより固有の安全性の高いモジュラー炉について解説した。

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