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報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の温度係数測定試験; 原子炉出力9MW及び30kWの温度係数の燃焼度依存性

小野 正人; 後藤 実; 篠原 正憲; 野尻 直喜; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 柳 俊樹

JAEA-Technology 2013-001, 35 Pages, 2013/03

JAEA-Technology-2013-001.pdf:6.04MB

HTTRでは炉心の動特性計算に必要な温度係数を測定するために、燃焼初期の平成11年及び平成12年に原子炉出力30kW及び9MWで温度係数測定試験を行った。その後、各種運転に伴い燃焼日数(EFPD)は設計寿命660日の半分を過ぎた約375日となった。そこで、温度係数の燃焼度依存性を評価するために、同出力で温度係数測定試験を行った。その結果を燃焼初期のデータと比較し、温度係数の燃焼特性を明らかにした。また、高い精度で温度係数を測定するために、炉心温度の制御の手法及び炉心温度の均一化の手法を確立した。

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長期連続運転の結果の概要; 定格・並列30日運転

栃尾 大輔; 野尻 直喜; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 関田 健司; 近藤 雅明; 七種 明雄; 亀山 恭彦; 齋藤 賢司; 藤本 望

JAEA-Technology 2009-005, 47 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-005.pdf:4.01MB

HTTRは1998年の初臨界達成後、定格運転及び高温試験運転の出力上昇試験を経て、現在、供用運転を行っている。今回、HTTRでは長期にわたって熱利用系に安定な熱供給ができることを実証するために、定格・並列運転で30日連続運転を行った。本報はその運転で得られたHTTRの長期連続運転の特性をまとめたものである。

論文

Contribution to improvement of HTGR technology by using HTTR operation data

中川 繁昭; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 野尻 直喜; 西原 哲夫; 後藤 実; 高松 邦吉

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9476_1 - 9476_6, 2009/05

As for the research and development concerning of the reactor technologies to develop the commercial HTGR system, the research to establish and upgrade basic technologies for the HTGRs has been progressing by using the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR). The HTTR is a graphite moderated and thermal neutron reactor with thermal power of 30 MW and reactor outlet coolant temperature of 950 $$^{circ}$$C in maximum. The 30 day long-term operation test with outlet coolant temperature of 850 $$^{circ}$$C was carried out. Through those operations, basic performance data of the prismatic block typed HTGR concerning the burn-up performance, primary helium purity management, high temperature component performance, integrity of core component, etc., have been accumulating. In this paper, the major result of the HTTR 30 day long-term operation test with outlet coolant temperature of 850 $$^{circ}$$C, will be shown and its contribution to future HTGR project will be discussed.

論文

Present status of HTTR and its test experience

伊与久 達夫; 野尻 直喜; 藤本 望; 篠原 正憲; 太田 幸丸; 橘 幸男

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

高温ガス炉は発電のみならず水素製造などに利用できることから、世界的に注目されている。原子力機構は、我が国初の高温ガス炉であるHTTR(高温工学試験研究炉)を大洗サイトに建設した。HTTRは2004年4月19日に原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成した。これは原子炉圧力容器外に取り出した冷却材温度として世界最高である。HTTRにおいては、出力上昇試験,長期間の高温連続運転試験,高温ガス炉固有の安全性を確認するための安全性実証試験等を計画し、実施してきている。本報は、今までHTTRで実施した試験の内容を述べるとともに、今後計画している試験内容を紹介する。

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。

論文

Present status of HTTR and its operational experience

伊与久 達夫; 野尻 直喜; 栃尾 大輔; 水島 俊彦; 橘 幸男; 藤本 望

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

高温ガス炉は高温のヘリウムガスを供給できる可能性を持ちまたその固有の安全性から魅力的な炉型として注目されている。そこで、高温工学試験研究炉(HTTR)がJAEAの大洗研究開発センターに建設された。HTTRは定格出力30MWと原子炉出口温度850$$^{circ}$$Cを2001年12月7日に達成した。その後数サイクルの運転を経て、2004年4月14日に原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cを達成した。これは原子炉圧力容器外の温度としては世界最高である。HTTRではさらなる試験が計画されており、また核熱を利用した水素製造施設といった熱利用系を接続することも計画されている。

報告書

HTTR運転データベース,1; 全体概要及び作成方針

野尻 直喜; 栃尾 大輔; 濱本 真平; 梅田 政幸; 藤本 望; 伊与久 達夫; 武田 哲明

JAEA-Data/Code 2006-022, 61 Pages, 2006/10

JAEA-Data-Code-2006-022.pdf:5.68MB

「HTTR運転データベース」は将来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全体概要及び作成方針について報告する。また、本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及びヘリウム純度管理データベースの一部を例として示す。

論文

Neutronics calculations of HTTR with several nuclear data libraries

後藤 実; 野尻 直喜; 島川 聡司

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(10), p.1237 - 1244, 2006/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.77(Nuclear Science & Technology)

HTTRを対象とした臨界ベンチマーク計算を行った。計算コードには連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用い、中性子断面積セットはJENDL-3.3, JENDL-3.2, ENDF/B-6.8及びJEFF-3.0に基づくものを用いた。計算は、室温での環状炉心,室温及び全出力運転での円柱状の全炉心について行い、k$$_{eff}$$を求めた。核データライブラリの違いに起因するk$$_{eff}$$の差異の検討,その差異に寄与する核種の同定、及びk$$_{eff}$$の計算結果と試験結果の比較を行った。その結果、各核データが与える計算結果は試験結果に対して、JENDL-3.3は1.5%$$Delta$$k以内、JENDL-3.2は1.7%$$Delta$$k以内、そしてENDF/B-6.8とJEFF-3.0は1.8%$$Delta$$k以内で一致し、HTTRの臨界計算についてはJENDL-3.3が最も良い計算結果を与えることがわかった。また、JENDL-3.3とJENDL-3.2の間の差異は、U-235のデータの違いによるものであり、その大きさは温度に依存すること,JENDL-3.3とENDF/B-6.8及びJENDL-3.3とJEFF-3.1の間の差異は黒鉛(炭素)のデータのわずかな違いによるものであることがわかった。

論文

HTTR環状炉心の炉心解析モデルの検討

野尻 直喜; 半田 雄一*; 島川 聡司; 後藤 実; 金子 義彦*

日本原子力学会和文論文誌, 5(3), p.241 - 250, 2006/09

HTTRの環状炉心実験から過剰反応度の実験値と解析値のずれは最大で3%Dk/kに達することが明らかになった。このずれを改良するためにHTTR環状炉心のパラメータ解析を行った。炉心解析にはSRACコードシステムを用いた。解析の結果として、環状炉心の過剰反応度に以下のものが影響を与えることが明らかになった。(1)炉心拡散計算のメッシュ間隔,(2)燃料格子計算の黒鉛領域のメッシュ構造,(3)ブノアの非等方拡散係数。以前報告された有意に大きいずれは、改良した環状炉心モデルにより約1%Dk/kに減少した。

報告書

HTTRの反応度調整材の燃焼挙動と炉心特性の評価

藤本 望; 野尻 直喜

JAEA-Technology 2005-008, 45 Pages, 2006/01

JAEA-Technology-2005-008.pdf:1.9MB

HTTRでは、燃焼による過剰反応度変化を補償するために反応度調整材(BP)を用いている。このBPは棒状であるため、燃焼による実効断面積の変化が大きくなる特徴がある。そこで、燃焼によるBPの実効断面積の変化の温度依存性,濃縮度依存性等について検討し、燃焼解析のためのモデルの改良を行った。さらに、このモデルをもとに燃焼解析を行い実験値や他のコードの結果との比較を行った。その結果、現在までに得られている測定結果や他のコードとの比較から、このモデルはほぼ妥当な結果を示すことが明らかとなった。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)の核特性の概要

後藤 実; 野尻 直喜; 中川 繁昭; 藤本 望

高温学会誌, 32(1), p.11 - 15, 2006/01

高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor:HTTR)は、高温ガス炉の技術基盤の確立を目的として、日本原子力研究所に設置された、原子炉熱出力30MW,ヘリウムガス冷却-黒鉛減速型の我が国初の高温ガス炉である。これまでに、核特性にかかわる試験として、最小臨界測定,過剰反応度測定,中性子束分布測定等が行われた。試験結果と計算コードを用いた解析結果は、おおむね良い一致を得ており、用いた計算コードの妥当性を検証することができた。これにより、これらの計算コードが将来の高温ガス炉の核設計に有用であることが示された。

論文

Annular core experiments in HTTR's start-up core physics tests

藤本 望; 山下 清信*; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*

Nuclear Science and Engineering, 150(3), p.310 - 321, 2005/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:65.3(Nuclear Science & Technology)

HTTRの臨界試験において、解析コードの検証を目的として環状炉心の試験が行われた。この試験では、初臨界炉心,臨界制御棒位置,中性子束分布,過剰反応度等の測定が行われた。これらのデータを被覆粒子の燃料コンパクト中での配置を考慮できるモンテカルロコードMVPで評価した。その結果、環状炉心における反応度に対する被覆粒子燃料の非均質効果は、中実炉心での効果より小さいことが明らかになった。実効増倍率の解析値は測定値と1%$$Delta$$k以下の誤差で一致した。中性子束分布の解析値は測定値とよく一致した。過剰反応度評価においては、制御棒の干渉効果を排除するための修正法を用いた。修正した過剰反応度と解析値は 1%$$Delta$$k/k以下の差で一致した。

報告書

高温工学試験研究炉の出力上昇試験,高温試験運転; 試験方法及び結果の概要

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850$$^{circ}$$C/高温試験運転950$$^{circ}$$C)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950$$^{circ}$$C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950$$^{circ}$$C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。

報告書

高温ガス冷却炉・格子燃焼特性解析コード「DELIGHT-8」(共同研究)

野尻 直喜; 藤本 望; 毛利 智聡; 小幡 宏幸*

JAERI-Data/Code 2004-012, 65 Pages, 2004/10

JAERI-Data-Code-2004-012.pdf:7.77MB

「DELIGHT」は、炉心計算等に必要な群定数を作成する高温ガス冷却炉用格子燃焼特性解析コードである。円環状または球状の高温ガス炉燃料を対象に衝突確率法による格子計算を行う。高温ガス炉燃料特有の被覆燃料粒子による燃料格子の二重非均質性を考慮した燃焼計算が可能なことが特徴として挙げられる。今回、従来のDELIGHTコードをより燃焼度の高い炉心の解析に対応させることを目的に、核データライブラリのJENDL-3.3への更新,燃焼チェーンを詳細化する等の改良を行った。また、可燃性毒物(BP)格子計算モデルにおいて、BP棒周辺の物質領域を多領域化し、BP格子計算の計算精度の向上を図った。本報は、改良DELIGHTコード(DELIGHT-8)の改良点と使用方法について説明するものである。

論文

Nuclear design

藤本 望; 野尻 直喜; 安藤 弘栄*; 山下 清信*

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.23 - 36, 2004/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:41.76(Nuclear Science & Technology)

HTTRの核設計では、設計要求を完全に満たすように反応度バランスが計画されている。また、反応度係数の評価から、原子炉の安全性を確認した。炉内の出力分布はウランの濃縮度を変化させることにより燃料温度を制限値である1600$$^{circ}$$C以下に維持するよう最適化されている。この最適化された出力分布の燃焼による変化は、局所的な反応度変化によって低減している。この低減は可燃性毒物の緒言の最適化により行われている。設計に用いた解析モデルは初臨界試験の結果に基づいて修正が行われた。モンテカルロコードMVPもまた初臨界の予測に用いられた。過剰反応度の予測値は実験値とよい一致を見た。

論文

Validation of the nuclear design code system for the HTTR using the criticality assembly VHTRC

藤本 望; 野尻 直喜; 山下 清信*

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.155 - 162, 2004/10

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

HTTRは低濃縮ウラン燃料と可燃性毒物棒を用いている。HTTRの核設計コードシステムの検証を目的として、VHTRCが建設された。これをもとに実効増倍率,中性子束分布,可燃性毒物の反応度価値,制御棒価値,温度係数の設計誤差を評価した。モンテカルロコードの解析精度も評価した。

論文

Characteristic test of initial HTTR core

野尻 直喜; 島川 聡司; 藤本 望; 後藤 実

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.283 - 290, 2004/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:41.76(Nuclear Science & Technology)

本報告書はHTTRの起動試験及び出力上昇試験時の炉物理試験結果について記載したものである。この試験は高温ガス炉の性能と安全性を確認する目的で行われ、臨界近接,過剰反応度,炉停止余裕,制御棒価値,反応度係数,中性子束分布及び出力分布が測定された。測定結果と計算結果から予期していた炉心性能と必要な炉心安全性能を有することを確認した。

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