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報告書

HTTRにおけるガス圧縮機のシールオイル漏れに係る改善,2

根本 隆弘; 金城 紀幸*; 関田 健司; 古澤 孝之; 黒羽 操; 川上 悟; 近藤 雅明

JAEA-Technology 2015-006, 36 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-006.pdf:16.77MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉補助施設に設置しているガス圧縮機は、冷却材ヘリウムの漏えい防止等の観点から複雑なロッドシール機構を有している。一方、これまでの運転経験において当該シール機構からのシールオイル漏れが頻発していたため、シール材の変更等による洩れ対策を行ってきたが、期待した効果が得られなかった。そこで、シールオイル漏れが頻発しているガス圧縮機のシール材を、仕様の異なるものに交換したところ、シールオイル漏れの発生が大幅に低減した。検討の結果、個々のガス圧縮機の特性に応じた適切なシール材を選定することが、シールオイル漏れ対策に有効であることが確認できた。また、これまでの運用経験を踏まえて、HTTRのガス圧縮機により適切なシールオイル漏れに関する判断基準と運用方法を立案した。本報は、HTTRで使用しているガス圧縮機のシールオイル漏れに係る改善方法について検討した結果をまとめたものである。

報告書

HTTR原子炉格納容器漏えい率試験計画の改善; 実績を考慮したA種,B種及びC種試験の組合せプログラムの導入

近藤 雅明; 君島 悟*; 江森 恒一; 関田 健司; 古澤 孝之; 早川 雅人; 小澤 太教; 青野 哲也; 黒羽 操; 大内 弘

JAEA-Technology 2008-062, 46 Pages, 2008/10

JAEA-Technology-2008-062.pdf:11.62MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、原子炉格納容器(CV)の気密性を確認するために漏えい率検査を実施している。本検査は、原子炉格納容器漏えい率試験規程(JEAC4203)のA種試験(全体漏えい率試験)で行ってきたが、準備から復旧に至るまで相当の費用と時間を要する。そこで、HTTRの保守の効率化の観点から、A種試験とB種及びC種試験(局部漏えい率試験)を組合せたスケジュールに移行できるよう漏えい率検査実施方針を見直した。JEAC4203-2004では、試験スケジュール移行要件として、全体漏えい率に経年的増加が認められないこと、全体及び総合漏えい率(局部漏えい率の総和)が各々判定基準を満足すること、全体及び総合漏えい率に相関が認められることが規定されるとともに、総合漏えい率の判定基準が見直された。著者らは、これまでの試験実績に基づき、移行要件への対応方針及び検査実施方針を定め、これらが規制当局に了承された。本報では、HTTRのCV漏えい率試験について概説し、従来方法の問題点及びJEAC4203-2004における試験スケジュール移行上の要件を整理するとともに、各要件への対応方針及びCV漏えい率検査実施方針をまとめている。

報告書

HTTRにおける水質管理

関田 健司; 古澤 孝之; 江森 恒一; 石井 太郎*; 黒羽 操; 早川 雅人; 大内 弘

JAEA-Technology 2008-057, 45 Pages, 2008/08

JAEA-Technology-2008-057.pdf:12.0MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉冷却系統施設である加圧水冷却設備等の機器及び配管には、主要材料に炭素鋼を使用している。これらの設備の冷却水には、脱酸素及び腐食を防止・抑制するために、ヒドラジンを用いて水質を維持管理しており、水質確認のため定期的に分析を行っている。これまで実施した水質分析の結果から、得られた成果は以下のとおり。(1)1次冷却材の除熱により冷却水温度が高くなる加圧水冷却設備では、ヒドラジンの一部が熱分解し、アンモニアが形成されることによって、電気伝導率は上昇し、ヒドラジン濃度は低下するが、計画どおりであり問題はない。(2)冷却水温度が比較的低い補助冷却水系及び炉容器冷却設備においては、ヒドラジンの熱分解が起こっていない。(3)これまで不明瞭であった手順を明確にし、HTTRにおける水質分析手順を確立することができた。(4)溶存酸素及び塩化物イオンは濃度が低いことから、現時点においては、機器・配管の腐食量は極めて少ないものと推察される。これらのことから、HTTRの冷却水設備の水質は、十分満足できる状態であることを確認した。

報告書

HTTRヘリウムサンプリング設備の改善

関田 健司; 黒羽 操; 江森 恒一; 近藤 雅明; 大内 弘; 篠崎 正幸

JAEA-Technology 2008-002, 49 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-002.pdf:9.21MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、炉内構造物に耐熱性に優れた黒鉛構造物を用いているが、黒鉛構造物は、酸化による材料強度の劣化を招く恐れがあるため、冷却材であるヘリウムガス中の不純物濃度を厳しく管理している。この不純物濃度を高精度で測定するためにヘリウムサンプリング設備が設置されている。HTTRのヘリウムサンプリング設備に設置する圧縮機は、ロッドシール機構からシールオイル漏れが発生していたが、シール材であるバリシールの材質変更、及びグランドパッキンの摩耗粉混入を低減することにより、長期連続運転を行える見通しを得た。また、ガスクロマトグラフ質量分析計のデータ収録制御用計算機システムの更新、及び液体窒素トラップの改良を行うことで、測定値の信頼性向上及び効率的な不純物管理が行えるようになった。本報は、これまで課題となっていた、ヘリウムサンプリング設備の改善事項についてまとめたものである。

報告書

HTTR原子炉格納容器の全体漏えい率試験

近藤 雅明; 関田 健司; 江森 恒一; 坂場 成昭; 君島 悟; 黒羽 操; 野地 喜吉; 青野 哲也; 早川 雅人

JAEA-Testing 2006-002, 55 Pages, 2006/07

JAEA-Testing-2006-002.pdf:6.36MB

原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉格納容器(CV)バウンダリの気密性の確認を目的として、JEAC4203-2004「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に準拠し、CV全体漏えい率試験(A種試験)を実施している。A種試験は、一般に、原子炉冷却材圧力バウンダリをCV内雰囲気に開放して実施する。しかしヘリウムガスを原子炉冷却材とするHTTRでは、圧力バウンダリを開放できないため、これを閉鎖したままA種試験を実施するという方法を確立し、採用している。また、HTTRでは、CV漏えい率試験データ収録処理装置を開発したが、近年、より高精度,高信頼度の計測$$cdot$$処理能力をもたせ、試験状態の監視機能の強化を図るなどの改良を加えて、本試験をより確実に実施できるようにした。この他、平成16年にJEAC4203が改定されたことを受けて、試験時に適用するCVバウンダリ構成の見直しを行い、さらには、CV内温度測定用検出器の校正方法を改善するなど、試験方法の改善に努めている。本報では、HTTRのCV全体漏えい率試験について、漏えい率の評価方法,試験の実施体系及び実施手順等を中心に記述するとともに、これまでの試験経験を踏まえて、今後、さらに効率的に試験を実施していくうえで有効と考えられる課題についてまとめている。

報告書

HTTR非常用空気浄化設備の保守管理

青野 哲也; 近藤 雅明; 関田 健司; 江森 恒一; 黒羽 操; 大内 弘

JAEA-Testing 2006-004, 39 Pages, 2006/06

JAEA-Testing-2006-004.pdf:9.88MB

高温工学試験研究炉(HTTR)には、事故時にサービスエリア内の負圧を維持して放射性物質の拡散を防止するとともに、サービスエリアの空気を浄化して排気管より環境に放出することにより、公衆の被ばくの低減をはかる、非常用空気浄化設備が設置されている。本設備は、サービスエリア内の放射能濃度が上昇するおそれがある場合、あるいは放射能濃度が実際に上昇した場合に、自動起動するように設計されている工学的安全施設である。本設備は、HTTRで想定される最も厳しい条件においても、被ばく上の解析条件が満足されることを、系統機能試験により確認することが求められている。そこで、想定した事象ごとに試験を実施し、一連の試験を通して機能を確認する手順を確立した結果、効率的で確実な試験の実施が可能となった。また、排気フィルタユニットの漏えい検査方法の改善等を実施したことにより、設備の安定した運用が可能となった。本報は、非常用空気浄化設備の維持管理を目的に実施してきた保守項目,改善等についてまとめたものである。

報告書

HTTRヘリウムサンプリング設備の保守管理

関田 健司; 江森 恒一; 黒羽 操; 君島 悟; 若林 宏

JAEA-Testing 2006-001, 49 Pages, 2006/06

JAEA-Testing-2006-001.pdf:6.24MB

高温工学試験研究炉(以下、HTTR)では、炉内構造物に耐熱性に優れた黒鉛構造物を用いているが、黒鉛構造物は、酸化による材料強度の劣化を招く恐れがあるため、冷却材であるヘリウムガス中の不純物濃度を厳しく管理している。この不純物濃度を高精度で測定するためにヘリウムサンプリング設備が設置されている。本設備で使用しているガスクロマトグラフ質量分析計は、使用状態が長期に及ぶ場合、分解能を維持するために、装置を停止して再調整する必要がある。この作業には数日間を要し、この間は不純物濃度の測定を中断せざるを得ない。そこで、ガスクロマトグラフ質量分析計をもう1台設置し、測定系を改善することで、不純物濃度の測定が安定して行えるようになった。また、高精度の微量水分計は、測定範囲を大きく超える水分濃度を計測した場合、その後の計測に長期間に渡り影響がでる。そこで、サンプリング系統内に高い水分濃度の残留が予想される場合のパージ操作手順及び微量水分計の起動手順を確立し、水分濃度の測定が安定して行えるようになった。本報は、ヘリウムサンプリング設備の維持管理を目的に実施してきた保守項目,改善等についてまとめたものである。

報告書

HTTR後備停止系不具合の調査報告書

濱本 真平; 飯垣 和彦; 清水 厚志; 澤畑 洋明; 近藤 誠; 小山 直; 河野 修一; 小林 正一; 川本 大樹; 鈴木 尚; et al.

JAEA-Technology 2006-030, 58 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-030.pdf:10.69MB

日本原子力研究開発機構が所有する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の、動作原理の異なる二つの独立した系統で構成されている。通常運転時、原子炉の反応度を制御するとともに、運転時の異常な過渡変化時及び事故時に安全かつ確実に原子炉を停止させるものである。後備停止系は、万一制御棒系のみで原子炉を停止できない場合に、中性子吸収材である炭化ホウ素ペレットを炉心内に重力落下させ、いかなる運転状態からも原子炉を停止する機能を有するものであり、炭化ホウ素ペレットと、ペレットを収めるホッパ,電動プラグ,後備停止系駆動機構,ガイドチューブ等で構成されている。HTTRでは、平成16年7月26日から平成17年3月4日までの計画で、施設定期検査を実施してきたところ、2月21日の後備停止系の作動試験時に、本装置の16基のうち1基が正常に動作しないことがわかった。調査の結果、後備停止系が正常に動作しなかった原因は、後備停止系を駆動するモータの上部のオイルシールが変形したことによってグリースから分離した油がブレーキに到達し、ブレーキの磨耗した粉と混合することによって粘着物となり、粘着物がブレーキの解除を阻害したことによって、モータの駆動を妨げたことがわかった。

報告書

「常陽」を用いたATWS模擬試験の実施計画に関する研究

大山 一弘; 黒羽 隆也*; 高松 操; 関根 隆

JNC-TN9410 2005-010, 57 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-010.pdf:1.51MB

高速実験炉「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を進めている。本研究では、過渡時のプラント挙動を精度良く予測することが重要であり、「常陽」では、プラント動特性解析コードMimir-N2により、これらの評価を行っている。 これまで、平成13年度、14年度にMK-III炉心用にプラント動特性解析コードMimir-N2を整備するとともに、MK-III性能試験予測解析を実施し、平成15年度のMK-III性能試験においては、手動スクラム試験及び外部電源喪失試験等のプラントデータを取得した。さらに、平成15年度に、これらのデータに基づき、プラント動特性解析コードMimir-N2の冷却系モデルのうち、原子炉容器上部プレナム部、2次主冷却系ホットレグ配管、主冷却機のモデルの整備を実施した。 今年度は、安全特性試験として計画しているUTOP予備及び模擬試験、ULOF模擬試験の実施に向けた見通しを得るため、プラント動特性解析コードMimir-N2による投入反応度等をパラメータとしたUTOP及びULOF事象解析結果及び試験時のプラント構造健全性について評価し、見通しのある試験条件を策定した。

報告書

「常陽」MK-III性能試験結果に基づくプラント動特性解析コードの整備

高松 操; 黒羽 隆也*; 吉田 昌宏

JNC-TN9410 2004-005, 51 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2004-005.pdf:1.25MB

高速実験炉「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を進めている。本研究では、過渡時のプラント挙動を精度良く予測することが重要であり、「常陽」では、プラント動特性解析コードMimir-N2により、これらの評価を行っている。上記研究では、これまで、MK-IIで実施した運転特性試験、自然循環試験等のデータに基づき、Mimir-N2を整備・検証するとともに、MK-II炉心からMK-III炉心への移行及び冷却系の改造に対応するよう炉心・冷却系モデルの整備を進めてきた。MK-III性能試験では、Mimir-N2の検証データとして、手動スクラム試験及び外部電源喪失試験等のデータを取得した。 MK-III炉心用に整備したMimir-N2の予測値と実測値を比較した結果、プラント各部の温度挙動は、概ね一致するものの、予測した原子炉出ロナトリウム温度や主冷却器入ロナトリウム温度等の降下率は、実測値より大きいことがわかった。これを改善するため、手動スクラム試験及び外部電源喪失試験の実測値に基づき、Mimir-N2の冷却系モデルのうち、原子炉容器上部プレナム部、2次主冷却系ホットレグ配管、主冷却機のモデルの整備を実施した。その結果、原子炉出ロナトリウム温度等の挙動は実測値と一致し、Mimir-N2により、手動スクラム及び外部電源喪失等の過渡変化時のプラント挙動を精度良く模擬できることを確認した。

報告書

HTTR出力上昇試験における燃料及び核分裂生成物挙動の検討,2; 30MWまでの結果

植田 祥平; 江森 恒一; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 黒羽 操; 石井 太郎*; 沢 和弘

JAERI-Research 2003-025, 59 Pages, 2003/11

JAERI-Research-2003-025.pdf:2.53MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10$$^{3}$$Bq/cm$$^{3}$$以下であり、Kr及びXe核種の濃度は0.1Bq/cm$$^{3}$$以下であった。$$^{88}$$Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約2$$times$$10$$^{-9}$$、定格30MW出力時において約7$$times$$10$$^{-9}$$であった。事前解析による$$^{88}$$Kr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。

報告書

「常陽」MK-III性能試験炉心の湾曲反応度解析

高松 操; 黒羽 隆也*; 吉田 昌宏

JNC-TN9400 2003-012, 38 Pages, 2003/03

JNC-TN9400-2003-012.pdf:2.03MB

高速実験炉「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を行っており、その一環として、過渡時のフィードバック反応度の評価制度の向上に関する研究を進めている。フィードバック反応度のうち、炉心湾曲反応度に関しては、設計により将来炉の受動的安全性を向上させることが可能であること等から、その評価手法確立を目的として研究を進めてきた。 「常陽」では、これまで、炉心湾曲反応度を計算する解析システム"MERBA(MEchanical behavior and Reactivity shift caused by core Bowing Analysis code system FOR Joyo)"をMK-II炉心用に整備し、解析を実施した結果、MK-II炉心で観測された出力係数の出力依存性(原子炉主力上昇・下降時に出力係数が変動する現象)が、計算された原子炉出力変動時の炉心湾曲反応度により、定性的・定量的に説明できることを確認した。 一方、MK-III炉心では、中性子束及び原子炉出入口冷却材温度差の増加等により、炉心湾曲及びそれによる反応度挙動を決定する因子がMK-II炉心と異なる。そこで、MK-III炉心の炉心湾曲及び炉心湾曲反応度の特性を把握するため、MK-III炉心用に"MERBA"を整備し、平成15年7月に初臨界を達成する予定のMK-III性能試験炉心の解析を行った。 その結果、MK-III性能試験炉心では、継続使用する反射体の残留変位により、炉心燃料集合体が拘束され、MK-II炉心と同様に、原子炉停止状態において、炉心中心方向に倒れた状態にあり、原子炉出力上昇に伴い、炉心外側に傾いていく(フワラリング)ことから、負の反応度が投入されることがわかった。

口頭

Studies of passive safety tests by using the experimental fast reactor Joyo; Verification of Joyo plant dynamics analysis code Mimir-N2

高松 操; 黒羽 隆也*; 青山 卓史

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、高速増殖炉の固有の安全性を検証することを目的とした研究を進めている。本研究では、フィードバック反応度の誤差を可能な限り、排除することが重要であり、安全特性試験として、原子炉熱出力等の各種パラメータを変動させ、ATWS事象を模擬し、フィードバック反応度を検証できるデータを取得することを計画している。「常陽」では、安全特性試験計画の策定に向けた第1ステップとして、その評価ツールであるプラント動特性解析システムMimir-N2の炉心・冷却系モデルを検証するため、手動スクラム試験,外部電源喪失試験の異常時過渡応答試験、及びUTOP予備試験として、部分出力からステップ状反応度を投入する制御棒小引抜・挿入応答試験を実施した。その結果、Mimir-N2による計算値と実測値はよく一致しており、今後の改良点を摘出できた。

口頭

「常陽」における過渡時プラント特性試験

川原 啓孝; 高松 操; 青山 卓史; 黒羽 隆也*

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、ATWS事象を模擬し、高速炉におけるフィードバック反応度を検証するための安全特性試験を計画している。当該計画を策定に向けた第1ステップとして、過渡時プラント特性試験を実施し、評価ツールである「常陽」プラント動特性解析コードMimir-N2を検証した。

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