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報告書

高温工学試験研究炉HTTRを用いた1次ヘリウム冷却材中不純物の能動的制御技術の開発

濱本 真平; 根本 隆弘; 関田 健司; 齋藤 賢司

JAEA-Technology 2015-048, 62 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-048.pdf:2.58MB

高温ガス炉で使用される1次ヘリウムヘリウムに含まれる化学的不純物の組成に依存して起こる脱炭現象は、炭化物の析出によって強化された合金に著しい強度低下を起こす。そのため、高温工学試験研究炉(HTTR)の1次ヘリウム純化設備は、不純物の発生速度を予測して1次ヘリウム純化設備の容量を設定することで、浸炭性雰囲気が形成されるように設計されている。これまでに、HTTRの運転中の1次ヘリウム中の雰囲気は、浸炭性が形成されていることが確認されているが、実用高温ガス炉では長期間の運転するため、運転期間中に不純物の発生速度が変化することを考慮しなければならない。変化する不純物発生速度に対する一つの対策として、1次ヘリウム純化設備の能力を運転中に制御し、除去速度を制御する方法がある。脱炭性を浸炭性に改善するためには、H$$_{2}$$とCOの濃度を増加させることが有効であり、そのためにはHTTRの1次ヘリウム純化設備のうち、酸化銅反応筒(CuOT)の除去効率を下げることで可能となる。そこで、CuOTの効率を明らかにするため、HTTRの既設の1次ヘリウム純化設備にH$$_{2}$$とCOの混合ガスを注入し、CuOTの効率の温度依存性及び不純物濃度依存性を測定する実験を行った。実験の結果、CuOTの温度を50$$^{circ}$$Cから110$$^{circ}$$Cに調整すれば、H$$_{2}$$の除去量を低減できること、またCuOTの温度制御が原子炉の1次冷却系に影響しないことを明らかにした。これらの結果から、実用高温ガス炉で任意の不純物環境を形成する方法として、1次ヘリウム純化設備の除去効率を制御する技術を実機に適用できることを明らかにした。

論文

Establishment of control technology of the HTTR and future test plan

本多 友貴; 齋藤 賢司; 栃尾 大輔; 青野 哲也; 平戸 洋次; 小澤 太教; 中川 繁昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1387 - 1397, 2014/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.23(Nuclear Science & Technology)

HTTRの制御系の性能は2002年に行われた制御系応答試験で明らかにされ、各制御系に外乱を与えても安定に制御できることを確認した。また、今後高温ガス炉が商用炉として稼働するにあたり、高温ガス炉が長期に渡り安定に高温の熱を供給できる事を実証する必要がある。本論文では、2010年に行われた長期高温連続運転試験で得られた結果を基にHTTRの長期連続運転時の制御特性の評価を行った。さらに現在、原子力機構では商用高温ガス炉として高温ガス炉水素製造システムの設計を行っており、水素製造システムで熱負荷変動が生じた場合にも原子炉が安定することが求められている。そこで、高温ガス炉水素製造システムに起因する熱負荷変動時の原子炉システムの安定性の実証と共に、高温ガス炉水素製造システムの詳細設計に必要なデータ、熱負荷変動に対する原子炉システムの応答挙動解析コードの高度化に必要なデータ収集のため、HTTRを用いた熱負荷変動試験を計画している。予備検討の結果から、実際の運転を想定し制御系を作動させた場合の挙動を示し、試験の実施条件を検討した。

報告書

HTTR制御性試験装置の概要

本間 史隆; 平戸 洋次; 齋藤 賢司

JAEA-Technology 2014-010, 64 Pages, 2014/05

JAEA-Technology-2014-010.pdf:35.55MB

東京電力福島第一原子力発電所の事故を契機に制定された新安全規制基準への適合性確認を目的に、HTTRの運転を中長期的に停止することとなった。運転員に係る技術的能力の維持が不可欠となるが、HTTRは世界で唯一の高温ガス炉型の試験研究炉であることから、軽水炉用の運転訓練シミュレータを用いた運転訓練は実効的ではない。ゆえに、既に所有しているHTTR制御性試験装置を運転訓練シミュレータとして有効に活用することが喫緊の課題である。本報告書は、HTTR制御性試験装置の仕様並びにシミュレーション結果等について取り纏めたものである。

論文

Development of operation and maintenance technology for HTGRs by using HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

清水 厚志; 川本 大樹; 栃尾 大輔; 齋藤 賢司; 澤畑 洋明; 本間 史隆; 古澤 孝之; 七種 明雄; 高田 昌二; 篠崎 正幸

Nuclear Engineering and Design, 271, p.499 - 504, 2014/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:59.64(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の技術基盤の確立するため、平成22年1月から3月にかけて、HTTRを用いた50日間の高温試験運転を実施した。高温ガス炉の運転管理では、水素製造システムへの安定した熱供給を行うために、長期運転時のプラントの安定性、機器の信頼性を実証する必要がある。このため、事前に長期運転での技術的課題を抽出し、高温連続運転によりデータを取得し、評価を行った。その結果、高温機器の伝熱性能、ヘリウム漏えい管理、ヘリウム循環機等の動的機器の信頼性、遮へい体の昇温防止性能等、高温ガス炉特有の設備・機器について、長期連続運転での安定性、信頼性を実証した。本高温連続運転により高温ガス炉の運転管理・保守技術基盤を確立した。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の使用済広領域中性子検出器の動作不能調査; サンプル試験及び破壊試験

篠原 正憲; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 芳賀 広行; 佐々木 新治; 勝山 幸三; 高田 清志*; 東村 圭祐*; 藤井 淳一*; 鵜飼 隆由*; et al.

JAEA-Technology 2012-032, 29 Pages, 2012/11

JAEA-Technology-2012-032.pdf:6.57MB

2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの寿命を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、動作不能箇所の特定及び破損原因を調査するため、製作メーカにてWRM模擬試験体を製作し、組立に起因する強度低下及び熱サイクルによる強度低下試験並びに照射燃料集合体試験施設(FMF)にてWRMの破壊試験を実施した。本報告書は、WRMの動作不能の原因調査及び破壊試験結果をまとめたものである。

論文

Development of operation and maintenance technology of HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

清水 厚志; 川本 大樹; 栃尾 大輔; 齋藤 賢司; 澤畑 洋明; 本間 史隆; 古澤 孝之; 七種 明雄; 篠崎 正幸

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/10

HTTRでは、高温ガス炉の技術基盤の確立を目指し、平成22年1月から3月にかけて高温試験運転にて50日間の連続運転を実施した。高温ガス炉の運転管理においては、水素製造システムへの安定した熱供給を行うために、長期運転時のプラントの安定性、機器の信頼性を実証する必要がある。このため、事前に長期運転での技術的課題を抽出し、高温連続運転によりデータを取得し、評価を行った。その結果、高温機器の伝熱性能、ヘリウム漏えい管理、ヘリウム循環機等の動的機器の信頼性、遮へい体の昇温防止性能等、高温ガス炉特有の設備・機器について、長期連続運転での安定性、信頼性を実証した。本高温連続運転により高温ガス炉の運転管理・保守技術の基盤を確立した。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の使用済広領域中性子検出器の動作不能調査; 原因調査及び照射後試験

篠原 正憲; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 高田 昌二; 石見 明洋; 勝山 幸三

JAEA-Technology 2012-026, 21 Pages, 2012/08

JAEA-Technology-2012-026.pdf:2.31MB

2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの使用期間を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、事象発生部位の特定及び破損原因を調査するため、製作メーカにてWRM模擬試験体を製作し、短絡状態を模擬した特性インピーダンス波形測定並びに照射燃料集合体試験施設(FMF)にて高エネルギーX線CT検査装置を用いた照射後試験(PIE)を実施した。本報告書は、WRMの動作不能の原因調査及びPIE結果をまとめたものである。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の使用済広領域中性子検出器の動作不能調査; 原因調査及び輸送作業

篠原 正憲; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 高田 昌二; 吉田 直昭; 磯崎 涼佑; 勝山 幸三

JAEA-Technology 2012-025, 31 Pages, 2012/08

JAEA-Technology-2012-025.pdf:4.69MB

2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの寿命を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、事象発生部位の特定及び破損原因を調査するため、照射燃料集合体試験施設(FMF)にてX線CT装置を用いた照射後試験を計画した。本報告書は、WRM動作不能の原因調査、当該WRMのFMFへの輸送方法の検討及び輸送作業の結果をまとめたものである。

報告書

HTTRの熱利用系負荷変動試験の予備検討,2

栃尾 大輔; 齋藤 賢司; 島崎 洋祐; 中川 繁昭

JAEA-Technology 2011-033, 43 Pages, 2012/02

JAEA-Technology-2011-033.pdf:16.44MB

現在、高温ガス炉水素製造システムの熱利用系の熱負荷変動時における原子炉システムの安定性を実証するため、HTTRを用いた熱負荷変動試験を計画している。前報では、ACLファン停止試験について検討を行い、ある条件範囲内で試験実施が可能であり、コードの検証・実証に必要となるデータを提供できることを確認した。本報では、ACLに送られる加圧水流量を変化させることにより熱負荷変動を与えるACL加圧水流量変動試験について、試験実施可能な条件を調べるために予備検討を行った。その結果、HTTRを用いたACL加圧水流量変動試験は、ある条件範囲内で試験を実施することが可能であることを確認し、高温ガス炉を用いた革新的水素製造システムで熱負荷が変動した場合の原子炉システムの応答挙動解析コードの検証・実証に必要となるデータを提供できることを確認した。

報告書

HTTRの熱利用系負荷変動試験の予備検討

栃尾 大輔; 齋藤 賢司; 島崎 洋祐; 中川 繁昭

JAEA-Technology 2011-018, 43 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-018.pdf:2.44MB

HTTRは1998年の初臨界達成後、出力上昇試験を経て、現在、安全性実証試験等を行っている。第2期中期計画において、高温ガス炉水素製造システムの熱利用系の熱負荷変動時における原子炉システムの安定性を実証するため、HTTRを用いて熱利用系負荷変動試験を計画している。本報では、試験実施可能な条件を調べるために、HTTRを用いた熱負荷変動試験の予備検討を行った。その結果、HTTRを用いたACLファン停止試験は、ある条件範囲内で試験を実施することが可能であることを確認し、高温ガス炉を用いた革新的水素製造システムで熱負荷が変動した場合の原子炉システムの応答挙動解析コードの検証・実証に必要となるデータを提供できることを確認した。

報告書

HTTR長期連続運転の結果の概要; 高温・並列50日運転

栃尾 大輔; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 島崎 洋祐; 関田 健司; 近藤 雅明; 七種 明雄; 亀山 恭彦; 齋藤 賢司; 江森 恒一; et al.

JAEA-Technology 2010-038, 57 Pages, 2010/12

JAEA-Technology-2010-038.pdf:2.36MB

HTTRは平成10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。高温ガス炉を実用化するにあたり、高温ガス炉システムが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しなければならない。そこで、HTTRでは、平成22年1月より高温・並列運転で50日連続運転を行い、HTTR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確認した。また、高温試験運転での長期連続運転に伴うデータを取得することができた。本報は、運転より得られたHTTRの高温試験運転での長期連続運転に関する特性をまとめたものである。

報告書

実用高温ガス炉の開発に必要なHTTRを用いた試験の予備検討

後藤 実; 高松 邦吉; 中川 繁昭; 植田 祥平; 濱本 真平; 大橋 弘史; 古澤 孝之; 齋藤 賢司; 島崎 洋祐; 西原 哲夫

JAEA-Technology 2009-053, 48 Pages, 2009/10

JAEA-Technology-2009-053.pdf:3.41MB

実用高温ガス炉開発に必要な各種の特性・実証データを取得するため、高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)を用いた試験について予備検討を行った。本検討では、核熱供給特性試験,燃焼炉心試験,制御棒引抜試験(反応度投入試験),安全性実証試験,燃料特性試験,環状炉心試験,燃料限界照射試験,トリチウム測定試験,高温機器の健全性確認試験を提案し、実用高温ガス炉に必要とされる諸要件とそれを確認・確証する方策についてとりまとめた。このうち、燃焼炉心試験、及び安全性実証試験については、実測データと比較するために事前解析を行って予測データを取得した。また、実用高温ガス炉の炉心として採用される環状炉心の試験については、HTTRの2次燃料を用いた4種類の環状炉心について炉心計算を行って核的な成立性を示した。

報告書

HTTRの高温プレナム部温度計装用ナイクロシル・ナイシル熱電対の特性

齋藤 賢司; 清水 厚志; 平戸 洋次; 近藤 誠; 川俣 貴則; 根本 真澄; 茂木 利広

JAEA-Technology 2009-015, 52 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-015.pdf:10.17MB

HTTRの高温プレナム部温度計装は、原子炉運転中の炉心状態を監視するため、高温プレナムブロック内にN型熱電対を挿入して、高温プレナムブロックごとに1次冷却材温度を測定している。N型熱電対はHTTR原子炉圧力容器内で使用されるため、約1000$$^{circ}$$Cの高温環境下において長期間安定に動作することが要求される。このため、HTTRの運転・保守データから、これらの熱電対の特性変化を調査した。その結果、N型熱電対はHTTR原子炉圧力容器内で12000時間を越える使用実績があるが、N型熱電対の特性に有意な変化がないことを確認した。本報は、HTTRの高温プレナム部温度計装用熱電対の供用期間中の特性変化について、調査した結果を示す。

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。

報告書

HTTR用広領域中性子検出器の長寿命化に向けた研究(共同研究)

齋藤 賢司; 関田 健司; 川崎 幸三; 山本 一彦*; 松浦 真*

JAEA-Technology 2007-059, 36 Pages, 2007/11

JAEA-Technology-2007-059.pdf:26.24MB

高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)の広領域中性子検出器は、通常運転時450$$^{circ}$$C,事故時550$$^{circ}$$Cの高温環境下で使用される。広領域中性子検出器を高温環境下で長時間使用する場合、電離ガスに含まれる窒素が電極材料に吸着されることにより減少し、中性子検出器の特性が劣化することが考えられる。このため、窒素吸着試験を実施し、高温環境下で電極材料に吸着される窒素量を明らかにした。また、試作検出器を使った性能評価試験を実施し、高温雰囲気において窒素吸着に伴う中性子検出器の特性劣化が生じないことを確認した。本報告書は、HTTR用広領域中性子検出器の長寿命化に関する検討結果をまとめたものである。その結果、HTTRの広領域中性子検出器は、通常運転時450$$^{circ}$$Cの高温環境下において、5年間使用可能であることを確認した。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御応答試験結果

茂木 利広; 飯垣 和彦; 齋藤 賢司; 澤畑 洋明; 平戸 洋次; 近藤 誠; 澁谷 英樹; 小川 悟; 篠崎 正幸; 水島 俊彦; et al.

JAEA-Technology 2006-029, 67 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-029.pdf:3.07MB

HTTRの制御系のうち、中間熱交換器ヘリウム流量制御系,1次加圧水冷却器ヘリウム流量制御系,2次ヘリウム流量制御系,原子炉入口温度制御系,原子炉出力制御系及び原子炉出口温度制御系については、系統別総合機能試験及び出力上昇試験でその性能が明らかにされてきた。これらの試験では、各制御系に外乱を与えても安定に制御できることを確認した。また、原子炉出力30%$$sim$$100%までの自動運転においても、原子炉出力,温度,流量を安定に制御できることを確認した。本報告書は、これらの制御系の概要と試験結果について報告する。

報告書

HTTRの原子炉入口温度制御系の試験結果

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

JAERI-Tech-2004-042.pdf:1.16MB

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850$$^{circ}$$C/395$$^{circ}$$C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。

報告書

HTTR自動停止(2003年5月21日発生)の原因調査結果

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

JAERI-Tech-2004-037.pdf:4.08MB

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。

報告書

Safety demonstration test (SR-2/S2C-2/SF-1) plan using the HTTR (Contract research)

坂場 成昭; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 高田 英治*; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 栃尾 大輔; 橘 幸男; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 2004-014, 24 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-014.pdf:1.06MB

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実施されている。本報は、2004年に計画している制御棒引抜き試験,循環機停止試験,流量部分喪失試験の試験内容,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。

報告書

Safety demonstration test (S1C-2/S2C-1) plan using the HTTR (Contract research)

坂場 成昭; 中川 繁昭; 高田 英治*; 橘 幸男; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 栃尾 大輔; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 2003-074, 37 Pages, 2003/08

JAERI-Tech-2003-074.pdf:1.83MB

高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第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実施されている。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当する試験として、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に行う計画である。本報は、2003年8月に計画している循環機停止試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について示す。事前解析の結果、循環機停止後、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き、この間の炉内温度変化が緩慢であることが示された。

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