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850C、高温試験運転時950C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。

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。

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

http://ci.nii.ac.jp/naid/40001073994

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。

Present status of HTGR development program in Japan

斎藤 伸三

Energy, 16(1-2), p.129 - 136, 1991/00

https://doi.org/10.1016/0360-5442(91)90093-2

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850C、高温試験運転時950C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。

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

https://doi.org/10.1016/0360-5442(91)90125-6

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0.77Sv/yとなり、十分小さい値であることが示された。

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、1000C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。

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1600C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。

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

https://doi.org/10.3327/jaesj.32.847

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950C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。

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。

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GdO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。