Improving the safety of the high temperature gas-cooled reactor "HTTR" based on Japan's new regulatory requirements

濱本 真平; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 関田 健司; 渡辺 周二; 古澤 孝之; 飯垣 和彦; et al.

Nuclear Engineering and Design, 388, p.111642_1 - 111642_11, 2022/03

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111642

日本原子力研究開発機構は、2011年の福島第一原子力発電所事故を契機に作られ2013年12月に施行された新しい規制要件に、高温工学試験研究炉(HTTR)を適合させた。様々な高温ガス炉(HTTR)安全試験を通じて得られたHTGRに関する知見を基に、既存の構造物,系統及び機器の安全性及び耐震分類が議論された。防護の対象となる構築物,系統及び機器が再検討し、安全機能に影響を及ぼす内的・外的脅威への対策が強化された。さらに、設計基準を超える事故として、多量の放射性物質が放出されるおそれのある事故に対する措置を講じた。我々のこの対応が、新しい規制要求に適合していることを、原子力規制委員会は厳格かつ適切に審査した。2014年11月に提出したHTTRの設置許可変更申請書は、9回の修正を経て2020年6月に承認された。この対応は、高温ガス炉の特性を反映すれば、強化された規制要件を満たすためでも合理的に設計できることを示しており、今後の高温ガス炉の開発の参考になると考える。

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

https://doi.org/10.1016/C2018-0-05383-9

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

Improvement of exchanging method of neutron startup source of high temperature engineering test reactor

澤畑 洋明; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 山崎 和則; 柳田 佳徳; 藤原 佑輔; 高田 昌二; 篠崎 正幸; 濱本 真平; 栃尾 大輔

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 8 Pages, 2016/06

https://doi.org/10.1115/ICONE24-60842

HTTRでは、起動用中性子源としてCfが使用され、定期的に交換を行っている。本交換作業において、2つの課題が挙げられていた。1つは、中性子線漏洩による作業員の被ばくであり、もう一つは、中性子源輸送容器の取扱性能の信頼性である。中性子線漏洩による被ばく線量の低減については、PHITSコードを用いて漏洩源である燃料交換機の解析を行い、効果的な遮へい方法を考案し、簡易に取付・取外しができるポリエチレン製のブロックと粒子を冷却流路に設置した。その結果、集団線量を約700人・Svから約300人・Svまで低減できた。中性子源輸送容器については、容器を小さくすることにより、取扱性能を改善して取扱作業を安全に完遂した。

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。

Long-term high-temperature operation in the HTTR, 1; Outline and main test results

篠原 正憲; 栃尾 大輔; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 篠崎 正幸; 西原 哲夫; 伊与久 達夫

Proceedings of 5th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2010) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/10

HTTRは、日本原子力研究開発機構(JAEA)大洗研究開発センターに建設された日本初の高温ガス炉であり、主な目的は、高温ガス炉の技術基盤の確立と熱化学水素製造システムへの熱源供給を実証することである。定格(熱出力30MW,出口冷却材温度850C)30日連続運転及び高温(熱出力30MW,出口冷却材温度950C)50日連続運転を実施し、高温ガス炉の特性データを得るとともに、(1)HTTRの被覆粒子燃料は、世界最高水準の核分裂生成物の閉じ込め能力を有していること。(2)炉内構造物は、設計で想定した温度を満足し、構造健全性が維持されていること。(3)中間熱交換は、長期間安定した高温の2次ヘリウムガスを供給できることを実証した。これらの成果により、HTTRが熱化学水素製造システムの熱源として利用できることを示した。

HTTR気体廃棄物の廃棄施設の保守管理

山崎 和則; 亀山 恭彦; 猪井 宏幸; 新垣 悦史; 篠崎 正幸; 太田 幸丸

JAEA-Testing 2008-002, 52 Pages, 2008/03

JAEA-Testing-2008-002.pdf:15.54MB

高温工学試験研究炉(HTTR)で発生する気体廃棄物を適切に回収し、放射性物質の除去・減衰を経て放射性物質の濃度を監視しながら大気へ放出するために気体廃棄物の廃棄施設が設置されている。この設備は、それらの目的を果たすために常に設備の健全性が求められているため、毎年実施する保守管理によって機器の健全性の維持管理を行っている。本設備の保守管理はHTTRの運用に必要不可欠であり、現在まで効率的な保守管理を行ってきた。本報は、気体廃棄物の廃棄施設の維持管理を目的に実施してきた保守項目並びに実際の経験に基づいて改善した事項についてまとめたものである。

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。

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%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。

Inspection techniques for primary pressurized water cooler tubes in the high temperature enigneering test reactor

竹田 武司; 古澤 孝之; 篠崎 正幸*; 宮本 智司*

Nuclear Engineering and Design, 217(1-2), p.153 - 166, 2002/08

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(02)00156-5

逆U字型の伝熱管136本を有する1次加圧水冷却器(PPWC)は、HTTR(高温工学試験研究炉)の1次冷却設備に据え付けられている。HTTRは、日本で初めての高温ガス炉であり、出口ガス温度は950である。PPWC伝熱管は、1次冷却材圧力バウンダリを形成している。PPWC伝熱管の供用期間中検査を効率的に実施するため、探傷試験技術を確立すべきである。そこで、渦流探傷試験と超音波探傷試験用プローブを用いた自動探傷システムを開発した。本研究の中で、模擬欠陥試験体を用いたモックアップ試験により、探傷プローブの欠陥検出性能及びPPWC伝熱管の非破壊検査への自動探傷システムの適用性について調べた。自動探傷システムにより、探傷プローブを模擬欠陥試験体内の所定の位置に一定速度で円滑に挿入,引抜くことが可能となった。さらに、自動探傷システムを用いたPPWC伝熱管の探傷技術の信頼性を実証するため、最高到達原子炉出力約55%のHTTR試験運転後の原子炉停止期間において、PPWC伝熱管の非破壊検査を実施した。非破壊検査を通じて、検査PPWC伝熱管外面に欠陥は無いことが確認できた。

HTTRの熱出力校正試験計画

中川 繁昭; 篠崎 正幸; 橘 幸男; 國富 一彦

JAERI-Tech 2000-038, p.39 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-038.pdf:1.86MB

高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)の特徴を考慮して、出力上昇試験における安全かつ効率的な熱出力校正試験計画を立案した。計画を定めるにあたっては、ヘリウム循環機の発生熱により1次冷却材温度を約213まで上昇させた確認試験(3)の測定結果より、熱出力評価に使用する測定量について定格運転時の予測値を予測し、出力上昇試験中の熱出力測定誤差を2.0%以内に収める見通しを得た。本報告書は、HTTR出力上昇試験における熱出力校正試験の内容、熱出力測定の誤差評価及び確認試験(3)の予備測定結果についてまとめたものである。