検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 14 件中 1件目~14件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

HTTRを用いた崩壊熱最適評価手法の適用性確認試験(非核加熱試験); 原子炉の残留熱除熱特性評価モデルの検証

本多 友貴; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 山崎 和則; 小林 正一; 青野 哲也; 柴田 大受; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2017-013, 20 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-013.pdf:2.52MB

崩壊熱は高温ガス炉の代表的な事象である減圧事故時の高温ガス炉の固有の安全性を示す上で重要な因子である。これまで、安全評価で使用する崩壊熱については、旧原子力安全委員会の安全審査指針に基づき、十分な保守性を考慮した評価式を用いてきた。一方で、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて不確実さ評価の重要性が高まっている。これを受けて、原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)を活用して不確実さ評価手法の確立を目指した研究を進めているが、本検討を進めるにあたり参照値となる崩壊熱データが必要となった。しかしながら、これまで、ブロック型高温ガス炉を対象とした崩壊熱最適評価手法の適用性確認に必要なデータは存在していない。そこで、HTTRを用いて、実炉データに基づく崩壊熱の評価を実施し、崩壊熱最適評価手法の適用性確認に必要なデータ取得を目指す。一連の試験の初めとして、平成28年度2月に、長期運転をしていないHTTRを用いて、崩壊熱が無い理想的な条件の下、崩壊熱評価の適用性確認試験(コールド試験)実施し、高温ガス炉の残留熱除熱特性データを取得した。本報告書では、実炉データに基づく崩壊熱の評価手法の提案をすると共に、当該評価に必要となる原子炉の残留熱除熱特性評価手法の検証について報告する。

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:10.7(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。

論文

Oxygen chemical diffusion in hypo-stoichiometric MOX

加藤 正人; 森本 恭一; 田村 哲也*; 砂押 剛雄*; 小無 健司*; 青野 茂典; 鹿志村 元明

Journal of Nuclear Materials, 389(3), p.416 - 419, 2009/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:63.13(Materials Science, Multidisciplinary)

プルトニウム-ウラン混合酸化物(MOX)は、高速炉用の燃料として開発が進められている。MOX燃料のO/Mは照射中のFCCIをコントロールするため、重要なパラメータである。酸素ポテンシャルと酸素相互拡散係数はMOX中の酸素の挙動を理解するうえで不可欠なデータである。本研究では、(Pu$$_{0.2}$$U$$_{0.8}$$)O$$_{2-x}$$と(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2-x}$$について、熱重量法を用いて酸素相互拡散係数を測定した。熱重量計により、還元速度を測定し、その曲線から酸素の相互拡散係数を測定した。その結果、(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2-x}$$の拡散係数は、(Pu$$_{0.2}$$U$$_{0.8}$$)O$$_{2-x}$$の拡散係数に比べ低い値であった。

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。

論文

The Oxidation rate of (U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$ with two fcc phases

鈴木 紀一; 加藤 正人; 田村 哲也*; 青野 茂典; 鹿志村 元明

Journal of Alloys and Compounds, 444-445, p.590 - 593, 2007/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:40.6(Chemistry, Physical)

ハイポストイキオメトリのMOX焼結体は大気,不活性ガス雰囲気において常温付近でも酸化することが報告されている。20%Pu以上を含むハイポストイキオメトリのMOXに対して、室温ではO/Mの異なる2相のfcc領域の存在が報告されている。本研究では、熱重量分析法によって2相領域での(U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{2-X}$$の酸化挙動を調べた。理論密度85-93%T.D.の30%Pu-MOX焼結体を厚さ約1mmのディスク状に切り出し、試験サンプルとした。酸化速度は水平差動式天秤(TG-DTA)を用いた熱重量分析法によって実施した。温度60, 125, 150$$^{circ}$$Cの条件で、それぞれ酸素分圧を10$$^{-5}$$-0.2atm、水分を1-700ppmとして等温酸化試験を行った。実験結果は2相拡散モデルを用いることによってよく再現でき、酸化速度は時間と温度の関数として表すことができた。また、X線回折測定の結果、酸化はO/Mが約2.00の相が増加することによって進むことが確認された。これらの結果は、2相領域での(U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{2-X}$$の酸化は、表面に形成されたO/M$$approx$$2.00の相内の酸素の拡散によって支配されたことを示唆している。

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

燃料破損検出装置の保守管理

野地 喜吉; 亀山 恭彦; 江森 恒一; 青野 哲也

JAEA-Testing 2006-003, 47 Pages, 2006/06

JAEA-Testing-2006-003.pdf:7.43MB

原子炉通常運転時、燃料の健全性を監視するための設備として、HTTRには燃料破損検出装置(Fuel Failure Detection(FFD) System)が設置されている。本装置は、7領域に分割した原子炉の高温プレナム部から1次冷却材をサンプリングし、それぞれの領域の短半減期核分裂生成物希ガスを検出することにより、燃料破損が発生した際に、その領域を特定できるようになっている。設計では、本装置における1次冷却材サンプリング流量は運転中変更する必要がないと考えていた。しかしながら、原子炉の運転状況により変化する1次冷却材圧力の影響でサンプリング流量が変動し、測定値が不安定になることが明らかとなった。また、サンプリング流量の変更は、運転中立入が制限されるサービスエリア内に設置された手動弁で行わなければならないため、運転中の流量調整が困難であった。そこで、サービスエリア外からサンプリング流量の制御ができるように流量制御系を改善した結果、安定した計測が可能となった。また、計測時のノイズの低減化,ガス圧縮機のオイルレベル計の改善等を実施したことにより、現在は良好な運転状態を維持している。本報は、FFDを運用するうえでの検出器(プレシピテータ)による検出性能の維持,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。

論文

Oxygen Potentials of Plutonium and Uranium Mixed Oxide

加藤 正人; 青野 茂典; 田村 哲也*; 小無 健司*

Journal of Nuclear Materials, 344, p.235 - 239, 2005/00

 被引用回数:33 パーセンタイル:90.32(Materials Science, Multidisciplinary)

30%Pu-MOXの酸素ポテンシャルを気相平衡法により熱天秤を用いて測定した。定比組成近傍のデータを温度、O/Mの関数として決定した。得られたデータは、格子欠陥理論により評価し、MO$$_{2-X}$$のXと酸素分Po$$_{2}$$は、定比組成近傍でX$$propto$$Po$$_{2}$$$$^{-1/2}$$の関係にあることを見出した。

論文

Oxygen Potentials of Pultonium and Uranium Mixed Oxide

加藤 正人; 田村 哲也*; 青野 茂典

Proceedings of 11th Symposium on Thermodynamics of Nuclear Materials (STNM-11), P. 81, 2004/00

(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2-X}$$の酸素ポテンシャルをガス平衡法により水平差動型熱天秤を用いて測定した。800$$^{circ}C$$$$sim$$1350$$^{circ}C$$の範囲の酸素ポテンシャルのデータを取得した。得られたデータは、文献値と合わせて格子欠陥理論により整理し、温度-酸素分圧-O/Mの関係を表す式を検討した。

論文

Instrumentation and control system of the HTTR

齋藤 賢司; 本間 史隆; 尾又 徹; 青野 哲也; 川路 さとし; 川崎 幸三; 伊与久 達夫

Proceedings of International Topical Meeting on Nuclear Plant Instrumentation, Controls, and Human-Machine Interface Technologies (NPIC&HMIT 2000) (CD-ROM), 8 Pages, 2000/00

HTTR(高温工学試験研究炉)は熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が最高950$$^{circ}C$$高温ガス炉であり、1999年9月から出力上昇試験を行っている。HTTRの計測制御系は、計装系、制御系、安全保護系から成り立ち、原子炉を安全に運転するために高い信頼性が要求されている。本報告では、HTTRの計測制御系の設計について述べるとともに、系統別・総合機能試験、出力上昇試験で得られた計測制御系の特性試験の試験結果について発表する。

口頭

MOXの酸化速度

鈴木 紀一; 加藤 正人; 田村 哲也*; 宇野 弘樹*; 鹿志村 元明; 青野 茂典

no journal, , 

低O/Mの焼結MOXは室温の不活性ガスや大気雰囲気で酸化が進むことが知られているがその詳細な報告は少ない。本研究では190$$^{circ}$$C以下の温度にて、密度・結晶粒径をパラメータとして、30%Pu-MOXの酸化速度を熱重量法により測定し酸化挙動を評価した。酸化速度は、密度が低いほどまた、結晶粒径が小さいほど速くなることを確認した。

口頭

HTTRを用いた通常運転状態からの熱負荷変動試験の検討

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

no journal, , 

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、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。

口頭

HTTRを用いた特性確証試験

本多 友貴; 青野 哲也; 関田 健司; 栃尾 大輔; 高田 昌二

no journal, , 

高温ガス炉の特徴として、高い安全性と多様な熱利用が挙げられる。現在HTTR(高温工学試験研究炉)ではこれらの高温ガス炉の特徴を確証する試験として、特性確証試験を実施している。特性確証験は限界性能試験と核熱供給試験に分類される。再稼働後に実施予定の核熱供給試験は、将来予定している高温ガス炉への熱利用系施設の接続を目指し、熱利用系への冷却材の安定供給が可能であることの実証、また熱利用系施設で異常が発生した場合を想定し、その際の原子炉挙動データの取得を予定している。現在HTTRは長期停止中となっているが、平成26年度及び平成27年度に非核加熱状態での核熱供給試験を実施している。本報は、特性確証試験の概要、結果及び進捗について述べる。

14 件中 1件目~14件目を表示
  • 1