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報告書

HTTR出力上昇試験における放射線モニタリングデータ; 高温試験運転モード30MWまでの結果

足利谷 好信; 川崎 朋克; 吉野 敏明; 石田 恵一

JAERI-Tech 2005-010, 81 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-010.pdf:16.65MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成11年9月16日から出力上昇試験が開始され、出力上昇試験(4)の定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}$$C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転に続いて、平成16年3月21日から平成16年7月7日にかけて、出力上昇試験(5)として高温試験運転モード(原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転を実施し試験は無事終了した。本報は、高温試験運転モードの出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。高温試験運転モードの放射線モニタリング結果は、定格運転モードと同様に、原子炉運転中における作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}$$C,原子炉熱出力30MW)の出力上昇試験における放射線モニタリングデータについても一部掲載した。

報告書

高温工学試験研究炉の出力上昇試験,高温試験運転; 試験方法及び結果の概要

高松 邦吉; 中川 繁昭; 坂場 成昭; 高田 英治*; 栃尾 大輔; 島川 聡司; 野尻 直喜; 後藤 実; 柴田 大受; 植田 祥平; et al.

JAERI-Tech 2004-063, 61 Pages, 2004/10

JAERI-Tech-2004-063.pdf:3.14MB

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)は原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850$$^{circ}$$C/高温試験運転950$$^{circ}$$C)の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉である。HTTRでは高温試験運転として単独運転を2004年3月31日に開始し、4月19日に最大熱出力30MWの状態で1次冷却材原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cを達成した後、4月23日に使用前検査として冷却材飽和値確認検査を受検した。その後、徐々に出力を降下し、5月1日に原子炉を停止した。単独運転終了後、2次側の除熱性能の改善等を目的として炉容器冷却系熱交換器の洗浄等の作業を経て、並列運転を6月2日に開始し、6月24日に使用前検査として冷却材飽和値確認検査,放射性物質濃度の測定検査等を受検した。これにより、高温試験運転にかかわる原子炉の性能試験はすべて終了し、使用前検査合格証を受領した。高温ガス炉による原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cの達成は、今回HTTRが世界で初めて成功したものである。これにより、高温ガスタービンによる高効率発電が可能となるとともに、水を原料とした水素製造に十分な温度を達成したこととなり、原子力の非発電分野での利用の可能性が広がったことになる。本報は、高温試験運転の方法及び結果の概要を示したものである。

報告書

HTTR出力上昇試験における遮へい性能検査結果

植田 祥平; 高田 英治*; 角田 淳弥; 清水 厚志; 足利谷 好信; 梅田 政幸; 沢 和弘

JAERI-Tech 2004-047, 87 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-047.pdf:6.24MB

高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)では、1次冷却材として遮へい能力のある水ではなくヘリウムガスを用いているため、遮へい設計においては中性子のストーリーミングに特に留意する必要がある。特に、原子炉圧力容器上部には、31本のスタンドパイプが1次上部遮へい体を貫通しており、原子炉上方向への中性子ストリーミングに留意する必要がある。本報はHTTRの出力上昇試験のうち、遮へい性能検査における測定点選定の考え方,測定方法及び30MW定格出力までの出力上昇試験における測定結果についてまとめた。試験の結果、通常人の立ち入る区画の線量当量率は、中性子線が検出限界以下、$$gamma$$線がバックグラウンド相当であり、運転管理上問題がないことを確認した。また、スタンドパイプ室の中性子線量当量率は、定格運転時で約120$$mu$$Sv/hであり、設計値(約330mSv/h)及び予測値(約10mSv/h)を十分下回り、遮へい設計の保守性を確認した。一方、スタンドパイプ室の線量当量率変化は、予測通り原子炉出力に対して非線形的に上昇することを確認した。

報告書

HTTR高温試験運転の出力上昇試験計画

坂場 成昭; 中川 繁昭; 高田 英治*; 野尻 直喜; 島川 聡司; 植田 祥平; 沢 和弘; 藤本 望; 中澤 利雄; 足利谷 好信; et al.

JAERI-Tech 2003-043, 59 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-043.pdf:2.54MB

HTTRは、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}C$$の達成を目指した高温試験運転による出力上昇試験を平成15年度に計画している。高温試験運転の実施にあたっては、被覆粒子燃料を使用し、ヘリウムガス冷却を行う我が国初の高温ガス炉であることを念頭に、これまで実施してきた出力上昇試験(定格運転30MW及び原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}C$$までの試験)での知見をもとに計画する。高温試験運転においては、温度の上昇に従ってより厳しくなる、原子炉の核熱設計,放射線遮へい設計及びプラント設計が適切であることを確認しながら実施する。本報では、HTTRの安全性確保に重要な燃料,制御棒及び中間熱交換器について、定格運転モードでの運転データに基づき、高温試験運転時の安全性の再確認を行った結果を示すとともに、これまでに摘出された課題とその対策を示した。加えて、高温試験運転における試験項目摘出の考え方を示し、実施する試験項目を具体化した。その結果、原子炉施設の安全を確保しつつ、原子炉熱出力30MW,原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}C$$の達成の見通しを得た。

報告書

HTTR出力上昇試験における放射線モニタリングデータ; 定格運転モード30MWまでの結果

足利谷 好信; 吉野 敏明; 安 和寿; 黒沢 義昭; 沢 和弘

JAERI-Tech 2002-094, 80 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-094.pdf:12.8MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格運転モード9MW(単独・並列運転),定格運転及び高温試験運転モードの20MW(単独・並列運転)の出力上昇試験に続いて平成13年10月20日から定格運転モード(原子炉出口温度850$$^{circ}C$$),定格熱出力30MWの出力上昇試験(単独・並列運転)を実施し、平成14年3月11日に無事終了した。本報は、定格運転モード30MW出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。定格運転モード30MW出力上昇試験の放射線モニタリング結果、原子炉運転中に作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の有意な放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、平成14年5月20日~平成14年7月6日に実施した第1サイクル運転時の放射線モニタリングデータについても一部掲載した。

報告書

高温工学試験研究炉の出力上昇試験; 試験経過及び結果の概要

中川 繁昭; 藤本 望; 島川 聡司; 野尻 直喜; 竹田 武司; 七種 明雄; 植田 祥平; 小嶋 崇夫; 高田 英治*; 齋藤 賢司; et al.

JAERI-Tech 2002-069, 87 Pages, 2002/08

JAERI-Tech-2002-069.pdf:10.12MB

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor : HTTR)の出力上昇試験は、30MW運転時に原子炉出口冷却材温度が850$$^{circ}C$$となる「定格運転」モードでの試験として、平成12年4月23日から原子炉出力10MWまでの出力上昇試験(1)を行い、その後、原子炉出力20MWまでの出力上昇試験(2),30MW運転時に原子炉出口冷却材温度が950$$^{circ}C$$となる「高温試験運転」モードにおいて原子炉出力20MWまでの出力上昇試験(3)を行った。定格出力30MW運転達成のための試験として平成13年10月23日から出力上昇試験(4)を開始し、平成13年12月7日に定格出力30MWの到達及び原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}C$$の達成を確認した。出力上昇試験(4)については、平成14年3月6日まで実施し、定格出力30MWからの商用電源喪失試験をもって全ての試験検査を終了して使用前検査合格証を取得した。「定格運転」モードにおける原子炉出力30MWまでの試験結果から、原子炉、冷却系統施設等の性能を確認することができ、原子炉を安定に運転できることを確認した。また、試験で明らかとなった課題を適切に処置することで、原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}C$$の達成の見通しを得た。

報告書

HTTRでの出力分布測定時の線量当量率測定及び放射線モニタリング結果

高田 英治*; 藤本 望; 野尻 直喜; 梅田 政幸; 石仙 繁; 足利谷 好信

JAERI-Data/Code 2002-009, 83 Pages, 2002/05

JAERI-Data-Code-2002-009.pdf:3.51MB

HTTRの燃料体からの$$gamma$$線を測定する出力分布測定を行う時点で、燃料交換機,制御棒交換機,スタンドパイプ室周辺,メンテナンスピット周辺での線量当量率の測定を行った。出力分布測定作業は、炉心で照射された燃料体を取り扱う初めての機会であるので、機器の遮へい性能の確認,想定外のストリーミングパスの有無の確認を目的とした測定及び作業中の放射線モニタリングを行った。その結果、線量当量率は予測値以下であり、機器の遮へい上問題は見つからなかった。また、作業環境の測定によるデータを取得することができ、将来の作業環境予測のためのデータを取得することができた。

報告書

HTTR出力上昇試験における放射線モニタリングデータ; 原子炉出力20MWまでの結果

足利谷 好信; 仲澤 隆; 吉野 敏明; 安 和寿

JAERI-Tech 2001-092, 76 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-092.pdf:11.72MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格運転の9MW出力上昇試験(単独・並列運転)に続いて、平成13年1月16日から定格運転及び高温運転試験モード20MW出力上昇試験(単独・並列運転)を実施し平成13年6月10日に終了した。本報は、定格運転及び高温試験運転モード20MW出力上昇試験における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果をまとめたものである。20MW出力上昇試験の原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果では、放射線物質の放出管理及び放射線作業時の被ばく防護上の特別な配慮が必要な放射線レベルでないことがわかった。

報告書

HTTRにおける放射線監視システム

仲澤 隆; 菊地 寿樹; 安 和寿; 吉野 敏明; 足利谷 好信; 佐藤 浩一; 箕輪 雄資; 野村 俊文

JAERI-Tech 2001-010, 125 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-010.pdf:7.4MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、熱出力30MWの高温ガス試験研究炉として、1998年11月10日に初臨界に達し、現在、放射線監視システムを活用して出力上昇試験における放射線管理データの測定を行っているところである。本報告書は、出力上昇試験、定期自主検査などにおける放射線管理を実施するうえで役立つように関連するHTTRの施設の概要を含めてHTTR放射線監視システムの設計方針、放射線管理設備及び放射線管理計算機システム等についてまとめたものである。

報告書

HTTR出力上昇試験(1)及び(2)'における放射線管理測定データ報告書

仲澤 隆; 吉野 敏明; 安 和寿; 足利谷 好信; 菊地 寿樹

JAERI-Tech 2001-001, 101 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2001-001.pdf:5.15MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格熱出力30MW原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}C$$の低濃縮二酸化ウラン被覆粒子燃料を用いた「黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型」で日本最初の高温ガス試験研究炉として平成10年11月10日に初臨界に達し後、平成11年9月16日から平成12年7月8日の間で出力上昇試験(1)の9MW単独・並列運転を終了し、引き続き出力上昇試験(2)の単独運転による出力上昇中に自動スクラム停止した。本報告書は、今後予定している出力上昇試験及び定期自主検査作業等における放射線レベルの測定評価に役立てるため、これまで実施した出力上昇試験(1)及び(2)'において得られた放出放射線物質濃度、線量当量率などのモニタリングデータをまとめたものである。

論文

Estimation of doses to workers and the public in the JPDR

中村 力; 足利谷 好信; 小野寺 淳一; 池沢 芳夫; 松井 浩; 沼宮内 弼雄

7th Int. Congress of the IRPA, Radiation Protection Practice, Vol. 3, p.1260 - 1263, 1988/00

JPDRは、BWR(出力90MWt)型の実証試験炉で、1963年から13年間運転した後、1976年に運転を終了した。この試作炉は1986年から1992年の7年間にわたって解体撤去される予定になっている。本報告書は、解体作業エリアの放射線率、解体工学等を考察し、JPDRデコミッショニングのおける作業者の集団被曝線量及び一般公衆の個人最大被曝線量を推定した結果について述べる。

論文

Radiation control technology applicable to the JPDR decommissioning

池沢 芳夫; 小野寺 淳一; 中村 力; 足利谷 好信; 松井 浩

CONF-871018-Vol.2, p.5-104 - 5-113, 1987/00

JPDRの解体に適用するため、原子炉解体作業の特殊性を考慮して開発した高放射線線量率測定装置(空中及び水中用)、搬出物品自動汚染検査装置、改良型塵埃モニタ、コンクリート廃材等区分管理用測定装置及び定型廃棄物容器表面汚染・線量率自動測定装置について、開発目的、主な仕様、機能について報告する。

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