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論文

湖沼・河川における堆積物の放射線量測定機器の研究・開発,1

柳澤 孝一; 林 俊夫*; 生沼 優*; 竹森 基*; 石川 貴則*; 岡谷 智一*; 西垣 誠*

社団法人物理探査学会第129回(平成25年度秋季)学術講演会講演論文集, p.287 - 288, 2013/10

湖沼・河川・海底等の堆積物からの放射線量の計測を目的とした測定器の開発を行った。湖底等の堆積物中については、拡散した放射性物質が雨水によって池や河川、湖沼などに集積され、局所的に高い放射線量を示すことが予想される。今回開発した放射線測定システムは、プローブと称する検出器を湖底等に着底した状態でけん引し$$gamma$$線測定を行う装置であり、広域的に放射線量を把握することができる。また、湖底の比抵抗が同時に測定可能であり堆積物の状況が推定できる。

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

HTTR非常用発電機の保守管理とガスタービンエンジンの分解点検

猪井 宏幸; 清水 厚志; 亀山 恭彦; 小林 正一; 篠崎 正幸; 太田 幸丸; 久保 司*; 江森 恒一

JAEA-Technology 2009-048, 48 Pages, 2009/10

JAEA-Technology-2009-048.pdf:5.0MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉施設の非常用電源設備として、ガスタービンエンジンの非常用発電機が設置されている。非常用発電機の性能の維持管理を目的に、分解点検や保守管理を設備設置時から現在に至るまで実施し、改良,改善を行ってきた。主な改善として、今まで行ってきたガスタービンエンジンの起動時間の監視に、起動時における排気最高温度を追加監視することにより、その劣化の程度を十分に推測できること及び急激な劣化の発生を判断できるようになった。

報告書

HTTR地震観測システムの保守管理

近藤 誠; 飯垣 和彦; 茂木 利広; 江森 恒一

JAEA-Testing 2009-002, 50 Pages, 2009/08

JAEA-Testing-2009-002.pdf:2.44MB

HTTR(High Temperature engineering Test Reactor: 高温工学試験研究炉)は、第三紀層より上層の第四紀層に立地した研究用原子炉施設である。建設当時の1992年、国の指針により発電用原子炉施設は、原則、第三紀層の岩盤に支持させることとしており、現在、立地地盤の拡大目的とした発電用原子炉施設の第四紀層立地の検討が行われている。そのような背景から、HTTRでは地震観測システムを設置し、地震発生時の地中・建家における地震加速度の測定を行い、耐震安全評価,研究を行ってきた。本報告書は、HTTRに設置した地震観測システムの仕様等をまとめるとともに、定期的に行っている地震観測システムの点検内容,点検結果等を述べ、HTTR地震観測システムの保守管理についてまとめたものである。

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。

報告書

HTTRにおける水質管理

関田 健司; 古澤 孝之; 江森 恒一; 石井 太郎*; 黒羽 操; 早川 雅人; 大内 弘

JAEA-Technology 2008-057, 45 Pages, 2008/08

JAEA-Technology-2008-057.pdf:12.0MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉冷却系統施設である加圧水冷却設備等の機器及び配管には、主要材料に炭素鋼を使用している。これらの設備の冷却水には、脱酸素及び腐食を防止・抑制するために、ヒドラジンを用いて水質を維持管理しており、水質確認のため定期的に分析を行っている。これまで実施した水質分析の結果から、得られた成果は以下のとおり。(1)1次冷却材の除熱により冷却水温度が高くなる加圧水冷却設備では、ヒドラジンの一部が熱分解し、アンモニアが形成されることによって、電気伝導率は上昇し、ヒドラジン濃度は低下するが、計画どおりであり問題はない。(2)冷却水温度が比較的低い補助冷却水系及び炉容器冷却設備においては、ヒドラジンの熱分解が起こっていない。(3)これまで不明瞭であった手順を明確にし、HTTRにおける水質分析手順を確立することができた。(4)溶存酸素及び塩化物イオンは濃度が低いことから、現時点においては、機器・配管の腐食量は極めて少ないものと推察される。これらのことから、HTTRの冷却水設備の水質は、十分満足できる状態であることを確認した。

報告書

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。

報告書

HTTRにおけるガス圧縮機のシールオイル漏れに関る改善

小山 直*; 濱本 真平; 金城 紀幸*; 根本 隆弘; 関田 健司; 磯崎 実; 江森 恒一; 伊藤 芳輝*; 山本 秀雄*; 太田 幸丸; et al.

JAEA-Technology 2007-047, 40 Pages, 2007/08

JAEA-Technology-2007-047.pdf:18.83MB

日本原子力研究開発機構が所有する高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉補助施設に設置しているガス圧縮機は、一般的な往復圧縮機を採用しているが、冷却材漏洩防止等の観点から複雑なロッドシール機構を有している。これまでの運転結果より、ガス圧縮機のロッドシール機構は、シールオイル漏れを頻発しており、長期連続運転における信頼性に問題があった。調査の結果、シールオイル漏れの原因は、おもにシール材の限界摺動特性を超えた範囲で使用したため、シール材リップが摩耗・変形し、シール機能が維持できないことにあった。そこで、代替シール材の選定,工場試験装置を用いた耐久性評価試験,実機を用いた実証試験を通して、長期連続運転に耐え得るシール材の見通しを得た。

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。

報告書

HTTRヘリウムサンプリング設備の保守管理

関田 健司; 江森 恒一; 黒羽 操; 君島 悟; 若林 宏

JAEA-Testing 2006-001, 49 Pages, 2006/06

JAEA-Testing-2006-001.pdf:6.24MB

高温工学試験研究炉(以下、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。本設備で使用しているガスクロマトグラフ質量分析計は、使用状態が長期に及ぶ場合、分解能を維持するために、装置を停止して再調整する必要がある。この作業には数日間を要し、この間は不純物濃度の測定を中断せざるを得ない。そこで、ガスクロマトグラフ質量分析計をもう1台設置し、測定系を改善することで、不純物濃度の測定が安定して行えるようになった。また、高精度の微量水分計は、測定範囲を大きく超える水分濃度を計測した場合、その後の計測に長期間に渡り影響がでる。そこで、サンプリング系統内に高い水分濃度の残留が予想される場合のパージ操作手順及び微量水分計の起動手順を確立し、水分濃度の測定が安定して行えるようになった。本報は、ヘリウムサンプリング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

高温ガス炉HTTRの冷却材中の化学的不純物特性

坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之*; 江森 恒一; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.388 - 395, 2004/12

高温ガス炉の冷却材(Hガス)中の化学的不純物を除去し、また監視することは、炉心に使用される黒鉛構造物あるいは熱交換器等に使用される高温材料の腐食防止のうえで極めて重要である。日本初の高温ガス炉HTTRでは、運転期間中に化学的不純物濃度に制限を設けるとともに、不純物挙動は常時監視される。冷却材中の不純物は、He純化設備により連続的に除去され、その濃度はHeサンプリング設備により計測される。本報では、HTTRの最初の出力上昇となる出力上昇試験期間中に実施した不純物濃度測定試験による実測値をもとに、化学的不純物挙動を評価した結果を示す。また、黒鉛構造物,高温二重管に使用される断熱材からの放出不純物量を温度別に評価した。試験を通して、異常な不純物濃度の上昇は認められず、また不純物濃度組成は炭素析出を起こさせない安定な領域にあった。本研究により、運転時におけるHe冷却材中の不純物特性を明らかにした。

論文

Leak-tightness characteristics concerning the containment structures of the HTTR

坂場 成昭; 飯垣 和彦; 近藤 雅明; 江森 恒一

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.135 - 145, 2004/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.24(Nuclear Science & Technology)

HTTRの原子炉格納施設は、原子炉格納容器,サービスエリア及び非常用空気浄化設備で構成され、減圧事故等におけるFPの原子炉外への放出を抑制させるものである。原子炉格納容器は、減圧事故時の圧力及び温度挙動に耐え、漏えい率が規定されている。また、サービスエリアは、非常用空気浄化設備により負圧に保たれる。本論文では、原子炉格納施設の気密性能について、系統別総合機能試験等により評価した結果を示す。試験の結果、原子炉格納容器の漏えい率は、規定値0.1%/dを十分満たし、サービスエリアは、非常用空気浄化設備により規定の負圧が保たれること等が確認された。

報告書

HTTR出力上昇試験における燃料及び核分裂生成物挙動の検討,2; 30MWまでの結果

植田 祥平; 江森 恒一; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 黒羽 操; 石井 太郎*; 沢 和弘

JAERI-Research 2003-025, 59 Pages, 2003/11

JAERI-Research-2003-025.pdf:2.53MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10$$^{3}$$Bq/cm$$^{3}$$以下であり、Kr及びXe核種の濃度は0.1Bq/cm$$^{3}$$以下であった。$$^{88}$$Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約2$$times$$10$$^{-9}$$、定格30MW出力時において約7$$times$$10$$^{-9}$$であった。事前解析による$$^{88}$$Kr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。

論文

Fuel and fission gas behavior during rise-to-power test of the High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

植田 祥平; 角田 淳弥; 江森 恒一; 高橋 昌史*; 沢 和弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), p.679 - 686, 2003/09

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.54(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所において、高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10$$^{3}$$MBq/m$$^{3}$$以下であり、Kr及びXe核種の濃度は、0.1MBq/m$$^{3}$$以下であった。$$^{88}$$Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約2$$times$$10$$^{-9}$$,定格30MW出力時において約7$$times$$10$$^{-9}$$であった。事前解析による$$^{88}$$Kr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。

報告書

1次加圧水冷却器ヘリウム流量低によるHTTR自動停止の調査結果

高松 邦吉; 中澤 利雄; 古澤 孝之; 本間 史隆; 齋藤 賢司; 石仙 繁; 鎌田 崇; 太田 幸丸; 石井 喜樹; 江森 恒一

JAERI-Tech 2003-062, 94 Pages, 2003/06

JAERI-Tech-2003-062.pdf:26.47MB

本報告は、平成12年7月8日に高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR、熱出力30MW)で生じた原子炉自動停止の調査結果をまとめたものである。原子炉運転中の1次ヘリウム循環機の振動センサの温度挙動により、パルス状の振動信号(擬似信号)が発生することを明らかにした。また、振動センサが温度の影響を受け難くなる熱遮へい対策、並びに擬似信号による循環機トリップ事象を除外するため、上下振動センサが同時にトリップ設定値を長時間越えた場合にトリップ動作を行うとする対策について報告するものである。

報告書

高温工学試験研究炉の1次上部遮へい体の昇温防止対策; 実機炉心における確認試験結果について

橘 幸男; 本谷 浩二*; 小嶋 崇夫; 竹田 武司; 江森 恒一; 猿田 徹; 伊与久 達夫; 國富 一彦

JAERI-Tech 2000-026, p.61 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-026.pdf:2.18MB

高温工学試験研究炉において、非核加熱で1次ヘリウムガスを昇温する試験を実施中にスタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が想定以上に上昇した。スタンドパイプ内構造物の一部構造変更後、温度は大幅に低下したが十分ではなかった。そこで、追加の昇温防止対策について検討し、確認試験により決定した。昇温防止対策を所定のスタンドパイプに設置した後、確認試験を再度実施し、昇温防止対策の効果について最終的に確認した。本報告は、再度実施した確認試験の結果及び昇温防止対策の効果についてまとめたものである。有限要素法解析の結果、定格条件での1次上部遮へい体最高温度は、確認試験と同条件で67$$^{circ}C$$、実機パージガス流量配分条件で75$$^{circ}C$$となり、1次上部遮へい体の設計温度88$$^{circ}C$$を満足できる見通しを得た。

報告書

HTTR不純物濃度測定試験;確認試験(3)における測定

坂場 成昭; 江森 恒一; 猿田 徹

JAERI-Tech 99-072, p.125 - 0, 1999/10

JAERI-Tech-99-072.pdf:5.85MB

HTTRの1次系には黒鉛の酸化防止及び配管材の腐食防止の観点から、1次系温度400$$^{circ}C$$以上において不純物濃度を規定している。系内の化学的不純物であるH$$_{2}$$,CO,H$$_{2}$$O,CO$$_{2}$$,CH$$_{4}$$,N$$_{2}$$,O$$_{2}$$はヘリウム純化設備の酸化銅反応筒、モレキュラーシーブトラツプ(MST)、コールドチャコールトラップ(CCT)を用いて除去され、不純物濃度はヘリウムサンプリング設備の水分計及びガスクロマトグラフ質量分析計により測定される。本報では、系統別・総合機能試験の確認試験(3)において、HTTRとして初めて実施された、ヘリウムサンプリング設備の自動サンプリングを用いた正規の手順による不純物濃度測定試験について、不純物濃度変化を示すとともに、トラップの除去効率、除去速度及び除去量について評価した結果を示す。系統の到達温度約210$$^{circ}C$$までにおいて、酸化銅反応筒、CCTについては、十分な除去能力を有していることが確認された。また、MSTにおいては1次系のCO$$_{2}$$に対する除去能力は十分であることが確認されたものの、H$$_{2}$$O及び2次系のCO$$_{2}$$に対しては想定値を下回った。今後は、出力上昇試験初期の不純物濃度に規定のない1次系温度400$$^{circ}C$$以下までの段階において、MSTの除去能力について再度検討・評価する。

口頭

高温ガス炉における化学的不純物挙動; HTTRの2次ヘリウム冷却材における不純物挙動評価

濱本 真平; 小山 直; 江森 恒一; 梅田 政幸; 坂場 成昭

no journal, , 

高温ガス炉の2次ヘリウムは、将来、水素製造装置等の熱利用系に使用されることが期待されている。日本初の高温ガス炉HTTRの2次ヘリウム系は、将来の核熱利用を踏まえ、高温ガス炉の2次冷却材にヘリウムガスを採用したシステムである。本報では、HTTRの2次ヘリウム系の不純物挙動を評価した結果を示す。

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