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久保野 茂*; 寺西 高*; 野谷 将広*; 山口 英斉*; 齋藤 明登*; He, J. J.*; 若林 泰生*; 藤川 尚志*; Amadio, G.*; 馬場 秀忠*; et al.
Nuclear Physics A, 758, p.733 - 736, 2005/07
被引用回数：1 パーセンタイル：0.01(Physics, Nuclear)CRIBからの短寿命核ビーム
を用いて陽子非弾性散乱を測定した。これにより爆発的水素燃焼過程を理解するうえで重要な
における共鳴状態の核物理パラメタを求めた。
ビームによる非弾性散乱実験の結果も合わせて報告する。
C in HTTR藤川 正剛; 林 秀行; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中川 繁昭; 坂場 成昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1245 - 1254, 2004/12
被引用回数：84 パーセンタイル：97.66(Nuclear Science & Technology)日本初の高温ガス炉HTTRは、2004年4月19日に最大熱出力30MWで、原子炉出口冷却材(ヘリウムガス)温度950Cを達成した。出力上昇試験の最終段階として実施された高温試験運転では、原子炉の特性及び性能が確認され、また安全,安定運転のための種々の運転データが蓄積された。原子炉出口冷却材温度950Cの達成により、高温ガスタービンによる高効率発電が可能になるとともに、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、原子力の非電力分野での利用の可能性が広がったことになる。今回の成功により、高温ガス炉を用いた水からの水素製造の実現に向けて大きく前進した。本報は、HTTRの高温試験運転の試験結果について述べたものである。
C性能試験終了し使用前検査に合格川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 林 秀行; 藤川 正剛
日本原子力学会誌, 46(8), P. 510, 2004/08
日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成16年6月24日までに原子炉出口温度950C運転(高温試験運転)にかかわる性能試験を計画どおり全て終了した。高温試験運転は、本年、3月31日から開始し、4月19日には1次加圧水冷却器のみを用いた単独運転により、世界で初めて950Cの高温のヘリウムガスを原子炉から取出すことに成功し、引き続いて、6月2日からは1次加圧水冷却器のほかに中間熱交換器を用いた並列運転での性能を確認してきた。並列運転での性能試験の結果、HTTRの冷却系統の除熱性能、1次遮へい体の遮へい性能及び高温機器の特性等全ての試験項目について設計どおりの性能を有していることを確認、6月24日使用前検査に合格し、HTTRの性能試験を全て終了した。
Cの高温ガス取出しに世界で初めて成功川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 林 秀行; 藤川 正剛
日本原子力学会誌, 46(5), P. 301, 2004/05
日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成16年3月31日より冷却材の原子炉出口温度950Cを目指した試験を実施してきたが、4月19日14時27分に、最大熱出力30MWで原子炉出口での冷却材(ヘリウムガス)温度950Cに到達した。
藤川 正剛; 大久保 実; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 伊与久 達夫
日本原子力学会和文論文誌, 1(4), p.361 - 372, 2002/12
高温ガス炉(HTGR)は、高温の熱を供給することができ、高い固有の安全性を有するなど優れた特徴を有する原子炉である。HTTRは、我が国初のHTGRで、2001年12月7日定格出力30MW原子炉出口冷却材温度約850
に到達し、2002年3月6日使用前検査に合格した。出力上昇試験を、安全に、かつ、確実に行うため、定格出力30MWまでを約10MW,20MW及び30MWと3段階に分割して試験を行った。出力上昇試験は熱出力校正,制御特性,出力係数測定,高温配管の熱変形測定,遮へい性能,燃料及びFPの評価,異常時過渡応答等合計22の試験項目からなる。全ての試験は計画通り行われ、その結果に基づいてHTTRの性能を評価した。本レポートはHTTRの出力上昇試験の結果を報告する。
沢 和弘; 藤川 正剛; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*
JAERI-Research 2001-034, 20 Pages, 2001/05
JAERI-Research-2001-034.pdf:1.68MB
日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料は、燃料棒と六角柱黒鉛ブロックからなる。燃料棒中には被覆燃料粒子を分散した燃料コンパクトが収納されている。被覆燃料粒子は、低濃縮UO
を用いたTRISO被覆燃料である。被覆燃料粒子は核分裂生成物を長時間保持できると考えられており、HTTR燃料の長期保管又は廃棄中の核分裂生成物放出挙動を計算により検討した。一方、我が国の基本方針では使用済燃料はすべて再処理することとなっているため、HTTR燃料をPurex法で処理するための前処理工程のうち、黒鉛とCO反応及びジェットグラインド法による前処理工程のレヴューを行うとともに、燃料の製造工程において実施した、燃焼-破砕-浸出法による燃料コンパクトからのウラン回収実績データの検討を行った。
藤川 正剛
原子力年鑑2000/2001年版, p.209 - 214, 2000/10
高温ガス炉の開発をはじめとする高温工学試験研究について、平成11年4月から12年5月頃までの活動状況を中心にまとめた。本稿は、高温ガス炉開発の意義・高温工学試験研究炉(HTTR)の状況、出力上昇試験、所内関連部門の活動及び海外における高温ガス炉開発の国際協力について記述している。
藤川 正剛; 萩原 正紀
原子力年鑑1999/2000年版, p.173 - 177, 1999/00
高温ガス炉開発をはじめとする高温工学試験研究について、平成10年4月から11年5月頃までの活動状況を中心にまとめた。本稿は、高温ガス炉開発の意義、高温工学試験研究炉(HTTR)の状況、初臨界、所内関連部門の活動及び海外における高温ガス炉開発の動向と国際協力について記述している。
沢 和弘; 吉牟田 秀治*; 塩沢 周策; 藤川 正剛; 田中 利幸; 渡海 和俊*; 出牛 幸三郎*; 高野 文男*
IAEA-TECDOC-1043, p.177 - 189, 1998/09
HTTRの初装荷燃料は、低濃縮二酸化ウランを用いたピンインブロック型燃料体である。HTTRで3年間燃焼後、建家内の貯蔵プール内の貯蔵ラックにて2年程冷却した後使用済燃料貯蔵建家に移送し空冷保管する。現在の日本の使用済燃料に対する基本方針では、高温ガス炉燃料も再処理を行うこととなっているが、被覆燃料粒子は核分裂生成物を長期間閉じ込めることが可能で直接廃棄に適していると言われている。そこで、HTTR燃料からの核分裂生成物放出率の解析を行った。さらに、Purex法をHTTR燃料に適用するための前処理方法として、原研ではCOによる黒鉛燃焼及びジェット破砕法を検討してきた。また、HTTR燃料の製造時に燃焼-破砕-浸出法でウランの回収を行っており、使用済燃料の前処理方法の検討にも有用なデータを蓄積している。本報では、HTTR使用済燃料の取扱い設備及び燃料の貯蔵及び再処理方法の概念検討の現状について述べる。
萩原 正紀; 重本 雅光; 藤川 正剛
原子力年鑑'98/'99年版, p.166 - 170, 1998/00
高温ガス炉開発を中心とする高温工学試験研究について、平成9年4月から10年6月までの活動状況を中心にまとめたものである。本稿は、高温ガス炉開発の意義、高温工学試験研究炉(HTTR)の状況、燃料、材料、炉工学、核熱利用等の所内各研究部門の活動についてまとめた。さらに、海外における高温ガス炉開発の動向及び国際協力について記述している。
田中 利幸; 大久保 実; 藤川 正剛; 茂木 春義; 鈴木 紘
Proc. of PBNC'98, 2, p.1203 - 1210, 1998/00
地球環境保護及びエネルギ供給の多様化の観点から高温ガス炉技術の研究開発施設として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設が進められている。建設の進捗状況、系統別・総合機能試験の状況、臨界・出力上昇試験計画について述べる。
田中 利幸; 塩沢 周策; 大久保 実; 藤川 正剛; 茂木 春義; 鈴木 紘
Proceedings of European Nuclear Conference (ENC'98), 4, 5 Pages, 1998/00
高温ガス炉開発は、温室効果ガスの放出がほとんどない高信頼性かつ安定なエネルギー源確保の観点から非常に重要である。また、関連する高温分野の基礎研究は、将来の革新的基礎研究への貢献が期待されている。その目的達成のため、原子炉出口温度950Cの高温ガス炉であるHTTRの建設が原研により進められている。建設はほぼ完了し、系統機能試験が1996年及び1997年に実施された。HTTRは1998年11月に初臨界達成の予定である。環状炉心構成での核特性試験を実施するほか、全炉心構成後は核特性試験及び熱流動特性試験を実施し、性能確認及び解析コードの検証を実施する予定である。また、高温ガス炉の固有安全性を示す安全性実証試験も予定されている。HTTRは、高温ガス炉開発において安全設計及び経済性評価の国際協力を推し進めるための中心的役割を担うとして大いに期待されている。
藤川 正剛; 北村 敏勝; 伊東 国晴*; 藪内 武*; 河合 正人*; 有岡 輝夫*
Techno Marine, 0(797), p.853 - 857, 1995/11
原子力船「むつ」の解役に係わる工事(以下、解体工事という。)は、全工程を3段階に分け、第1段階は原子炉から燃料体の取り出し等を、第2段階は原子炉補機室等の機器類撤去をそれぞれ実施した。第3段階では原子炉室の一括撤去・移送を行い、「むつ」船体に係わる解体工事を終了し、移送された原子炉室を一般に公開展示するための改造を残すだけとなった。本稿では船舶海洋工事が主体となる第3段階の工事について、その作業内容及び作業を行うにあたって事前に実施した安全確保のための諸検討について紹介する。
八巻 治恵; 藤川 正剛; 板垣 正文; 石田 紀久; 水島 俊彦; 工藤 隆広*; 坂本 幸夫; 伊勢 武治
原子力工業, 38(4), p.13 - 28, 1992/04
設計過程における設計支援するための試験・実験・船体部設計については、船体構造及び航海機器・原子炉設計については、炉心構成、冷却設備、計測制御設備、放射線管理設備、格納容器、電源設備及び推進プラント設備について述べた。
