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報告書

HTTRにおけるガス圧縮機のシールオイル漏れに係る改善,2

根本 隆弘; 金城 紀幸*; 関田 健司; 古澤 孝之; 黒羽 操; 川上 悟; 近藤 雅明

JAEA-Technology 2015-006, 36 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-006.pdf:16.77MB

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、冷却材ヘリウムの漏えい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。一方、これまでの運転経験において当該シール機構からのシールオイル漏れが頻発していたため、シール材の変更等による洩れ対策を行ってきたが、期待した効果が得られなかった。そこで、シールオイル漏れが頻発しているガス圧縮機のシール材を、仕様の異なるものに交換したところ、シールオイル漏れの発生が大幅に低減した。検討の結果、個々のガス圧縮機の特性に応じた適切なシール材を選定することが、シールオイル漏れ対策に有効であることが確認できた。また、これまでの運用経験を踏まえて、HTTRのガス圧縮機により適切なシールオイル漏れに関する判断基準と運用方法を立案した。本報は、HTTRで使用しているガス圧縮機のシールオイル漏れに係る改善方法について検討した結果をまとめたものである。

論文

Investigation on dust captured by quintuple filters installed upstream of primary gas circulators in HTTR

稲葉 良知; 濱本 真平; 古澤 孝之; 七種 明雄; 坂場 成昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1373 - 1386, 2014/11

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ヘリウムガス循環機の上流にフィルターを設置する主目的は、1次循環系におけるダストの削減と除去である。HTTRの初期運転時において、フィルターでの差圧が過度に増加し、このまま運転を続けると差圧が運転マニュアルで規制された値を超えるかもしれない、という問題が生じた。化学反応に起因する炭素や機械的接触によるデブリ、あるいはその両方がフィルターによって捕獲されたと推測された。原子力機構は、フィルター差圧増加の原因を特定するため、フィルターを交換し、調査を行った。その結果、差圧増加は、1次ヘリウム純化系に設置されたガス循環機ピストンリングの物理的接触に起因したダストによるフィルターの目詰まりが原因であることがわかった。したがって、ブロックタイプのVHTRは、運転中に炉心から連続的に炭素のダストを供給しない。

論文

Operation and maintenance experience from the HTTR database

清水 厚志; 古澤 孝之; 本間 史隆; 猪井 宏幸; 梅田 政幸; 近藤 雅明; 磯崎 実; 藤本 望; 伊与久 達夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1444 - 1451, 2014/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

HTTRでは、運転・保守経験において得られた情報を共有しそこから得られた知見や教訓を高温ガス炉の設計、建設、運転管理に反映させることで安全性や信頼性の向上に役立てることを目的として、運転・保守経験情報のデータベースシステムを構築している。本データベースには、これまで1997年から2012年の期間において1000件以上の不具合事象データが登録されている。本報では、データベースの登録情報に基づき、これまでのHTTRの不具合事象の発生状況について述べるとともに、次期高温ガス炉の設計、建設、運転管理への適用が期待できる重要な知見として、(1)ヘリウム圧縮機の性能低下、(2)反応度制御設備における後備停止系不具合、(3)非常用ガスタービン発電機の経験、(4)東日本大震災の経験、以上4件の経験を抽出し、改善策を提言する。

論文

Development of the maintenance technologies for the future high-temperature gas cooled reactor (HTGR) using operating experiences acquired in high-temperature engineering test reactor (HTTR)

島崎 洋祐; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 古澤 孝之; 近藤 雅明

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1413 - 1426, 2014/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

This paper describes the lessons learned of the maintenance technologies, which has been and will be developed by using the high temperature engineering test reactor (HTTR), which should be expected to apply to the future HTGRs. The maintenance technologies for the reactor system, which have been developed by using HTTR, are categorized as followings; (1) Establishment of the maintenance technologies specific to the HTGRs. (2) Development of the maintenance technologies for the future HTGRs. (3) Efficient maintenance works for the general equipment.

論文

Investigation of chemical characteristics of primary helium gas coolant of HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

濱本 真平; 島崎 洋祐; 古澤 孝之; 根本 隆弘; 猪井 宏幸; 高田 昌二

Nuclear Engineering and Design, 271, p.487 - 491, 2014/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.24(Nuclear Science & Technology)

HTTRによる30日及び50日の高温連続運転において、1次ヘリウム冷却材の不純物濃度の測定値が、(1)黒鉛酸化を防止する基準値以下に抑制されること、(2)超耐熱合金の健全性を確保できる浸炭性雰囲気に維持されることを示すことができた。これにより、HTTRの不純物除去系の設計の妥当性を検証でき、高温ガス炉の不純物管理に関する技術基盤を構築できた。改良した解析モデルによる解析結果と試験結果との比較により、(1)定格出力連続運転中における、不純物放出の温度依存性により決まるH$$_{2}$$, CO, H$$_{2}$$O, CO$$_{2}$$の不純物組成比の測定結果を適切に予測できること、(2)長期高温連続運転では、1次冷却材ヘリウム中でのH$$_{2}$$O濃度の測定値が顕著に減少するがCO濃度が増加することを明らかにした。

論文

Development of operation and maintenance technology for HTGRs by using 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; 高田 昌二; 篠崎 正幸

Nuclear Engineering and Design, 271, p.499 - 504, 2014/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の技術基盤の確立するため、平成22年1月から3月にかけて、HTTRを用いた50日間の高温試験運転を実施した。高温ガス炉の運転管理では、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・保守技術基盤を確立した。

論文

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。

論文

Chemical characteristics of helium coolant of HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

濱本 真平; 島崎 洋祐; 古澤 孝之; 根本 隆弘; 猪井 宏幸; 高田 昌二

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/10

The technical basis of helium gas purification control for HTGRs was established by verifying the design of the PHPS of the HTTR by showing that the measured concentrations of impurities of the primary helium coolant were restricted below the criteria of control to protect the graphite oxidation, and that the carburization atmosphere was maintained to keep intact of metallic high temperature components, in the 30-day continuous operation and the 50-day long term high temperature operation. The analytical model, which was newly established by improving the conventional method that predicted the impurity concentrations conservatively higher than the measured values, predicted the composition of the impurities such as H$$_{2}$$, CO, H$$_{2}$$O and CO$$_{2}$$, which is determined by the temperature dependency of release of impurities during the rated power operation adequately. However, the measured concentration of H$$_{2}$$O remarkably decreased while the concentration of CO increased in the primary helium coolant in the long term high temperature operation. It is presumed that the chemical reactions in gas phase made the concentration of H$$_{2}$$O remarkably decrease while made the concentration of CO increase, which does not affect the intactness of core graphite components and high temperature metallic components significantly.

論文

Dust generation and transport behavior in the primary circuit of HTTR

濱本 真平; 島崎 洋祐; 古澤 孝之; 根本 隆弘; 猪井 宏幸

Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 7 Pages, 2012/07

Dust is to be limited in the primary circuit of the HTGRs with regard to the reactor operational stability and structural integrity of heat exchanger because the dust in the coolant adhere the heat transfer pipe surface, and it is lowered with the performance of the heat exchanger. Furthermore the dust including the FPs which adhered for the piping must be reduced in order to discharge in the depressurization accident with coolant helium. In HTTR, The differential pressure of primary HGC rose with the increase in operating time of the HGC, and it had to exchange the filter in about every 8400 hours. Therefore, the source of the dust should be investigated using The Scanning Electron Microscope and The X-ray Fluorescence analyzer. As a result of their analysis, it was clarified that the source of dust is the slide member of the compressor which is not of a primary cooling system.

報告書

実用高温ガス炉の開発に必要なHTTRを用いた試験の予備検討

後藤 実; 高松 邦吉; 中川 繁昭; 植田 祥平; 濱本 真平; 大橋 弘史; 古澤 孝之; 齋藤 賢司; 島崎 洋祐; 西原 哲夫

JAEA-Technology 2009-053, 48 Pages, 2009/10

JAEA-Technology-2009-053.pdf:3.41MB

実用高温ガス炉開発に必要な各種の特性・実証データを取得するため、高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)を用いた試験について予備検討を行った。本検討では、核熱供給特性試験,燃焼炉心試験,制御棒引抜試験(反応度投入試験),安全性実証試験,燃料特性試験,環状炉心試験,燃料限界照射試験,トリチウム測定試験,高温機器の健全性確認試験を提案し、実用高温ガス炉に必要とされる諸要件とそれを確認・確証する方策についてとりまとめた。このうち、燃焼炉心試験、及び安全性実証試験については、実測データと比較するために事前解析を行って予測データを取得した。また、実用高温ガス炉の炉心として採用される環状炉心の試験については、HTTRの2次燃料を用いた4種類の環状炉心について炉心計算を行って核的な成立性を示した。

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。

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加圧水冷却設備の窒素ガス滞留防止対策

古澤 孝之; 七種 明雄; 濱本 真平; 根本 隆弘; 篠原 正憲; 磯崎 実

JAEA-Technology 2007-066, 38 Pages, 2008/01

JAEA-Technology-2007-066.pdf:15.66MB

HTTRの出力上昇試験のうち、平成12年4月から行った原子炉出力10MWまでの出力上昇試験(1)において、原子炉で発生した熱を大気に放散する加圧水空気冷却器でガス滞留が発生し、この状況では加圧水空気冷却器の除熱性能が低下するため、全出力(30MW)の際に除熱ができない可能性があることがわかった。このため、模擬加圧水加圧器で試験を行い、加圧水空気冷却器にガスが滞留する原因を調査した。原因としては加圧水冷却設備の圧力を調整する窒素ガスと加圧水が接する加圧水加圧器内部において、加圧水が波立ち窒素ガスが巻き込まれるために、加圧水への窒素ガスの溶解が想定よりも速いことを明らかにした。そこで、加圧水空気冷却器でのガス滞留発生の原因となるこれらを抑制するため加圧水加圧器の内部に多孔板,混合防止板等を追加設置した。その結果、その後の出力上昇試験及び定格運転において加圧水空気冷却器で窒素ガス滞留の発生は認められなかった。したがって、多孔板,混合防止板等の追加設置は、加圧水空気冷却器における窒素ガス滞留の防止に有効であった。本報は、模擬加圧水加圧器を用いた試験の結果、加圧水加圧器の内部構造物の改造についてまとめたものである。

論文

高温ガス炉HTTRの高温試験運転における主冷却系熱交換器の性能評価

栃尾 大輔; 中川 繁昭; 古澤 孝之*

日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.147 - 155, 2005/06

日本原子力研究所の高温ガス炉HTTRでは、2004年3月から7月にかけて高温試験運転を行い、世界初となる原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成した。HTTRの熱交換器は、原子炉で発生した熱の除熱及び原子炉入口冷却材温度を所定の温度に維持するという観点から、伝熱性能が設計時に想定した範囲内でなければならない。本報では、本試験運転で得られた実測データを用いて、主冷却系に設置されている熱交換器の伝熱性能を評価した。さらに、伝熱性能について評価値を設計値と比較し、熱交換器の設計手法が妥当であることを確認した。

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

Short design descriptions of other systems of the HTTR

坂場 成昭; 古澤 孝之; 川本 大樹; 石井 喜樹; 太田 幸丸

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.147 - 154, 2004/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:41.7(Nuclear Science & Technology)

HTTRは、炉心構造物,原子炉圧力容器,原子炉冷却設備,計測制御設備,原子炉格納施設等により構成される。本報では、その他設備となる、ヘリウム純化設備,ヘリウムサンプリング設備及びヘリウム貯蔵供給設備のヘリウム系の補助設備、並びに燃料取扱及び貯蔵設備について、設計の概要を述べる。ヘリウム純化設備は、1次系及び2次ヘリウム系に設置され、冷却材中の化学的不純物を除去する。ヘリウムサンプリング設備は、化学的不純物の濃度を測定する。ヘリウム貯蔵供給設備は、通常運転時にヘリウム圧力を安定に保つ。燃料取扱及び貯蔵設備は、新燃料及び使用済燃料を安定かつ安全に取扱うための設備である。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)

論文

Temperature transient analysis of gas circulator trip test using the HTTR

高松 邦吉; 古澤 孝之; 濱本 真平; 中川 繁昭

Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 11 Pages, 2004/10

高温工学試験研究炉(HTTR)では、高温ガス炉(HTGRs)固有の安全性の定量的実証を目的とする安全性実証試験が行われている。具体的には炉心冷却材喪失事象として循環機1台または2台停止試験を実施している。この試験により、原子炉出力が安定に所定の状態に落ち着き、炉内構造物の温度変化が緩慢であることを実証する。本研究では、2次元伝熱計算コード(TAC-NCコード)を用い、原子炉出力30%(9MW)からの循環機1台及び2台停止試験の再現解析を行い、実測値と10%の範囲内で一致することを確認した。今後予定している循環機3台停止試験の事前解析では、炉内温度変化が緩慢であることを明らかにした。

報告書

HTTRを用いた安全性実証試験におけるヘリウム系機器の健全性評価,1(受託調査)

坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之; 橘 幸男

JAERI-Tech 2004-045, 67 Pages, 2004/04

JAERI-Tech-2004-045.pdf:4.74MB

高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち、1次冷却材流量の低下を模擬した試験である循環機停止試験において、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台のうち1台あるいは2台が停止される試験が2002年から2005年に実施され、全3台を停止する試験が2006年以降に計画されている。本報は、安全性実証試験における循環機1台あるいは2台停止時の加圧水冷却器の構造健全性を確認するとともに、循環機3台停止時の1次系内の自然対流発生の可能性について、出力上昇試験中に実施されたスクラム試験の実測データをもとに検討した結果を示す。

報告書

HTTRの1次ヘリウム循環機フィルタ交換

古澤 孝之; 角田 淳弥; 植田 祥平; 根本 隆弘; 小山 直*; 鎌田 崇

JAERI-Tech 2004-024, 46 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-024.pdf:6.75MB

HTTRの1次ヘリウム循環機は、原子炉冷却材であるヘリウムガスを循環させるための重要な機器であり、1次加圧水冷却器用に3台,中間熱交換器用に1台設置している。このヘリウム循環機の上流側には、ヘリウムガス中の微粒子等がヘリウム循環機の主軸を支持している軸受に混入するのを抑制するためにフィルタを設置している。このフィルタの出入口間の差圧が出力上昇試験中に次第に上昇してきた。ヘリウム循環機のフィルタ差圧の上昇は、原子炉運転に支障をきたす可能性がある。このため、新規にフィルタを製作し、フィルタ交換を行った。また、フィルタ交換の際に、外観確認及びフィルタの付着物を採取しその分析を行った。本報は、フィルタ交換及びフィルタ差圧上昇原因調査についてまとめたものである。

報告書

Safety demonstration test (SR-2/S2C-2/SF-1) plan using the HTTR (Contract research)

坂場 成昭; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 高田 英治*; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 栃尾 大輔; 橘 幸男; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 2004-014, 24 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-014.pdf:1.06MB

高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また実用高温ガス炉及び第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。本報は、2004年に計画している制御棒引抜き試験,循環機停止試験,流量部分喪失試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について述べたものである。事前解析の結果、炉心の負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着くことが明らかとなった。

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