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長住 達; 長谷川 俊成; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 久保 真治; 島崎 洋祐; 中嶋 國弘; 櫻井 洋亮; 篠原 正憲; 齋藤 賢司; et al.
Nuclear Engineering and Design, 446(Part A), p.114542_1 - 114542_14, 2026/01
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて、高温ガス炉の優れた安全性を実証するため、ブロック型高温ガス炉として世界で初めて強制冷却喪失試験(LOFC試験)を実施した。本試験では、全てのヘリウムガス循環機(HGC)を停止させるとともに、制御棒の挿入を防止することで、炉心の強制冷却機能および停止機能を意図的に喪失させた。HGC停止後、炉心温度の上昇に伴って生じた負の反応度フィードバック効果により、原子炉出力は100%(30 MW)からほぼ0%まで自発的に低下した。その後、炉心温度の低下およびキセノン(Xe)の減衰により再臨界に至ったが、原子炉出力は約1.2%という低い値で安定した。さらに、本試験中および試験直後のHTTR運転中に、一次冷却材中の放射性物質濃度はほぼ変化せず、本試験に伴う炉心温度上昇後も被覆粒子燃料に破損等が生じなかったことを示した。これにより、冷却材の喪失時に制御棒を挿入しなくても原子炉は自然に止まり、冷え、放射性物質が閉じ込められるという、高温ガス炉の優れた安全性を実証した。
長谷川 俊成; 長住 達; 久保 真治; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 中川 繁昭; 島崎 洋祐; 中嶋 國弘; 櫻井 洋亮
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 6 Pages, 2025/09
高温ガス炉の熱を利用した水素製造実現のため、原子力機構では高温工学試験研究炉(HTTR)と水素製造施設の接続を計画している。これを実現するためには、水素製造施設で発生した除熱変動による原子炉への影響を把握しておく必要がある。本研究ではHTTRの運転中に熱負荷変動試験を実施し、除熱変動に対する原子炉の応答を調べた。本試験は原子炉出力90%の状態で実施し、水素製造施設における除熱変動の再現として、原子炉入口温度を約11
C上昇させた。その結果、原子炉出口温度はほとんど変化せず、原子炉入口温度上昇分に相当する熱が炉心の黒鉛ブロックに伝達されることを確認した。さらに、黒鉛ブロックの温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより、制御棒を操作しなくても原子炉出力が低下し約88%で一定となった。したがって、原子炉入口温度に生じた外乱の影響は黒鉛ブロックへの蓄熱によって抑制されることが分かった。
長谷川 俊成; 長住 達; 石塚 悦男; 江頭 慶一郎*; 古屋 碧海*; 安藤 涼太*; 坂口 旺*; 櫻井 洋亮; 中野 優美*; 飯垣 和彦
JAEA-Technology 2025-004, 20 Pages, 2025/07
JAEA-Technology-2025-004.pdf:1.67MB
「HTTRに関する技術開発」をテーマとした2024年度夏期休暇実習において、3つの大学から4名が参加した。参加者は、HTTR炉心の解析、一次冷却系統の
Cs沈着挙動解析、高温ガス炉を利用した原子力ロケットの概念検討について実習した。実習後のアンケートでは、就業体験として有益であったこと、職員とのコミュニケーションをとる機会が多かったので有意義な実習になった等の感想があり、本実習は概ね良好な評価を得た。
長住 達; 長谷川 俊成; 中川 繁昭; 久保 真治; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 七種 明雄; 野尻 直喜; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; et al.
JAEA-Research 2025-005, 23 Pages, 2025/07
JAEA-Research-2025-005.pdf:2.68MB
高温ガス炉の異常状態での安全性を示すため、HTTRを用いて安全性実証試験を行った。制御棒による停止操作の失敗事象を模擬した状態で、原子炉熱出力100%(30MW)での定常運転時に1次ヘリウムガス循環機を急停止させ、炉心の強制循環冷却機能が全喪失した後の原子炉出力および原子炉圧力容器まわり温度の経時変化データを取得した。事象発生(冷却材の流量がゼロ)後、炉心温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより原子炉熱出力は速やかに低下し、再臨界を経て低出力(約1.2%)の安定な状態まで原子炉出力が自発的に移行することを確認した。また、原子炉圧力容器表面から、その周囲に設置されている炉容器冷却設備(水冷パネル)への放熱により、低出力状態で原子炉温度を一定化させるために必要な除熱量が確保されることを確認した。このように、出力100%(30MW)で炉心強制冷却を停止したケースにおいて、能動的停止操作をせずとも原子炉の状態が事象発生から安定的(安全)状態へ移行すること、すなわち高温ガス炉の固有の安全性を実証した。
石塚 悦男; 長住 達; 長谷川 俊成; 川井 大海*; 脇坂 真司*; 長瀬 颯太*; 中村 建斗*; 矢口 陽樹*; 石井 俊晃; 中野 優美*; et al.
JAEA-Technology 2024-008, 23 Pages, 2024/07
JAEA-Technology-2024-008.pdf:1.69MB
「HTTRに関する技術開発」をテーマとした2023年度夏期休暇実習において、3つの大学から5名が参加した。参加者は、HTTR炉心の解析、強制冷却機能喪失時の挙動解析、一次冷却系統のヨウ素沈着挙動解析、高温ガス炉用エネルギー貯蔵システムの概念検討について実習した。実習後のアンケートでは、就業体験として有益であったこと、一部の学生においては自身の研究に役立ったこと等の感想があり、本実習は概ね良好な評価を得た。
根本 隆弘; 藤原 佑輔; 荒川 了紀; 長山 侑矢; 長住 達; 長谷川 俊成; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; et al.
JAEA-Technology 2024-003, 17 Pages, 2024/06
JAEA-Technology-2024-003.pdf:1.91MB
RS-14サイクルに発生した1次ヘリウム循環機フィルタの差圧上昇の原因を調査するため、フィルタ付着物を調査した。調査の結果、フィルタエレメント表面にシリコンオイルに起因する付着物を確認した。この結果から、フィルタ差圧上昇の原因は、1次ヘリウム純化設備ガス循環機のチャコールフィルタの性能劣化により、1次系内にシリコンオイルが混入したためであることが明らかとなった。また、この再発防止対策として、従来の1次ヘリウム純化設備ガス循環機の運転時間による管理に加え、チャコールフィルタの交換頻度を3年毎とする定期交換計画を新たに策定した。
西條 友章; 水田 直紀; 長谷川 俊成; 菅沼 拓朗; 島崎 洋祐; 石原 正博; 飯垣 和彦
JAEA-Technology 2024-002, 96 Pages, 2024/06
JAEA-Technology-2024-002.pdf:22.18MB
HTTR(高温工学試験研究炉)の炉心には、耐熱性に優れた原子炉級黒鉛材料が使用されている。この黒鉛材料は、温度や中性子照射により物性値が変化するとともに、照射変形やクリープ変形など複雑な挙動を示すため、黒鉛用の応力解析コードを開発してきた。これを用いて、中性子照射とともに蓄積する残留ひずみによる炉停止時応力などを評価してきたが、温度や中性子照射によるヤング率、熱膨張係数等の物性値の変化が炉停止時応力等に与える影響については、十分に把握されていない。そこで、物性値の変化や複雑な変形が及ぼす運転時及び原子炉停止時に発生する応力への影響を明らかにし、黒鉛構造物の長寿命化開発等に資することを目的として、簡易はりモデルを基にした評価モデルを開発した。本報告書では、本モデルを用いて、600Cから800Cの温度域にある黒鉛構造物について、物性値の照射変化による運転時応力及び炉停止時応力への影響を明らかにした。
長谷川 俊成; 長住 達; 根本 隆弘; 中嶋 國弘; 横山 佳祐; 藤原 佑輔; 荒川 了紀; 飯垣 和彦; 猪井 宏幸; 川本 大樹
Proceedings of 2024 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2024) (Internet), 10 Pages, 2024/06
2021年のHTTR(高温工学試験研究炉)の運転中に発生した1次ヘリウム循環機フィルタ差圧上昇の原因を調べるために、フィルタエレメントとその付着物に対してSEM観察とEDX解析を実施した。フィルタエレメント表面に対するSEM観察の結果、ろ過孔よりも小さい塊状の付着物及び繊維状の付着物並びにろ過孔よりも大きい棒状付着物を確認した。付着物に対するEDX解析の結果、塊状の付着物及び繊維状付着物に1次ヘリウム純化設備ガス循環機内のシリコンオイルを含むことを示唆し、棒状付着物は1次冷却設備の二重管に使用される断熱材であることを示した。1次ヘリウム純化設備ガス循環機内のシリコンオイルは同機器に用いられている活性炭フィルタから漏れ出たものと考えられる。その後、気化し炉心を通過後、1次ヘリウム循環機のフィルタエレメントにトラップされたものと考えられる。シリコンオイルを含む付着物はフィルタエレメント全体に存在していたことから、ろ過孔が小さくなり流路抵抗が増加することで当該フィルタの差圧が上昇した可能性がある。断熱材は主にフィルタエレメントの下部に現れておりフィルタの目詰まりとは無関係であった。したがって、シリコンオイルが当該フィルタの差圧上昇に寄与した可能性があり、過去のフィルタ差圧上昇の原因であった黒鉛粉末は今回の事象とは無関係であった。
長谷川 俊成; 深谷 裕司; 植田 祥平; 後藤 実
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 5 Pages, 2021/08
商用高温ガス炉燃料の製造工程中における臨界安全対策としてBPクレジット概念が提案されており、その実用化の為にBP(ホウ素,ガドリニウム,エルビウム,ハフニウム)混合UO
燃料核の製造性を検討した。ホウ素混合燃料核はホウ酸粉末とU
O
粉末を混合して製造し、その他のBP混合燃料核についてはBPの硝酸塩粉末とUO粉末を混合して製造する。熱処理工程後にBPが燃料核内に存在していることを確かめるために、熱力学平衡解析により燃料核内におけるBPの状態を予測した。ホウ素を混合する場合、450C以上で融解・気化する結果を示し、ホウ素混合燃料核の製造が困難であることが分かった。一方でガドリニウム,エルビウム,ハフニウムを混合する場合、固体酸化物に変化し2000Cにおいても融解・気化せず、燃料製造性に問題がないことが分かった。
礒野 高明; 布谷 嘉彦; 安藤 俊就*; 奥野 清; 小野 通隆*; 尾崎 章*; 小泉 勉*; 大谷 望*; 長谷川 隆代*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 13(2), p.1512 - 1515, 2003/06
被引用回数：24 パーセンタイル：69.76(Engineering, Electrical & Electronic)原研では、実証炉での適用を目指して高温超伝導を用いた大型導体の開発を行っている。高温超伝導は、実証炉で要求される16T以上の強磁場を発生することが可能である。16T,4.2Kでは現在最も性能が良い銀合金シース型Bi2212丸線を用い、10kA,12T導体の試作を開始した。導体は、直径は34mmで、729本の撚線である。動作温度は、4Kだけではなく20Kでも設計しており、サンプルは間接冷却で、導体表面はハンダで固めている。これは、20Kでは超臨界圧ヘリウムの比熱とほぼ同等となる鉛の比熱を利用するためである。導体試験の結果、大型高温超電導導体の製作性の実証と、12T,約12.5Kでの10kA通電が成功し、高温超伝導の核融合応用への可能性を実証できた。
安藤 俊就; 加藤 崇; 牛草 健吉; 西尾 敏; 栗原 良一; 青木 功; 濱田 一弥; 辻 博史; 長谷川 満*; 内藤 秀次*
Fusion Engineering and Design, 58-59, p.13 - 16, 2001/11
被引用回数：10 パーセンタイル：57.35(Nuclear Science & Technology)核融合動力炉A-SSTR2のトロイダル・コイルを高温超伝導導体を用いて設計した。その設計思想,具体的設計例,今後の高温超伝導導体の開発ターゲットについて紹介する。
杉本 誠; 寺澤 充水*; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 西 正孝; 高橋 良和; 安藤 俊就; 辻 博史; et al.
IEEE Transactions on Magnetics, 32(4), p.2328 - 2331, 1996/07
被引用回数：6 パーセンタイル：50.40(Engineering, Electrical & Electronic)ITER工学設計段階(EDA)において、CSモデルコイル計画が遂行されている。CSモデル・コイルは4つの部材から構成されている。内層モジュール、外層モジュール、インサート・コイル、支持構造物である。このうちインサート・コイルの設計について報告する。CSインサート・コイルの内径は1.6mであり、巻線高さは1.7mである。CSインサート・コイルは、CSモデル・コイルの内側に設置して試験される。導体はCSコイル実機とまったく同じものを用いている。試験は磁束密度/3Tで行われ、導体の性能が評価できる。
笠井 雅夫*; 池田 文構*; 斎藤 龍太*; 安藤 俊就; 藤沢 登; 長谷川 満*; 橋爪 隆*; 井田 俊雄*; 飯田 文雄*; 飯田 浩正; et al.
JAERI-M 88-010, 206 Pages, 1988/02
本報告書はIAEA主催のINTORワークショップ,フェーズIIA,パート3における日本の報告書の第VI章に相当するものであり、クリティカルイッシュとイノベーションの節から成っている。
安藤 涼太*; 澤 和弘*; 今野 眞樹*; 長谷川 俊成; 河口 宗道*
no journal, ,
高温ガス炉の1次冷却材配管内面に沈着した核分裂生成物(FP)は、配管破断事故時における主要ソースタームとなるため、その沈着挙動は、実験及びFP沈着解析コード「PLAIN」を用いた解析により、詳細に調べられてきた。本研究では沈着FPであるセシウムに関して、高温ガス炉実証炉体系における沈着解析を実施し、HTTR体系における沈着挙動と比較した。その結果、セシウムの沈着量は伝熱管表面の低温部で有意に増加し、原子炉出口等の高温部で減少する傾向を示し、HTTRの場合における傾向と一致した。今後も他の核種の場合における解析を実施し、実証炉体系における沈着挙動に係る知見を蓄積する。
長谷川 俊成; 長住 達; 小嶋 真学; 櫻井 洋亮; 久保 真治; 中川 繁昭; 野本 恭信
no journal, ,
OECD/NEA国際共同プロジェクトであるLOFCプロジェクトの第7回技術検討グループ(PRG)にて、LOFCプロジェクトの概要と、プロジェクトで実施した炉心流量喪失試験・炉心冷却喪失試験の試験結果を報告した。
小嶋 真学; 長住 達; 長谷川 俊成; 櫻井 洋亮; 久保 真治; 中川 繁昭; 野本 恭信
no journal, ,
OECD/NEA国際共同プロジェクトであるLOFCプロジェクトの第7回技術検討グループ(PRG)にて、LOFCプロジェクトで実施した炉心流量喪失試験・炉心冷却喪失試験の事後解析の結果を報告した。
橋本 温希*; 澤 和弘*; 長谷川 俊成; 長住 達; 石塚 悦男; 飯垣 和彦
no journal, ,
安全性実証試験の一つである強制冷却材喪失試験の解析モデルを構築するために行われた、HTTR-1/6スケールモデルにおける実験結果の再現解析を行った。先行研究では、圧力容器内を真空の条件で解析を行っていたが、本研究では、実験条件と合わせるため内部をヘリウムで満たした条件で、ANSYS Fluentを用いて熱流体解析を行った。結果、圧力容器上鏡及び胴部については、解析値と実験値は概ね一致したが、圧力容器下鏡部については解析値と実験値に乖離が見られた。今後メッシュや形状モデルを検討することで改良を試みる予定である。
