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論文

Establishment of control technology of the HTTR and future test plan

本多 友貴; 齋藤 賢司; 栃尾 大輔; 青野 哲也; 平戸 洋次; 小澤 太教; 中川 繁昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1387 - 1397, 2014/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.7(Nuclear Science & Technology)

HTTRの制御系の性能は2002年に行われた制御系応答試験で明らかにされ、各制御系に外乱を与えても安定に制御できることを確認した。また、今後高温ガス炉が商用炉として稼働するにあたり、高温ガス炉が長期に渡り安定に高温の熱を供給できる事を実証する必要がある。本論文では、2010年に行われた長期高温連続運転試験で得られた結果を基にHTTRの長期連続運転時の制御特性の評価を行った。さらに現在、原子力機構では商用高温ガス炉として高温ガス炉水素製造システムの設計を行っており、水素製造システムで熱負荷変動が生じた場合にも原子炉が安定することが求められている。そこで、高温ガス炉水素製造システムに起因する熱負荷変動時の原子炉システムの安定性の実証と共に、高温ガス炉水素製造システムの詳細設計に必要なデータ、熱負荷変動に対する原子炉システムの応答挙動解析コードの高度化に必要なデータ収集のため、HTTRを用いた熱負荷変動試験を計画している。予備検討の結果から、実際の運転を想定し制御系を作動させた場合の挙動を示し、試験の実施条件を検討した。

報告書

HTTR制御性試験装置の概要

本間 史隆; 平戸 洋次; 齋藤 賢司

JAEA-Technology 2014-010, 64 Pages, 2014/05

JAEA-Technology-2014-010.pdf:35.55MB

東京電力福島第一原子力発電所の事故を契機に制定された新安全規制基準への適合性確認を目的に、HTTRの運転を中長期的に停止することとなった。運転員に係る技術的能力の維持が不可欠となるが、HTTRは世界で唯一の高温ガス炉型の試験研究炉であることから、軽水炉用の運転訓練シミュレータを用いた運転訓練は実効的ではない。ゆえに、既に所有しているHTTR制御性試験装置を運転訓練シミュレータとして有効に活用することが喫緊の課題である。本報告書は、HTTR制御性試験装置の仕様並びにシミュレーション結果等について取り纏めたものである。

論文

Corrosion evaluation of uranyl nitrate solution evaporator and denitrator in Tokai Reprocessing Plant

山中 淳至; 橋本 孝和; 内田 豊実; 白土 陽治; 磯崎 敏彦; 中村 芳信

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

東海再処理工場(TRP)はPUREX法を採用し、1977年以降、1140tHMの使用済燃料を処理してきた。再処理プロセスでは、溶液中の硝酸濃度,U, Pu,核分裂生成物等のイオン濃度及び温度が異なることから、さまざまな腐食環境の中にあり、耐食性を考慮のうえ各機器の材料にステンレス鋼やチタン鋼を選定している。材料の腐食環境の厳しさは溶液の硝酸濃度と温度に依存し、溶液中のUは、ステンレス鋼の腐食に与える影響は小さく、チタン鋼の腐食速度を抑制するとされている。TRPで硝酸ウラニル溶液を取扱う機器は硝酸濃度も低く、これまで腐食故障を経験していない。しかしながら、U濃度の上昇に伴い、ステンレス鋼の腐食速度が若干増加する報告もある。TRPで硝酸ウラニル溶液を取扱う機器として、U濃度を最大約1000gU/lまで高める蒸発缶や約320$$^{circ}$$Cの高温でUO$$_{3}$$粉末に転換する脱硝塔は、高濃度かつ高温のUを取扱うため、腐食の進行の程度を把握しておくべきであると考える。これらの機器について厚さ測定により評価を行った結果、その腐食速度はわずかであり、今後も健全に使用できることを確認した。

報告書

HTTRの高温プレナム部温度計装用ナイクロシル・ナイシル熱電対の特性

齋藤 賢司; 清水 厚志; 平戸 洋次; 近藤 誠; 川俣 貴則; 根本 真澄; 茂木 利広

JAEA-Technology 2009-015, 52 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-015.pdf:10.17MB

HTTRの高温プレナム部温度計装は、原子炉運転中の炉心状態を監視するため、高温プレナムブロック内にN型熱電対を挿入して、高温プレナムブロックごとに1次冷却材温度を測定している。N型熱電対はHTTR原子炉圧力容器内で使用されるため、約1000$$^{circ}$$Cの高温環境下において長期間安定に動作することが要求される。このため、HTTRの運転・保守データから、これらの熱電対の特性変化を調査した。その結果、N型熱電対はHTTR原子炉圧力容器内で12000時間を越える使用実績があるが、N型熱電対の特性に有意な変化がないことを確認した。本報は、HTTRの高温プレナム部温度計装用熱電対の供用期間中の特性変化について、調査した結果を示す。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御応答試験結果

茂木 利広; 飯垣 和彦; 齋藤 賢司; 澤畑 洋明; 平戸 洋次; 近藤 誠; 澁谷 英樹; 小川 悟; 篠崎 正幸; 水島 俊彦; et al.

JAEA-Technology 2006-029, 67 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-029.pdf:3.07MB

HTTRの制御系のうち、中間熱交換器ヘリウム流量制御系,1次加圧水冷却器ヘリウム流量制御系,2次ヘリウム流量制御系,原子炉入口温度制御系,原子炉出力制御系及び原子炉出口温度制御系については、系統別総合機能試験及び出力上昇試験でその性能が明らかにされてきた。これらの試験では、各制御系に外乱を与えても安定に制御できることを確認した。また、原子炉出力30%$$sim$$100%までの自動運転においても、原子炉出力,温度,流量を安定に制御できることを確認した。本報告書は、これらの制御系の概要と試験結果について報告する。

報告書

HTTRの原子炉入口温度制御系の試験結果

齋藤 賢司; 中川 繁昭; 平戸 洋次; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 土山 賢*; 安任 敏雄*; 茂木 利広; 水島 俊彦; 中澤 利雄

JAERI-Tech 2004-042, 26 Pages, 2004/04

JAERI-Tech-2004-042.pdf:1.16MB

HTTRの原子炉制御系は、原子炉出力制御系,原子炉入口温度制御系及び1次冷却材流量制御系等から成り立っており、1次冷却材流量一定条件の下に、原子炉出力30MW,原子炉出入口冷却材温度850$$^{circ}$$C/395$$^{circ}$$Cを達成している。本報告書は、原子炉制御系のうち、原子炉入口温度制御系について、HTTRの出力上昇試験において実施した制御特性試験の結果を示すものである。試験の結果、外乱に対して原子炉入口冷却材温度を安定に制御できる制御パラメータを選定することができた。また、選定した制御パラメータにより、原子炉入口温度制御系が定められた制御変動幅内での安定した温度一定運転ができること、及び原子炉運転中の外乱に対して、原子炉入口冷却材温度を発散させることなく、安定に追従できることを確認した。

報告書

HTTR自動停止(2003年5月21日発生)の原因調査結果

平戸 洋次; 齋藤 賢司; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 茂木 利広; 土山 賢*; 安任 敏雄*; 水島 俊彦; 中澤 利雄

JAERI-Tech 2004-037, 33 Pages, 2004/04

JAERI-Tech-2004-037.pdf:4.08MB

HTTR(高温工学試験研究炉)は、並列運転モードでの運転経験の蓄積と安全性実証試験の実施を目的として、平成15年5月6日から平成15年6月18日までの予定で、原子炉の運転を行っていた。5月21日、原子炉出力約60%(約18MW)で原子炉の運転を行っていたところ、「1次加圧水冷却器ヘリウム流量低」スクラム信号により原子炉が自動停止した。原子炉自動停止の原因は、1次ヘリウム循環機Aが自動停止したことにより、1次加圧水冷却器のヘリウム流量が低下したためであった。調査の結果、1次ヘリウム循環機Aが自動停止した原因は、1次ヘリウム循環機Aの動力電源ラインにある遮断器の制御電源を監視している補助リレーが、常時励磁され発熱している他の電気部品と接近して設置され、使用温度の上限に近い温度条件下で使用されてきたために性能が劣化し、誤動作したためであることが明らかになった。

口頭

ウラン脱硝塔の長期安定運転の阻害要因とその対策

村上 学; 大村 政美; 古川 伸一; 白土 陽治; 石山 港一

no journal, , 

再処理施設において精製されたウラン溶液は、ウラン脱硝塔で流動層を用いて脱硝しUO$$_{3}$$粉末としてウラン製品としている。脱硝塔は、約300$$^{circ}$$Cに加熱した状態で塔下部から流動層エアを供給し、塔内でUO$$_{3}$$粉末を流動させ、約1000(g/L)に濃縮したウラン溶液を噴霧ノズルによって霧状に噴霧している。脱硝塔において運転を阻害する要因の主な事象は、噴霧ノズルの詰りである。特に、脱硝塔へ供給するウラン溶液の供給量,濃度を高くするとノズル先端にウランの塊(ケーキング)が付着し、短期間でノズルの閉塞に至ってしまう。ウラン脱硝塔を安定に運転するためには、ケーキングによるノズルの詰りを防止する必要がある。東海再処理施設のウラン脱硝施設において、ウラン溶液濃度,供給量,噴霧エア量などをパラメータとして種々の試験を行い、ノズルに詰りが生じない運転条件を確立した。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,7; 高放射性廃液貯蔵工程におけるヨウ素-131の挙動調査

白土 陽治; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 吉野 保之; 岸 義之; 磯部 洋康

no journal, , 

I-131は高放射性廃液中に含まれるCm-244等の自発核分裂により生成する。MOX使用済燃料には通常の軽水炉燃料より多くのCmが含まれていることから、今後の高燃焼度燃料・MOX使用済燃料再処理の基盤データとしてI-131の工程内挙動の把握を実施した。調査の結果、高放射性廃液貯槽のCm-244濃度から求めたI-131の発生量及びオフガス中のI-131量から求めたオフガス中(アルカリ洗浄塔)への移行割合は約0.1%である。また、オフガスのアルカリ洗浄液中のI-131の濃度が検出下限値以下であることから、高放射性廃液中で発生したI-131はほとんど溶液中に留まると考えられる。

口頭

回収ウラン粉末の物性調査

村上 学; 山中 淳至; 中澤 豊; 後藤 雄一; 白土 陽治; 内田 豊実

no journal, , 

使用済燃料から回収したウラン粉末には、ごく微量のU-232が含まれており、このU-232の娘核種であるBi-212, Tl-208が$$gamma$$線源となり、ウラン粉末を貯蔵する容器表面の線量率を上昇させるため、当該ウラン粉末を再利用する際の作業員の外部被ばくが問題となる。このため、貯蔵期間の異なるウラン粉末のBi-212, Tl-208含有量と線量率の関係を調査した。さらに、ウラン粉末は高い吸水性を有していることから、長期貯蔵下における、ウラン粉末中の含水率も調査した。調査の結果、Bi-212, Tl-208の含有量はORIGEN値をもとに計算した結果と分析値がおおむね一致し、貯蔵容器の表面線量率と、ウラン粉末中のBi-212, Tl-208の含有量に良い相関があることが認められた。また、含水率については貯蔵容器への充填時のデータと比較しても上昇は見られず、ウラン粉末長期貯蔵下における貯蔵容器の気密性に問題のないことを確認した。

口頭

東海再処理工場のTi製ウラン溶液蒸発缶の腐食評価

白土 陽治; 磯崎 敏彦; 岸 義之; 磯部 洋康; 中村 芳信; 内田 豊実; 妹尾 重男

no journal, , 

再処理プロセスでは硝酸濃度,使用温度,U, Pu等の金属イオンの存在により腐食環境が異なるため構造材もその環境に応じたものを使用しており、1000gU/Lと高濃度の硝酸ウラニル溶液を扱う、ウラン溶液蒸発缶ではTi材が用いられている。ウラン存在下での硝酸溶液中のTi材の腐食評価はこれまでも報告されているが、高濃度のウラン溶液の試験データの報告例は少ない。そこで、東海再処理工場にあるウラン溶液蒸発缶(第2段)での腐食評価を行った。評価項目として、蒸発缶胴部の肉厚測定及び内部の腐食状況の目視観察を実施し、その結果、気相部の減肉量は約0.13mmで、運転時間(約20000時間)から求めた腐食速度は約0.06mm/yであり、液相部の減肉量は0.03mmで、超音波接触子の精度$$pm$$0.1mmを考慮すると腐食はほとんどないことがわかった。また、蒸発缶の内部観察の結果では、減肉が認められた気相部表面にはざらつきが見られたものの、減肉していない液相部及び伝熱管では金属光沢を呈していた。今回の試験結果から蒸発缶の腐食しろがなくなるまで今後10年以上運転が可能であるが、予防保全の観点から今後も継続して腐食評価を行っていく。

口頭

東海再処理工場高放射性廃液貯蔵工程の槽類換気系フィルタケーシングの更新

磯崎 敏彦; 蔦木 浩一; 白土 陽治; 中澤 豊; 掛 康弘; 古川 伸一

no journal, , 

高放射性廃液(以下、「HAW」という)貯蔵工程に設置している槽類換気系のフィルタケーシングについて高経年化対策として設備更新を実施した。更新にあたっては、設備の長期安定運転の観点から、本体胴部に炭素鋼が使用され上下のステンレス製の鏡部とフランジ接続した構造になっている既設ケーシングをすべてステンレス製の溶接一体構造に変更するとともに十分な耐震性を確保するための専用架台を新設することとした。この更新作業では、フィルタの目詰まりによるHAW貯槽内の圧力上昇等の事象を想定した槽類換気系統の切替え,作業員の被ばく・汚染の防止のためのモックアップ訓練などの対策を講じるリスクアセスメントを行ったことで、連続運転にある工程の安全及び作業安全を確実に確保したうえで計画通りに更新することができた。また、既設ケーシングの肉厚測定,内部観察の結果から、全ステンレス鋼への変更が腐食対策として有効であり、今後の長期にわたる運転に対して、より耐久性を確保できることが確認できた。

口頭

東海再処理施設のウラン脱硝塔の運転経験

磯崎 敏彦; 白土 陽治; 蔦木 浩一; 吉野 保之; 内田 豊実; 中村 芳信

no journal, , 

ウラン脱硝塔は、硝酸ウラニル溶液(以下、UNH)を、流動層を用いた直接脱硝法により三酸化ウラン粉末(以下、UO$$_{3}$$)に転換する装置であり、高濃度のUNHを取り扱うため晶結しやすく、施設建設当初に設置の分離精製工場のウラン脱硝塔(MP脱硝塔)では、噴霧ノズル(以下、ノズル)の先端部での閉塞を防止するなどの課題があった。このため、流動層の安定化及びノズルの挿入位置の最適化により噴霧状態の安定化を図り、ノズルの閉塞防止及びノズルケーキの生成を抑制させ、連続運転を可能とした。一方、ノズルケーキの影響を少なくするためにUO$$_{3}$$粉末の抜き出しにオーバーフロー方式を採用した新設のウラン脱硝施設のウラン脱硝塔(DN脱硝塔)は、MP脱硝塔で得られた知見を反映させ、噴霧エア流量とUNH供給流量の流量比の最適化を図るとともにノズルの製作及び組立精度を向上させるためのノズル先端部外筒の削り出し一体加工及び外筒内へのUO$$_{3}$$粉末の巻き込みを防ぐためのフラットタイプ型外筒を採用するなどの技術改良を行った。これらによりノズルの閉塞防止を図り1か月以上の安定した連続運転を可能とした。

口頭

高放射性廃液から発生する水素の測定及び解析,1; 高放射性廃液貯槽のオフガス中の水素濃度測定と解析

富山 祐弘; 安田 猛; 蔦木 浩一; 吉野 保之; 白土 陽治; 中村 芳信; 衣旗 広志*; 小玉 貴司*; 中野 正直*; 玉内 義一*; et al.

no journal, , 

東海再処理工場の高放射性廃液貯槽(5基)のオフガス系配管にサンプリングラインを設け、オフガス中の水素濃度の測定を行い、高放射性廃液中から発生する水素量を求め、設計との比較を行った。水素濃度は、シリンジによりオフガスを採取し、ガスクロマトグラフィを用いて測定した。HALWの液組成についてはORIGEN値から評価した。結果、高放射性廃液貯槽から発生する水素濃度は、パルセーション(脈動)作動後、2.0$$sim$$2.5ppmで推移するが、パルセーションを停止すると経過時間とともに低下し、約1.3ppmで平衡に達する傾向が確認された。これはパルセーションによる撹拌効果により、HALW中に溶解している水素が放出されている可能性を示唆している。評価液組成から求めた水素濃度は約800ppmであるが、実測値は数ppmオーダーであり、非常に小さい。これは、既報のコールド試験の結果として報告しているHALW中のPdによる水素消費反応による、水素濃度の低下の可能性を示している。

口頭

高放射性廃液から発生する水素の測定及び解析,2; 水素濃度の測定値と解析値の比較

衣旗 広志*; 小玉 貴司*; 中野 正直*; 玉内 義一*; 松岡 伸吾*; 富山 祐弘; 安田 猛; 蔦木 浩一; 吉野 保之; 白土 陽治; et al.

no journal, , 

模擬高放射性廃液で確認したパラジウムによる水素消費反応が高放射性廃液にも起きていることを確認するために、前報で報告した高放射性廃液貯槽のオフガス中の水素濃度と模擬廃液実験の結果から計算される水素濃度の比較評価を行った。水素濃度の計算に使用したモデルは、模擬高放射性廃液を用いたコールド試験結果より、攪拌状態や放射線分解によって発生する水素が放出される水面面積等を考慮したモデルで計算を行った。計算結果と実測したオフガス中の水素濃度を比較評価した結果、攪拌状態の不確定さがもたらす範囲内で同程度の値であることが確認された。この結果より、模擬高放射性廃液での試験で確認されたパラジウムによる水素消費反応は、実高放射性廃液でも起きている可能性が示唆された。これは、原子力機構と日本原燃との共同研究で実施した成果を2件のシリーズで発表するものであり、本発表は日本原燃が行う。

口頭

HTTRを用いた通常運転状態からの熱負荷変動試験の検討

本多 友貴; 栃尾 大輔; 青野 哲也; 平戸 洋次; 小澤 太教; 齋藤 賢司

no journal, , 

現在、原子力機構では商用高温ガス炉として高温ガス炉水素製造システムの設計を行っており、高温ガス炉水素製造システムに起因する熱負荷変動時の原子炉システムの安定性の実証と共に、高温ガス炉水素製造システムの詳細設計に必要なデータ、熱負荷変動に対する原子炉システムの応答挙動解析コードの高度化に必要なデータ収集のため、HTTRを用いた熱負荷変動試験を計画している。予備検討の結果から、実際の運転を想定し制御系を作動させた場合の挙動を示し、試験の実施条件を検討した。

口頭

HTTRの特徴を踏まえたSBO対策

近藤 誠; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 平戸 洋次; 川本 大樹; 鈴木 尚; 小野 正人

no journal, , 

HTTRは、熱出力30MWの黒鉛減速ヘリウムガス冷却型原子炉で、我が国初の高温ガス炉であり、950$$^{circ}$$Cの原子炉出口冷却材温度を利用し、発電のみならず、水素製造、地域暖房、海水淡水化等の幅広い熱利用の可能性を有する原子炉である。平成23年の東北地方太平洋沖地震以降は、原子炉を長期間停止しているものの、施設の健全性に関する総合評価、コールド状態による確認試験を行い、設備起動時及び定常運転時のプラントデータの確認等により、地震による施設等への影響がないことを確認している。一方、国においては原炉等規制法が改正され、原子力規制委員会が発足した。平成25年12月18日には、核燃料物質使用施設等の新安全基準が制定され、SBOに係る要求が明確に規定された。このため、SBO時のHTTRの挙動・影響評価を行い、新安全基準の要求事項に則したSBO対策をHTTRの特徴を踏まえて検討、実行してきた。SBO対策の実現可能性については総合防災訓練という実践的な場を通してその妥当性を確認することができた。

口頭

HTTR安全保護シーケンス盤の瞬時異常箇所特定システム(APAS)の開発による異常診断技術の向上

平戸 洋次; 小澤 太教; 齋藤 賢司

no journal, , 

HTTR(高温工学試験研究炉)の安全保護シーケンス盤は、HTTR原子炉施設の事故時において工学的安全施設を作動させるための制御盤であり、原子炉施設の安全確保上、重要な役割を担っている。原子炉運転中における当該盤の健全性確認試験で制御回路の異常が発見された場合は、速やかにその原因を排除し通常運転状態へ復旧することが求められる。当該盤は、多数の制御基板を使用した複雑な制御回路で構成されており、当該試験で異常が発見された場合の原因調査には、盤を熟知した者が膨大な量の図面を参照しながら、多数の制御回路を確認していく必要があり、通常運転状態への復旧に時間を要していた。そこで、当該試験において異常が発見された場合に、迅速に通常運転状態への復旧を実現するために、たとえ当該盤を熟知した者でなくても瞬時に原因を特定できる瞬時異常箇所特定システム(APAS: Abnormal Parts Assignment System)を開発した。本システムの開発により、当該盤を熟知した者でなくても異常原因を瞬時に特定できるようになり、迅速な初期対応や早期復旧に極めて有効で、HTTR原子炉施設の安全確保に大きく貢献するものである。また、本システムを活用した異常診断技術は、他の試験研究炉や一般産業界で使用されている当該盤と同等の設備に対しても広く活用できるものである。

口頭

東海再処理施設の緊急時における安全対策,1

岸 義之; 安田 猛; 所 颯; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 白土 陽治; 田中 等

no journal, , 

高放射性廃液は、崩壊熱による発熱、放射性分解による水素の発生があるため、冷却機能及び水素掃気機能を有する設備で貯蔵している。これらの機能維持に関連する設備には、従来から非常用発電機からの給電が行えるよう設計されているが、東海再処理施設では、福島第一原子力発電所事故を教訓に、全動力電源が喪失した場合を考え、速やかにその機能を回復するために、電源車からの給電系統を確保するなど、緊急時に備えた安全対策を講じた。本報告では、これらの安全対策の取り組みについて報告する。

口頭

HTTRにおける耐熱性能を向上した広領域中性子検出器の開発

小澤 太教; 平戸 洋次; 本間 史隆

no journal, , 

広領域中性子検出器は、HTTR特有の高温環境下において熱中性子束を適切に計測できるように開発された設計品であるが、これまでの原子炉の運転において熱サイクルに起因した検出器内部接合部の断線に係る経験を有している。既に得られている断線箇所及び断線メカニズムの知見を踏まえ、耐熱性能を向上させるための構造変更案の立案、変更案の決定、模擬試験体を用いたモックアップ試験により実証をしたことで、耐熱性能を向上させた広領域中性子検出器を開発した。さらに、規格品である既存の検出器の基本仕様を変更せず構造変更を完遂できたことは、検証に要するコスト及び時間の観点から合理性を確保した成果を得ることができた。

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