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論文

Measurement of temperature response of intermediate heat exchanger in heat application system abnormal simulating test using HTTR

小野 正人; 藤原 佑輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/04

日本原子力研究開発機構は、HTTRを用いて高温ガス炉の核熱利用に向けて研究開発を実施している。高温ガス炉を用いた核熱利用システムは、化学プラント会社の参入の簡素化や建設費の観点から非原子力級を基本として設計している。そのため、原子炉の運転中に異常事象が発生して運転を継続できる必要がある。HTTRを用いた熱利用系異常模擬試験は、中間熱交換器の過渡温度挙動のデータを得るために温度に着目し非核熱で実施した。中間熱交換器は熱利用系とHTTRをつなげる重要な機器である。試験では、ヘリウム冷却材温度はガス循環機によって120$$^{circ}$$Cまで昇温され、熱移動に着目できる理想的な状況で実施された。試験は空気冷却器の流量を増加することによりヘリウムガスの温度を調節することで実施された。中間熱交換器の熱応答は調査され、伝熱管や伝熱促進板のような構成要素に対して、中間熱交換器の上部よりも下部の方が熱応答が遅いことが明らかとなった。この理由は、中間熱交換器の上部から下部に二次ヘリウムが流れるためと考えられえる。試験データは、安全評価コードのモデルを検証するために有益となるものである。

論文

Investigation of absorption characteristics for thermal-load fluctuation using HTTR

栃尾 大輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 関田 健司; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 中川 繁昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(1), p.13 - 21, 2017/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力機構ではGTHTR300Cの設計研究を行っている。水素製造施設のような熱利用系において発生した異常による熱負荷の変動が発生した場合でも、原子炉システムは、安定かつ安全な運転、更に安定な電力供給を継続することが求められている。そのためには、熱負荷変動を原子炉システムで吸収でき、安定かつ安全な運転を継続できることを実証する必要がある。原子力機構では、原子炉及びIHXによる熱負荷変動吸収特性を明らかにするために、核熱を伴わない熱負荷変動吸収試験を計画・実施した。その結果、原子炉は予想より大きな吸収容量を有しており、IHXも熱利用系で発生した熱負荷変動を吸収できることを明らかにすることができた。このことから、原子炉及びIHXは、熱利用系で発生した熱負荷変動の有意な吸収容量を有していることを確認した。さらに、RELAP5/MOD3に基づいた安全評価コードは、熱負荷変動吸収挙動を保守的に評価できることを確認した。

報告書

HTTRを用いた熱負荷変動試験(非核加熱試験); 温度過渡に対する高温ガス炉システム応答特性の確認

本多 友貴; 栃尾 大輔; 中川 繁昭; 関田 健司; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 佐藤 博之; 坂場 成昭; 高田 昌二

JAEA-Technology 2016-016, 16 Pages, 2016/08

JAEA-Technology-2016-016.pdf:2.84MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、温度過渡に対する高温ガス炉システム全体の応答特性を明らかにしシステム解析コードに反映することを目的とし、熱負荷変動試験(非核加熱試験)を実施した。原子炉システムでの熱負荷変動特性に対して、炉床部炉内構造物等のフィン効果等が影響する。一方、原子炉の運転中では炉心での発熱による干渉により、フィン効果の定量化が困難となる。このため、本試験では、上記弊害を排除できる非核加熱という理想的な条件において実施した。熱負荷変動試験(非核加熱試験)は、温度過渡に対する原子炉の応答特性を確認する核熱供給試験(非核加熱試験)と、中間熱交換器の応答特性を確認する熱利用系異常模擬試験(非核加熱試験)により成る。HTTRを用いた2つの非核加熱試験により、温度過渡に対する高温ガス炉システムの応答特性データを取得した。

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:88(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:88(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.

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

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:4 パーセンタイル:59.06(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。

報告書

東北地方太平洋沖地震に対するHTTR非常用発電機の健全性確認

本間 史隆; 猪井 宏幸; 渡辺 周二; 福谷 幸司*

JAEA-Technology 2013-034, 57 Pages, 2013/12

JAEA-Technology-2013-034.pdf:11.01MB

平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震においては、地震発生直後に発生した商用電源喪失事象により、震度5強の強く長時間の揺れの中で非常用発電機が自動起動したとともに、起動直後においても複数回の強い余震に見舞われた。非常用発電機は、十分な電力を必要な負荷に安定して供給できたが、非常用発電機設備にかかわる被災状況の把握に重点を置いた点検の一環として、ガスタービンエンジンの燃焼状態を確認したところ、燃焼器の一部である燃焼器ライナーに減肉が認められた。減肉は、地震を契機に短時間で発生しており、かつ減肉の様子は運転時間の蓄積後に確認される減肉とは明らかな差異を有しており特異であった。減肉の原因特定及び燃焼器ライナーの仕様変更を行うことで、減肉にかかわる知見の蓄積及び減肉に対する耐力を向上させた。この対策は、さらなる大地震に対する非常用発電機の信頼性向上に資するものである。

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。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の安全設計及び安全評価の考え方

飯垣 和彦; 七種 明雄; 澤畑 洋明; 篠崎 正幸; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 川崎 幸三; 馬場 治*

JAEA-Review 2006-010, 90 Pages, 2006/07

JAEA-Review-2006-010.pdf:5.65MB

ガス炉は、原子力の開発初期からの長い歴史を持っており、高温ガス炉(HTGR)は、安全,効率,環境面から受容できかつ経済性から21世紀の工業用熱利用と発電に向けた高温のエネルギーを作り出す最終目標として期待されている。HTGRの革新的な設計には、受動的な安全装置の配置が試みられており、これらの原子炉の安全評価等については、おもに軽水炉用に策定されている現在の安全指針等を直接的にHTGRに適用できないこと等からの特別な配慮が必要となる。本報告では、試験研究炉HTTRでの安全設計$$cdot$$安全評価についての変遷を調査し、軽水炉と異なる高温ガス炉の安全設計$$cdot$$安全評価の特徴的な主な事項、これまでのHTTRの運転蓄積をもとに次期高温ガス炉の安全設計$$cdot$$安全評価に反映すべく事項をとりまとめたものである。

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。

論文

Safety shutdown of the High Temperature Engineering Test Reactor during loss of off-site electric power simulation test

竹田 武司; 中川 繁昭; 本間 史隆*; 高田 英治*; 藤本 望

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(9), p.986 - 995, 2002/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:81.97(Nuclear Science & Technology)

HTTR(高温工学試験研究炉)は、黒鉛減速,ヘリウムガス冷却型の日本で初めての高温ガス炉である。HTTRは、2001年12月7日に初めて定格運転で全出力(30MW)を達成した。HTTRの出力上昇試験の中で、スクラムを伴う異常な過渡変化のシミュレーション試験を30MW運転からの商用電源の手動遮断により実施した。商用電源喪失直後、ヘリウム循環機,加圧水ポンプはコーストダウンし、ヘリウム及び加圧水の流量はスクラム設定値まで減少した。16対の制御棒は、設計値(12秒)以内で重力落下により炉心に2段階で挿入した。商用電源喪失から51秒で、非常用発電機からの給電により補助冷却設備は起動した。補助冷却設備の起動後40分で、炉心黒鉛構造物(例えば、燃料ブロック)の過渡な熱衝撃を防止するため、補助ヘリウム循環機2台のうち1台を計画的に停止した。補助冷却設備の起動後、炉内黒鉛構造物である高温プレナムブロックの温度は継続的に低下した。HTTR動的機器のブラックアウトシーケンスは設計通りであった。商用電源喪失シミュレーション試験により、スクラム後のHTTRの安全停止を確認した。

報告書

HTTR出力上昇試験の制御特性試験計画

中川 繁昭; 齋藤 賢司; 本間 史隆; 橘 幸男; 國富 一彦

JAERI-Tech 2000-009, p.88 - 0, 2000/02

JAERI-Tech-2000-009.pdf:6.19MB

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)の出力上昇試験における制御特性試験は、出力上昇段階において初めて実施可能な加圧水温度制御系、原子炉入口温度制御系、原子炉出力制御及び原子炉出口温度制御系を対象とした試験である。これらの制御系に対して、定値制御特性及び外乱応答特性を明らかにするための試験計画を立案した。この試験によりHTTRの制御特性が明らかになるとともに、比例ゲイン及び積分時定数等の通常運転における制御定数が決定される。また、試験のため原子炉に人為的に外乱を与えることから、試験実施時の安全確保について必要な検討を実施した。本報告書は、HTTR出力上昇試験における制御特性試験の内容及び試験実施時の安全性について検討した結果をまとめたものである。検討の結果、制御特性試験を安全かつ効率的に実施できる見通しを得るとともに、試験対象の制御系について外乱に対する安定領域を明らかにすることができた。

論文

Instrumentation and control system of the HTTR

齋藤 賢司; 本間 史隆; 尾又 徹; 青野 哲也; 川路 さとし; 川崎 幸三; 伊与久 達夫

Proceedings of International Topical Meeting on Nuclear Plant Instrumentation, Controls, and Human-Machine Interface Technologies (NPIC&HMIT 2000) (CD-ROM), 8 Pages, 2000/00

HTTR(高温工学試験研究炉)は熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が最高950$$^{circ}C$$高温ガス炉であり、1999年9月から出力上昇試験を行っている。HTTRの計測制御系は、計装系、制御系、安全保護系から成り立ち、原子炉を安全に運転するために高い信頼性が要求されている。本報告では、HTTRの計測制御系の設計について述べるとともに、系統別・総合機能試験、出力上昇試験で得られた計測制御系の特性試験の試験結果について発表する。

口頭

高温ガス炉の保全技術の開発

古澤 孝之; 本間 史隆; 猪井 宏幸; 澤畑 洋明; 根本 隆弘; 渡辺 周二; 太田 幸丸

no journal, , 

日本原子力研究開発機構が大洗研究開発センターに建設したHTTRは、我が国唯一の高温ガス炉である。HTTRの最大熱出力は30MWで、原子炉出口冷却材の最高温度は950$$^{circ}$$Cであり、2004年4月19日に到達した。本報告では、HTTRの設備の保全の考え方,高温ガス炉の保全技術開発に向けてこれまでに実施してきた保全内容について述べる。

口頭

HTTR(高温工学試験研究炉)の高温連続運転完遂,5; 運転管理

清水 厚志; 川本 大樹; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 古澤 孝之

no journal, , 

HTTRの高温連続運転に向けて、定格連続運転の実績に基づいて設備・機器等の課題を抽出しその対策を立て改善・改良等を施した。その結果、昼夜にわたる外気の変動等の外乱に対しても、1次冷却材及び2次冷却材の温度,流量,圧力等の変動は少ないこと,プラント全体が本運転中安定して稼動していたことを確認した。このことから、2次ヘリウムガスを安定供給できることを明らかにした。今後の高温ガス炉開発に有用となる高温機器の性能、長期間のヘリウム漏えい率、1次ヘリウム純化設備ガス循環機の性能、1次上部遮へい体の昇温防止性能等、高温ガス炉特有の設備・機器等の運転管理に関する知見を得た。

口頭

HTTR高温連続運転による高温ガス炉の運転管理・保守技術開発,2; 高温ガス炉特有の設備・機器の運転管理

清水 厚志; 川本 大樹; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 古澤 孝之

no journal, , 

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し、運転管理・保守技術の基盤を確立する必要がある。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。

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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