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論文

HTTR初装荷燃料の製造

加藤 茂*; 吉牟田 秀治*; 羽角 孝*; 佐藤 健治*; 沢 和弘; 鈴木 修一*; 茂木 春義; 塩沢 周策; 田中 利幸

FAPIG, (154), p.47 - 51, 2000/03

原研が建設した高温工学試験研究炉(HTTR)の初装荷燃料は、原子燃料工業(株)にて1995年から開始し、約2年間で計4770本の燃料棒を製造した。HTTR初装荷燃料の生産技術は、過去30年間にわたる照射試験燃料の製造経験等をもとに確立したものである。特に、燃料核工程の振動滴下技術、被覆燃料粒子工程の4層連続被覆法及び燃料コンパクト工程における全自動燃料コンパクト成型システムの開発により、高品質かつ高効率の生産が可能となった。HTTR初装荷燃料の品質は、設計仕様を十分満足しており、燃料コンパクトの露出ウラン率及びSiC層破損率の平均値は、それぞれ2$$times$$10$$^{-6}$$及び8$$times$$10$$^{-5}$$であった。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験,1; 試験計画,燃料装荷及び核特性試験

山下 清信; 藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 梅田 政幸; 竹田 武司; 茂木 春義; 田中 利幸

日本原子力学会誌, 42(1), p.30 - 42, 2000/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:27.47(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料は、炉心外周部から装荷し、1999年11月10日に19カラムの環状の炉心状態で初臨界に達した。HTTRの臨界試験項目は、おもに、使用前検査及び高温ガス炉技術の基盤の確立のための試験から構成した。前者の試験では、過剰反応度が制限値以下であることを確認した。後者の試験では、将来型炉として提案されている環状炉心の試験データを取得した。また、制御棒挿入時間が約10秒と長くとも原子炉停止余裕の測定に、逆動特性及び遅れ積分計数法を適用できることを確認した。そのほか、炉心性能を把握するため、制御棒反応度価値曲線、軸方向中性子束分布等を測定した。臨界試験で計画したすべての試験は、成功裏に行われ1999年1月21日に完了した。これらの試験結果から、HTTRは出力上昇試験段階に移行できる状態にあることを確認した。

報告書

高温工学試験研究炉における1次上部遮へい体用材料中の水分量検討

角田 淳弥; 沢 和弘; 茂木 春義; 板橋 秀治; 北見 俊幸; 圷 陽一; 渕田 安浩*; 川口 徹*; 守屋 正裕*

JAERI-Research 99-054, p.41 - 0, 1999/09

JAERI-Research-99-054.pdf:1.19MB

高温工学試験研究炉の1次上部遮へい体は、鉄枠中に遮へい体であるコンクリート(グラウト)を封入したものである。1次上部遮へい体の主な機能は、燃料取扱フロア、スタンドパイプ室の線量当量率が遮へい区分の制限値を満足するように炉心からの中性子及び$$gamma$$線を減衰させることである。温度が上昇した場合に特に重要になるもののひとつに、中性子遮へいに大きな影響を与えるコンクリート中の水の含有量(含水量)がある。そこでコンクリート温度と含水量の関係を把握するために、炉外試験を行った。本試験結果に基づき、コンクリートからの水の散逸挙動のモデルを作成した。そのモデルを1次上部遮へい体に適用した結果、1次上部遮へい体の温度が110$$^{circ}C$$以下であれば、遮へい評価に用いている含水量が保持されるという結論を得た。

論文

Fabrication of the first-loading-fuel of the High Temperature engineering Test Reactor

沢 和弘; 飛田 勉*; 茂木 春義; 塩沢 周策; 吉牟田 秀治*; 鈴木 修一*; 出牛 幸三郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(8), p.683 - 690, 1999/08

 被引用回数:32 パーセンタイル:89.81(Nuclear Science & Technology)

日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年11月に初臨界を達成した。燃料の製造は1995年6月に開始し、1997年12月に150の燃料体の組立を完了した。4770本の燃料棒に対応する、合計66780個の燃料コンパクトは、燃料核、被覆燃料粒子、燃料コンパクトの各工程を経て無事製造した。燃料の製造技術は、これまでの多くの研究開発及び照射試料の製造経験を通して確立されてきた。製造した燃料コンパクトには、貫通破損粒子はほとんど含まれておらず、また、炭化ケイ素(SiC)層の破損粒子はわずかであった。平均貫通破損率及びSiC層破損率は、それぞれ2$$times$$10$$^{-6}$$及び8$$times$$10$$^{-5}$$と良好な値であった。本報では、(1)製造した燃料の特性、(2)初めての大量生産で得られた経験及び(3)燃料の製造結果に基づくHTTR運転中における燃料挙動の予測について述べる。

報告書

高温工学試験研究炉の本設中性子源に対する取扱い技術の確立

竹田 武司; 飛田 勉*; 茂木 春義; 五味 邦博*

JAERI-Tech 99-053, 57 Pages, 1999/07

JAERI-Tech-99-053.pdf:2.91MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の本設中性子源(NS)には、優れた中性子収率を有し、使用温度(約600$$^{circ}$$C)で安定な$$^{252}$$Cfを用いた。NSは、フランスで製作し、日本アイソトープ協会のホットケーブに移送後、放射性同位元素輸送容器から取り出した。NSをホルダに入れることにより、遠隔での取り扱いによるNSの交換を可能にした。NS入りホルダは、放射性同位元素移動容器に収納してHTTRに移送した。HTTRのメンテナンスピットにおいて、マニプレータを遠隔操作することにより、新たに考案したNS用取り扱い治具を介して、ホルダを制御棒案内ブロックのNS挿入孔に装荷した。炉心とメンテナンスピット間の制御棒案内ブロックの移動は、燃料交換機を用いて行った。提案した取り扱い手順で、NSはHTTRの炉心に安全かつ確実に装荷でき、HTTRのNSに対する取り扱い技術を確立した。

論文

New approach to handle neutron startup sources in a high temperature gas-cooled reactor

竹田 武司; 飛田 勉*; 茂木 春義

Applied Radiation and Isotopes, 51(5), p.551 - 558, 1999/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

高温ガス炉では、中性子源(NS)を容易に取り扱えない。そこで、NSカプラーと駆動ワイヤーを介して臨界試験用$$^{241}$$Am-Be線源に接続する適切な移動容器を新しく考案し、高温工学試験研究炉(HTTR)に据え付けた。移動容器を用いたHTTRでの試験の結果、作業員に対する許容実効線量当量以下でNSを炉心に簡便かつ確実に装荷できた。

論文

HTTR臨界試験の結果

藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 山下 清信; 茂木 春義

UTNL-R-0378, p.5.1 - 5.10, 1999/00

HTTRは1998年7月に燃料装荷を開始し、同年11月に初臨界を達成した。臨界近接では炉心外周部から燃料を装荷し、環状炉心で臨界とした。従来行われてきた1/Mの直線外挿では臨界予測が難しかったため、臨界量も調整した計算により評価した1/Mで測定値をはさみ込むことにより臨界量を予測することができた。臨界試験では、過剰反応度、炉停止余裕、中性子束分布、制御棒反応度価値、熱出力及び動特性パラメータ等の測定を行った。過剰反応度の測定では、制御棒の干渉効果により測定値は実際の値より小さくなる。そのため、解析により補正係数を求め、これを測定値にかけることにより補正を行った。炉停止余裕や中性子束分布測定では、解析値は測定値もよく模擬できていることがわかった。今後、試験結果の検討を進め、解析の高度化を図ることとしたい。

論文

Present status of the High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

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。

論文

Present status of the High Temperature engineering Test Reactor(HTTR)

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950$$^{circ}$$C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。

報告書

HTTR熱利用系炉外技術開発試験用ヘリウムガス供給系の設計

日野 竜太郎; 藤崎 勝夫; 小林 敏明; 会田 秀樹; 太田 幸丸; 大内 義弘; 関田 健司; 羽賀 勝洋; 加藤 道雄; 茂木 春義; et al.

JAERI-Tech 96-037, 45 Pages, 1996/09

JAERI-Tech-96-037.pdf:1.49MB

HTTRという実炉を用いて世界で初めて高温核熱利用系を接続して実証試験を実施するのに先立ち、機器の高性能化、運転・制御及び安全技術の実証、設計・安全評価解析コードの検証のための炉外技術開発試験が不可欠である。そこで、HTTRの最初の熱利用系である水蒸気改質水素製造システムの炉外技術開発試験装置の設計検討を行った。本報告は、試験装置のなかで原子炉システムを模擬して約900$$^{circ}$$Cの高温ヘリウムガスを水蒸気改質システムに供給するヘリウムガス供給系の設計についてまとめたものである。HENDEL全設備を調査してヘリウムガス供給系に再利用可能な機器を評価・整理した。また、新規に製作するヘリウムガス高温加熱器等の熱流動性能及び構造強度の評価を行い、その仕様と構造を定めた。

報告書

大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)の設備概要と運転実績

大内 義弘; 藤崎 勝夫; 小林 敏明; 加藤 道雄; 太田 幸丸; 渡辺 周二; 小林 秀樹*; 茂木 春義

JAERI-Tech 96-030, 244 Pages, 1996/07

JAERI-Tech-96-030.pdf:7.65MB

大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)は、HTTRの炉内構造物及び高温機器に関する性能及び信頼性を実証するための大型試験装置である。主要設備は、M+Aループ(高温ヘリウムガス供給系)、T$$_{1}$$試験部及びT$$_{2}$$試験部であり、1995年2月までの通算運転時間は、M+Aループで22900時間、T$$_{1}$$試験部で19400時間、T$$_{2}$$試験部で16700時間である。実証試験は当初の目的を果し、HTTRの設計、安全審査及び建設に活用された。また、10年以上の運転経験により、大型ガスループの運転技術、ヘリウムガスの取扱技術及び高温機器の保守技術を確立した。本報告書は、HENDELの設備の概要、1982年3月から1995年2月までの運転実績及び保守管理の内容についてまとめたものである。

報告書

HENDELによるHTTR熱利用系炉外実証試験の検討

日野 竜太郎; 鈴木 邦彦; 羽賀 勝洋; 根小屋 真一; 深谷 清; 清水 三郎; 小貫 薫; 高田 昌二; 茂木 春義; 数土 幸夫

JAERI-Review 95-016, 115 Pages, 1995/10

JAERI-Review-95-016.pdf:3.5MB

HTTRの目的の一つは高温核熱利用の有効性を実証することである。HTTRに熱利用系を接続するのに先立ち、熱利用系及び構成機器の性能、熱利用系と原子炉システムとの整合性、安全性能などを検証する必要がある。そこで、HENDELを用いた炉外実証試験を提案し、これまで熱利用系の候補として挙げられてきた水素/メタノール製造システム(水蒸気改質システム)、熱化学法及び高温水蒸気電解法による水素製造システム、ガスタービン発電等について、R&Dの現状、技術的問題点、システムの概要などについて検討を行った。本報告はその検討結果を示すものであり、水蒸気改質システムは他のシステムより容易に設計・製作が可能であるため、HENDELに早期に設置し、炉外実証試験を通して、システム特性の把握、運転制御法の確立等を行うとともに、将来の核熱利用系に対して汎用性のある高温隔離弁、受動的冷却型蒸気発生器などの各種安全機器・技術を検証・高度化することができることを示した。

報告書

Design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 新藤 雅美; 塩沢 周策; 茂木 春義; 大久保 実; 伊藤 昇; 新藤 隆一; et al.

JAERI 1332, 247 Pages, 1994/09

JAERI-1332.pdf:11.53MB

現在原研は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温における先端的基礎研究の実施を主な目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設を進めている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850$$^{circ}$$C、高温試験運転時950$$^{circ}$$Cであり、燃料・材料の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。本報は、平成2年11月にHTTRの安全審査が終了し、設置許可を受けたことから、主要機器の設計の概要をまとめるとともに、関連するR&D、安全評価等について報告するものである。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)計画の現状

茂木 春義; 田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実

動力・エネルギー技術の最前線 : シンポジウム講演論文集 1994, 0, p.305 - 310, 1994/00

日本原子力研究所は、高温ガス炉技術の基盤の確立と高度化を図るとともに高温工学に関する先端的基礎研究を行う熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}$$Cの高温工学試験研究炉(HTTR)を平成10年の臨界を目指し建設中である。本報は、HTTR建設の経緯、高温ガス炉の特徴、HTTRの概要及び建設の現状を日本機械学会が主催する「第4回動力エネルギー技術シンポジウム 動力エネルギー技術の最前線94」に発表するため、まとめたものである。

論文

高温工学試験研究炉燃料取扱設備の概要

茂木 春義; 井上 辰己*; 畠中 秀雄*

FAPIG, 0(116), p.18 - 23, 1987/00

高温工学試験研究炉の燃料取扱設備は燃料交換設備、使用済燃料設備及び新燃料設備等で構成する。これらの設備設計は、1)放射線防護上適切な遮蔽機能を有すること、2)想定されるいかなる状態に対しても未臨界性を維持できること、3)燃料の崩壊熱除去能力を充分に有すること等を安全設計上の基本方針として進めている。高温ガス炉の燃料交換は軽水炉の様な圧力容器開放状態での水中操作とは異なり、使用済燃料は常にヘリウムガス中で取り扱う設計としているが、これはガス炉の特徴といえる。現在は、これまでの成果を基に燃料取り扱いの操作性、燃料交換時間の短縮化、最適な燃料貯蔵方法及び全体システムとしての整合性等について設計の詳細化を進めるとともに、各種照射試料の装荷取り出し設備に関しても共用化を含む検討を行っている。本報では、これまでに実施してきた高温工学試験研究炉の燃料取扱設備の概要について紹介する。

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