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篠原 正憲; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 芳賀 広行; 佐々木 新治; 勝山 幸三; 高田 清志*; 東村 圭祐*; 藤井 淳一*; 鵜飼 隆由*; et al.
JAEA-Technology 2012-032, 29 Pages, 2012/11
2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの寿命を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、動作不能箇所の特定及び破損原因を調査するため、製作メーカにてWRM模擬試験体を製作し、組立に起因する強度低下及び熱サイクルによる強度低下試験並びに照射燃料集合体試験施設(FMF)にてWRMの破壊試験を実施した。本報告書は、WRMの動作不能の原因調査及び破壊試験結果をまとめたものである。
篠原 正憲; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 高田 昌二; 石見 明洋; 勝山 幸三
JAEA-Technology 2012-026, 21 Pages, 2012/08
2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの使用期間を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、事象発生部位の特定及び破損原因を調査するため、製作メーカにてWRM模擬試験体を製作し、短絡状態を模擬した特性インピーダンス波形測定並びに照射燃料集合体試験施設(FMF)にて高エネルギーX線CT検査装置を用いた照射後試験(PIE)を実施した。本報告書は、WRMの動作不能の原因調査及びPIE結果をまとめたものである。
篠原 正憲; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 高田 昌二; 吉田 直昭; 磯崎 涼佑; 勝山 幸三
JAEA-Technology 2012-025, 31 Pages, 2012/08
2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの寿命を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、事象発生部位の特定及び破損原因を調査するため、照射燃料集合体試験施設(FMF)にてX線CT装置を用いた照射後試験を計画した。本報告書は、WRM動作不能の原因調査、当該WRMのFMFへの輸送方法の検討及び輸送作業の結果をまとめたものである。
近藤 誠; 飯垣 和彦; 茂木 利広; 江森 恒一
JAEA-Testing 2009-002, 50 Pages, 2009/08
HTTR(High Temperature engineering Test Reactor: 高温工学試験研究炉)は、第三紀層より上層の第四紀層に立地した研究用原子炉施設である。建設当時の1992年、国の指針により発電用原子炉施設は、原則、第三紀層の岩盤に支持させることとしており、現在、立地地盤の拡大目的とした発電用原子炉施設の第四紀層立地の検討が行われている。そのような背景から、HTTRでは地震観測システムを設置し、地震発生時の地中・建家における地震加速度の測定を行い、耐震安全評価,研究を行ってきた。本報告書は、HTTRに設置した地震観測システムの仕様等をまとめるとともに、定期的に行っている地震観測システムの点検内容,点検結果等を述べ、HTTR地震観測システムの保守管理についてまとめたものである。
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
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1000C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。
栃尾 大輔; 渡辺 周二; 茂木 利広; 河野 修一; 亀山 恭彦; 関田 健司; 川崎 幸三
JAEA-Technology 2007-014, 62 Pages, 2007/03
高温工学試験研究炉(HTTR)では、2000年4月より出力上昇試験を開始した。2001年12月にHTTRの最大熱出力である原子炉熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度850Cを達成した。その後、2004年4月の最後の出力上昇試験において最大熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950
Cを達成した。使用前検査合格証取得後は、高温ガス炉固有の安全性を実証する安全性実証試験を行っている。本報では、出力上昇試験から6年間の運転経験についてまとめている。これらについては、(1)新型のガス冷却炉設計に関連する運転経験,(2)性能向上のための運転経験,(3)系統や機器の故障等に関する運転経験、の3つに分類してまとめた。
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
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%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。
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
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850C/395
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。
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
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。
篠原 正憲; 齋藤 賢司; 茂木 利広; 高田 昌二; 勝山 幸三
no journal, ,
高温ガス炉の保安機器である広領域中性子検出器(WRM)を健全に運用管理する手法について、高温工学試験研究炉(HTTR)で運用中に動作不良が生じたWRMを用い、WRMを炉内に設置した状態で電気的検査により検出器内部の損傷発生を検知する手法の検証である。
七種 明雄; 猪井 宏幸; 野尻 直喜; 清水 厚志; 水田 直紀; 茂木 利広; 古澤 孝之; 齋藤 賢司; 篠崎 正幸
no journal, ,
令和2年6月に設置変更許可を取得したHTTRの新規制基準に係る適合性審査について、その概要を報告する。