検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 23 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Study on plutonium burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Introduction scenario, reactor safety and fabrication tests of the 3S-TRISO fuel

植田 祥平; 水田 直紀; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; 本田 真樹*; 齋木 洋平*; 高橋 昌史*; 大平 幸一*; 中野 正明*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 357, p.110419_1 - 110419_10, 2020/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:39.48(Nuclear Science & Technology)

固有の安全性に優れ高効率なプルトニウムの利用が可能なプルトニウム燃焼高温ガス炉が提案されている。プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。本論文では、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性および3S-TRISO燃料の研究開発について報告する。

論文

Conceptual study of a plutonium burner high temperature gas-cooled reactor with high nuclear proliferation resistance

後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09

高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。

論文

HTGR燃料ブロック冷却流路の流動特性の研究

辻 延昌*; 大橋 一孝*; 田澤 勇次郎*; 橘 幸男; 大橋 弘史; 高松 邦吉

FAPIG, (190), p.20 - 24, 2015/07

強制冷却喪失事故時、高温ガス炉の崩壊熱は輻射、熱伝導および自然対流で除去される。そのため、受動的な除熱量を評価し高温ガス炉の固有の安全性を確認することは重要である。本論文では、汎用熱流動解析コードを用いて、通常運転時の強制対流および強制冷却喪失事故時の自然対流を解析した。その際、燃料温度は自然対流に大きく影響されるため、炉心領域の自然対流を精度良く評価することが重要である。また、マルチホール型燃料とピンインブロック型燃料の熱流動特性についても比較を行った。

論文

Study of the applicability of CFD calculation for HTTR reactor

辻 延昌*; 中野 正明*; 高田 英治*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 稲葉 良知; 橘 幸男

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/10

固有の安全性を高めた高温ガス炉では、炉心の崩壊熱を動的機器に頼ることなく、熱伝導,ふく射及び自然対流により除熱する受動的冷却システムとして、原子炉圧力容器を外表面から冷却する炉容器冷却系(RCCS)が採用される。また、炉心高性能化として冷却材温度を高温化した場合、原子炉圧力容器の信頼性の高い温度評価が要求される。本研究では、温度評価手法の高度化を目的に、高温工学試験研究炉(HTTR)炉心を模擬してCFD解析ツールを用いた熱流動解析を行い、その適用性を評価した。原子炉内部から炉容器冷却系までを3次元30度セクターモデル化し、定常解析及び冷却材循環停止時の過渡解析を実施した。定常解析結果から、炉内構造物の温度計算値と実測値との比較を行い、固定反射体ブロック温度が実測値とおおむね一致することを確認した。また、過渡解析結果から、冷却材循環停止後の炉内自然循環挙動と圧力容器温度の変化を明らかにした。これにより、実機規模での温度評価手法として3次元熱流動解析が十分適用可能であることを示すことができた。

論文

Core design and safety analyses of 600 MWt, 950$$^{circ}$$C high temperature gas-cooled reactor

中野 正明*; 高田 英治*; 辻 延昌*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 橘 幸男

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10

安全性を高めた実用高温ガス炉として、熱出力600MW、原子炉冷却材出口温度950$$^{circ}$$Cのマルチホール型燃料を使用したブロック型炉心の概念設計を進めている。炉停止後の崩壊熱除去は、受動的システムである自然循環による炉容器冷却系(RCCS)のみで、仮に全電源喪失を仮定した場合でも対応可能な設計としている。本研究では、炉心の基本仕様を満たす核熱設計を行った後、代表的な事故事象を想定して安全解析を実施した。1次系の減圧事故を想定した原子炉冷却挙動解析の結果、RCCSのみで燃料及び原子炉圧力容器温度が安全評価上の判断基準を下回ることを示した。また、実用炉として考慮すべきプラント保守性に関して、通常運転中の燃料からの核分裂生成物放出量を評価して、タービン等の1次冷却系機器のメンテナンス性に問題ないことを確認した。このことより、受動的システムを採用した高温ガス炉は、その固有の安全特性により高度な安全性を確保できることが示された。

報告書

高温ガス炉水素製造システムにおける安全評価方針について

大橋 一孝*; 西原 哲夫; 田澤 勇次郎; 橘 幸男; 國富 一彦

JAEA-Technology 2008-093, 56 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2008-093.pdf:2.31MB

日本原子力研究開発機構で開発を進めているHTTR-ISシステムやGTHTR300Cに代表される高温ガス炉水素製造システムは、原子炉に化学プラントを結合するという世界的にも前例のないものであるため、その安全設計上のロジックや安全規制の枠組みについて、新たに構築を図っていく必要がある。そこで、高温ガス炉水素製造システムの安全評価において考慮すべき現象や事故解析の対象とすべき評価事象について検討を行い、さらに、その結果に基づき、爆発事故と毒性ガス漏えい事故に対する新たな判断基準を設定するための検討を実施した。特に、爆発事故については、建屋の健全性を判断する基準を具体的に定め、試計算を実施することにより、その適用性を確認した。また、水素製造設備の非「原子炉施設」化のためには、水素製造設備で発生する異常事象は外部事象として扱う必要が生じるが、その際の評価の基本方針についても明らかにした。

論文

A Study of air ingress and its prevention in HTGR

Yan, X.; 武田 哲明; 西原 哲夫; 大橋 一孝; 國富 一彦; 辻 延昌*

Nuclear Technology, 163(3), p.401 - 415, 2008/09

 被引用回数:10 パーセンタイル:39.71(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉においては、1次系冷却材配管が破断することによる冷却材喪失事故(減圧事故)においても炉心燃料が制限温度を超えて破損しないように炉容器室冷却系等の設計が行われるが、減圧事故においては崩壊熱による原子炉内の自然循環が発生して空気が持続的に炉心に供給され炉心燃料ブロックが酸化し炉心を崩壊する現象も同時に防止しなければならない。高温ガス炉の設計においては、この減圧事故時の空気侵入を防止する機構(SCAD: Sustained Counter Air Diffusion)が提案されている。高温ガス炉のブロック型炉心を有する圧力容器内に低温の冷却ガス流路構造及び断熱構造を付加し、スタンドパイプを圧力容器内に内蔵することを可能とすることにより、異常事故発生時における制御棒飛び出し、放射性物質の放出及び炉心酸化の発生を防ぐことを可能とする原子炉圧力容器の構造が提案されている。

報告書

Examination on small-sized cogeneration HTGR for developing countries

坂場 成昭; 橘 幸男; 島川 聡司; 大橋 弘史; 佐藤 博之; Yan, X.; 村上 知行; 大橋 一孝; 中川 繁昭; 後藤 実; et al.

JAEA-Technology 2008-019, 57 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-019.pdf:8.59MB

安全性に優れ、発電のみならず水素製造,地域暖房等に利用できる小型コジェネレーション高温ガス炉は、送電網等のインフラが整備されていない発展途上国に最適な原子炉の一つと考えられている。そこで、発展途上国で建設することを想定した小型コジェネレーション高温ガス炉HTR50Cについて検討した。HTR50Cプラントの仕様,機器構成等を決定し、経済性評価を行った結果、小型軽水炉と経済的に競合できることがわかった。

論文

超高温ガス炉(VHTR)の炉心概念設計; マルチホール型燃料の採用による炉心高度化

大橋 一孝; 西原 哲夫; 國富 一彦; 中野 正明*; 田沢 勇次郎*; 岡本 太志*

日本原子力学会和文論文誌, 7(1), p.32 - 43, 2008/03

950$$^{circ}$$Cもしくはそれ以上の高温の原子炉出口温度を目指す、超高温ガス炉(VHTR)の開発に関する関心が世界的に高まっており、GIF(第4世代原子炉システム国際フォーラム)においても、VHTRが候補炉型の一つとして取り上げられている。日本原子力研究開発機構においても、VHTRを用いた電力-水素併産プラントであるGTHTR300Cに関する開発を開始した。GTHTR300Cの研究では、出口温度950$$^{circ}$$CというVHTRの条件において、高温工学試験研究炉(HTTR)で実績のあるピンインブロック型燃料を採用した炉心での基本的な成立性の見通しを得たが、一方で、例えば1次系のメンテナンス時における作業員の被ばく線量低減の観点からの、炉心性能のさらなる向上も求められる結果となった。本論文では、マルチホール型燃料体による出口温度950$$^{circ}$$Cの炉心概念の構築を行い、メンテナンス線量に与える影響の検討を行った結果について報告する。後者については、GTHTR300に関して従来得られていた結果と比較してよりメンテナンス性に優れていることを示す。

報告書

HTTR-IS水素製造システムの概念設計

坂場 成昭; 佐藤 博之; 原 輝夫; 加藤 竜馬; 大橋 一孝; 西原 哲夫; 國富 一彦

JAEA-Research 2007-058, 31 Pages, 2007/08

JAEA-Research-2007-058.pdf:16.44MB

原子炉に接続する水素製造施設は、ほかの水素製造法と比較し、商用段階において経済的に競合できなければならない。そのためには、水素製造施設は一般化学プラントとして原子炉に接続させることが必要不可欠である。そこで、高温ガス炉HTTRに接続する水素製造施設に関する安全論理の構築を目指し、水素製造施設に要求される安全機能及び非「原子炉施設」化について検討した。また、水素製造装置の建設コスト低減による経済性向上のため、HTTRに接続させる熱化学水素製造法ISプロセスを構成するブンゼン反応器及び硫酸分解器について、複数の機能を一体化した構造概念を提案し、機器の合理化及び高性能化について検討した。さらにプロセス条件を緩和させることを可能とするヨウ化水素分解器を提案し、汎用材料及び汎用技術採用の可能性を追求した。また、HTTRの中間熱交換器から供される10MWの熱を用いて1,000Nm$$^{3}$$/h規模の水素製造が可能となるHTTR-ISシステムの基本的成立性を確認した。本報は、高温ガス炉HTTRの核熱を用いて熱化学法ISプロセスにより水素製造を実証するHTTR-ISシステムの概念設計について報告する。

論文

HTTR-IS水素製造システムにおける安全設計の考え方

大橋 一孝; 西原 哲夫; 國富 一彦

日本原子力学会和文論文誌, 6(1), p.46 - 57, 2007/03

日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)では、核熱による水素製造の実用化を目指して、超高温ガス炉(VHTR)原子炉システムとIS法を用いた水素製造システムの研究開発を推進中である。その一環として、原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)へIS試験設備を接続することにより、その技術的成立性を実証する計画である。本論文では、想定される異常事象の選定,各異常の事象推移の検討,原子炉安全の確保の観点からISシステムに要求される安全機能の検討等を行い、HTTR-IS水素製造システムの安全設計にかかわる基本的な考え方の提案を行った。さらに、ISシステムを非「原子炉施設」として区分するための方策についても提案を行った。

論文

電力水素併産型高温ガス炉(GTHTR300C)の安全設計方針

西原 哲夫; 大橋 一孝; 村上 知行; 國富 一彦

日本原子力学会和文論文誌, 5(4), p.325 - 333, 2006/12

日本原子力研究開発機構ではガスタービン発電システムの設計をベースとして、電力水素併産型高温ガス炉システム(GTHTR300C)の設計を行っている。水素経済性を確保し、非原子力産業から参入意欲を得られるようなGTHTR300Cの安全設計方針を検討した。水素製造設備はガスタービン発電システムの上流に設置される中間熱交換器の2次ヘリウム系に接続され、一般産業施設として設計できることを目指す。基本的な原子炉安全は原子炉システムに設置された機器により確保する。2次ヘリウム系の機能である1次ヘリウムの冷却,2次ヘリウム圧力保持及びトリチウムを含む不純物の除去は通常運転を維持するために要求される機能である。これらの機能をガスタービンシステムや原子炉システムにより維持し、水素製造設備には期待しないことで、水素製造設備の運転状態に依存せず発電を継続する方法を提案した。可燃性ガスや毒性ガスの放出といった外部事象に対する防護対策についても検討を行った。

論文

Safety analysis of abnormal reactivity events in the HTTR

中川 繁昭; 沢 和弘; 大橋 一孝*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(6), p.579 - 588, 1993/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.68(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor:HTTR)の安全性を確認するために、HTTRの安全評価で想定される代表的な反応度異常事象の解析を実施した。HTTRは、黒鉛減速ヘリウム冷却の高温ガス炉であり、熱出力は30MW、原子炉入口冷却材温度は950$$^{circ}$$Cである。本報は、HTTRの代表的な反応度異常事象である「未臨界状態からの制御棒の誤引抜き」及び「出力運転中の制御棒の誤引抜き」について、燃料最高温度に関してHTTRの安全性が固有の特性により確保されることを示す解析結果をまとめたものである。解析結果によると、反応度添加率により原子炉がスクラムする場合とスクラムしない場合とがあり、燃料温度が最も高くなるのは、原子炉がスクラムする場合とスクラムしない場合の境界の反応度添加率の時であることが判った。また、この時の燃料最高温度は判断基準である1600$$^{circ}$$Cを下回り、反応度異常事象に関するHTTRの安全性が示された。

論文

高温工学試験研究炉の安全評価; 空気侵入事故・水侵入事故時の黒鉛酸化量評価

中村 雅英*; 大橋 一孝*; 伊与久 達夫

FAPIG, 0(129), p.13 - 21, 1991/11

HTTRは炉心出口冷却材温度が定格時850$$^{circ}$$C、高温試験運転時950$$^{circ}$$Cと高いため、炉内には耐熱性に優れた多量の黒鉛材料を使用している。高温の黒鉛は空気あるいは水蒸気と反応するため、1次冷却系内へ空気あるいは水が侵入する事故が発生した場合、炉内の黒鉛構造物が酸化されて原子炉の安全性が損なわれないことを確認する必要がある。本報は、黒鉛酸化解析手法の概要とHTTRの空気侵入事故及び水侵入事故における黒鉛酸化量評価例を紹介する。

論文

高温工学試験研究炉の安全解析・評価

岡本 太志*; 大橋 一孝*; 松木 靖夫*; 田部 裕*; 沢 和弘; 中川 繁昭; 國富 一彦

FAPIG, 0(127), p.11 - 19, 1991/03

高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor)は、現在日本原子力研究所で建設を進めている熱出力30MWの黒鉛減速ヘリウムガス冷却炉であり、高温ガス炉技術の高度化及び高温に関する先端的研究を実施するための試験研究炉である。高温工学試験研究炉は、平成元年2月に設置許可申請を行い、平成2年11月に設置許可を取得した。本報では、高温工学試験研究炉の安全評価について、評価すべき事象の選定の考え方及び解析評価例について紹介する。

論文

Safety analysis of reactivity abnormal events in the HTTR

中川 繁昭; 沢 和弘; 大橋 一孝*

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.299 - 304, 1991/00

HTTR(高温工学試験研究炉)の反応度異常事象に関する安全解析を実施した。本報では、2つの代表事象である「未臨界状態からの制御棒の誤引抜き」及び「出力運転中の制御棒の誤引抜き」の解析結果について報告する。解析は、制御棒の引抜き速度及び反応度添加率についてパラメータサーベイを実施した。解析の結果、燃料温度に関して最も厳しいケースについて「未臨界状態からの制御棒の誤引抜き」の場合初期値200$$^{circ}$$Cから965$$^{circ}$$Cまでの上昇、「出力運転中の制御棒の誤引抜き」の場合初期値1495$$^{circ}$$Cから1555$$^{circ}$$Cまでの上昇にとどまり、判断基準である1600$$^{circ}$$Cを下回ることを確認した。

報告書

高温ガス炉の炉心動特性解析コード"BLOOST-J2"

中川 繁昭; 三竹 晋*; 大橋 一孝*; 平野 光将

JAERI-M 89-013, 44 Pages, 1989/02

JAERI-M-89-013.pdf:0.96MB

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心特性動特性解析コードBLOOST-J2の概要についてまとめたものである。本コードでは、核動特性計算は1点近似動特性方程式を解いており、伝熱計算は2次元非定常熱伝導方程式を解いている。

論文

高温ガス炉プラント動特性解析コードの開発

大橋 一孝*; 三竹 晋; 鈴木 勝男; 田沢 勇次郎*

FAPIG, (116), p.11 - 17, 1987/07

原子力プラントの設計のなかでも、プラント安全解析、制御特性解析、熱過度解析等の設計分野において、プラント動特性解析の果たす役割は大きい。著者らは、1983年に高温工学試験研究炉用のプラント動特性解析コードVESPERを開発し、本炉の設計に活用するとともに、合理化設計等に応じるためのコード改良・整備を進めてきた。本稿では、このVESPERコードの内容を紹介するとともに、プラント安全解析と制御特性解析の解析例を示す。

口頭

超高温ガス炉(VHTR)の概念設計,3; 金属FP放出量評価

田沢 勇次郎*; 岡本 太志*; 大橋 一孝; 國富 一彦

no journal, , 

実用超高温ガス炉(VHTR)で検討している2つの燃料体形式(ピンインブロック型燃料体, マルチホール型燃料体)について、原子炉運転中に1次冷却材中へ漏洩するFP放出量評価を実施した。この結果、マルチホール型燃料体の方が放出量は少なく、1次系機器メンテナンス等の面で有利であることを確認した。

口頭

開発途上国向け小型高温ガス炉の概念設計,1; 全体概要

橘 幸男; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 鈴木 哲*; 大橋 一孝*; 森 雄一郎*; 降旗 昇*

no journal, , 

原子力機構は、開発途上国(新興国を含む)への2020年代以降の展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気、及び地域暖房への低温蒸気供給を目的とし、将来的には水素製造も視野に入れた熱出力50MWtの小型高温ガス炉(HTR50S)の概念設計を実施している。設計の基本思想は、HTTRをベースに、極力、研究開発要素を排除した設計としながらも、HTTRの試験・運転で得られた知見及びGTHTR300設計の成果を活用することで、商用化に向けた性能向上、コスト低減を図りながら高い先進性を持つ原子炉とすることである。これをもとに、基本仕様を定めるとともに、高出力密度化、燃料の濃縮度数の低減、高燃焼度化、原子炉圧力容器と熱交換器のサイド・バイ・サイド配置等の新たな技術実証の目標を定めた。さらに、蒸気タービン発電と地域熱供給のコジェネレーション等の系統構成を定め、安全設計方針の検討、炉心核熱設計、燃料設計、主要な機器・構造物の構造概念設計、配置概念の検討、安全評価等を実施している。本発表では、小型高温ガス炉の概念設計の全体概要について、基本仕様、系統構成、HTTRからの改良点等について報告する。

23 件中 1件目~20件目を表示