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論文

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950$$^{circ}$$Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

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:10.7(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

高温工学試験研究炉(HTTR)の高温連続運転

高松 邦吉; 沢 和弘; 國富 一彦; 日野 竜太郎; 小川 益郎; 小森 芳廣; 中澤 利雄*; 伊与久 達夫; 藤本 望; 西原 哲夫; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.290 - 300, 2011/12

高温工学試験研究炉(HTTR)において平成22年1月から3月にかけて50日間の高温(950$$^{circ}$$C)連続運転を実施し、水素製造に必要な高温の熱を長期にわたり安定供給できることを世界で初めて示した。本運転の成功により、高温ガス炉の技術基盤を確立するとともに、低炭素社会に向けて温室効果ガスを排出しない革新的な熱化学水素製造等の熱源として原子力エネルギーを利用できることを世界で初めて実証した。

論文

Long-term high-temperature operation in the HTTR, 2; Core physics

後藤 実; 藤本 望; 島川 聡司; 橘 幸男; 西原 哲夫; 伊与久 達夫

Proceedings of 5th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

ブロック型高温ガス炉では、反応度制御を制御棒と可燃性毒物(BP)で行うが、運転時に制御棒を炉心深く挿入した場合、軸方向の出力分布が大きく歪み、その結果、燃料温度が制限値を超えるため、制御棒の炉心への挿入深さは燃焼期間を通して浅く保つ必要がある。そのため、運転時に制御棒により制御可能な反応度は小さく、反応度制御は燃焼期間を通しておもにBPで行う。ブロック型高温ガス炉については、反応度制御におけるBPの有効性は、これまで確認されていなかった。高温工学試験研究炉(HTTR)は世界で唯一稼働中のブロック型高温ガス炉で、2010年に高温運転モードによる50日間の高温連続運転に成功するとともに、その燃焼度は約370EFPDに到達し、これにより燃焼データを用いたHTTRの反応度制御におけるBPの有効性の確認が可能となった。そこで、制御棒の炉心への挿入深さの燃焼に伴う変化を調べ、HTTRの反応度制御におけるBPの有効性を確認した。また、制御棒の挿入深さの燃焼変化について、計算値と測定値を比較し、HTTRの炉心燃焼計算手法の妥当性を確認した。

論文

Long-term high-temperature operation in the HTTR, 1; Outline and main test results

篠原 正憲; 栃尾 大輔; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 篠崎 正幸; 西原 哲夫; 伊与久 達夫

Proceedings of 5th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2010) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/10

HTTRは、日本原子力研究開発機構(JAEA)大洗研究開発センターに建設された日本初の高温ガス炉であり、主な目的は、高温ガス炉の技術基盤の確立と熱化学水素製造システムへの熱源供給を実証することである。定格(熱出力30MW,出口冷却材温度850$$^{circ}$$C)30日連続運転及び高温(熱出力30MW,出口冷却材温度950$$^{circ}$$C)50日連続運転を実施し、高温ガス炉の特性データを得るとともに、(1)HTTRの被覆粒子燃料は、世界最高水準の核分裂生成物の閉じ込め能力を有していること。(2)炉内構造物は、設計で想定した温度を満足し、構造健全性が維持されていること。(3)中間熱交換は、長期間安定した高温の2次ヘリウムガスを供給できることを実証した。これらの成果により、HTTRが熱化学水素製造システムの熱源として利用できることを示した。

論文

Structural simulation and modeling for assembly in real space

中島 憲宏; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 山田 知典; 武宮 博; 伊与久 達夫

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2010/10

FIESTA(組立構造物のための有限要素構造解析)は、仮想実験施設であり、大規模なシミュレーション(デジタル空間に現実世界をもたらすためのシミュレーション)である。現実世界の原子力発電施設のような巨大で複雑な構造物をシミュレーションするためには、方法論の確立とデジタル空間で再現する技術が必要である。FIESTAは、デジタル空間に再現するための方法論として組立構造解析を提案した。組立構造物のための構造解析の最初の試みは、設備の部品を集積することで、構造物全体を有限要素解析する。組立構造物の解析には多大な計算が必要となるため、並列分散コンピューティング環境を活用した。JAEAの実験炉をモデル化して数値実験した結果を示し、組立構造物のシミュレーションを検証した。

論文

Interpolation and Extrapolation method to analyze irradiation-induced dimensional change data of graphite for design of core components in Very High Temperature Reactor (VHTR)

柴田 大受; 國本 英治*; 衛藤 基邦*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 奥 達雄*; 丸山 忠司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(7), p.591 - 598, 2010/07

 被引用回数:9 パーセンタイル:56.9(Nuclear Science & Technology)

超高温ガス炉(VHTR)の炉内には、黒鉛構造物が用いられる。著者らは、HTGRやVHTRの黒鉛構造物についての技術的検討を行い、日本原子力学会「高温ガス炉黒鉛構造物規格化のための調査検討」特別専門委員会での議論を経て、黒鉛構造物の規格原案として取りまとめた。その中で、黒鉛構造物の設計に用いるIG-110黒鉛の寸法変化を含む照射特性変化に関して、H-451黒鉛,ATR-2E黒鉛の照射データを活用し、高速中性子照射量6$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$0.1MeV)までの範囲で、IG-110黒鉛の既存の照射データの内外挿により評価曲線を導出することに成功した。本研究では、照射寸法変化データの2次式の内外挿方法の有効性について、3次式との比較検討を行った。その結果、現時点で利用可能なIG-110黒鉛については、提案した2次式による内外挿方法が妥当であることを明らかにした。

論文

高温ガス炉(HTTR)が50日間の高温連続運転を達成

高田 昌二; 西原 哲夫; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 小森 芳廣

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 52(7), P. 387, 2010/07

原子力機構の高温工学試験研究炉(HTTR:定格出力約30MW、原子炉冷却材温度最高950$$^{circ}$$C)において、世界で初めて50日間高温連続運転に成功した。高温連続運転は、2010年1月22日から開始され、3月13日に目標とする連続50日間に到達した。本運転の達成により、高温ガス炉の技術基盤の確立に資する原子炉の核・熱特性,冷却材(ヘリウム)管理,高温機器の性能,炉内構造物の健全性等に関する多くのデータを取得した。また、高温ガス炉は、温室効果ガスを排出しない革新的な熱化学水素製造等の熱源として期待されるが、本運転の達成により長期間安定して高温のガスを供給できることを世界で初めて実証した。今後、原子力機構では、原子力による水素製造の実現に向けて、HTTRを用いた高温ガス炉の利用性、安全上の限界性能等を確認するための試験を行う予定である。

報告書

Test plan using the HTTR for commercialization of GTHTR300C

橘 幸男; 西原 哲夫; 坂場 成昭; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 角田 淳弥; 柴田 大受; et al.

JAEA-Technology 2009-063, 155 Pages, 2010/02

JAEA-Technology-2009-063.pdf:17.27MB

高温ガス炉実用化のために必要となるHTTRを用いた試験計画を立案した。HTTRを用いる試験項目は、燃料性能,核分裂生成物挙動,炉物理,伝熱流動,原子炉運転及びメンテナンスなどであり、これらについて検討し、試験項目を細分化した。HTTRを用いた試験により得られた結果は、原子力機構が設計して世界の代表的な商用超高温ガス炉と認められているGTHTR300Cの実用化に用いることができる。

報告書

Draft of standard for graphite core components in High Temperature Gas-cooled Reactor

柴田 大受; 衛藤 基邦*; 國本 英治*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 奥 達雄*; 丸山 忠司*

JAEA-Research 2009-042, 119 Pages, 2010/01

JAEA-Research-2009-042.pdf:26.28MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛構造物の設計にあたっては日本原子力研究開発機構で独自に定めた黒鉛構造設計方針等が適用されたが、実用高温ガス炉のための標準化した規格体系は整備されていない。そこで著者らは、黒鉛構造物の規格化のために必要な技術的課題を検討し、資料として取りまとめた。その内容は日本原子力学会「高温ガス炉黒鉛構造物規格化のための調査検討」特別専門委員会において議論され、高温ガス炉黒鉛構造物規格原案として取りまとめられた。本規格原案は、黒鉛構造物の安全機能と交換性の観点から、黒鉛構造物を3種類のクラス(クラスA, B及びC)とし、それぞれのクラスの構造物について、設計規格,材料・製品規格,供用期間中検査・維持基準について定めた世界で初めて高温ガス炉黒鉛構造物の規格の考え方を提示したものである。

論文

Development of an evaluation model for the thermal annealing effect on thermal conductivity of IG-110 graphite for high-temperature gas-cooled reactors

角田 淳弥; 柴田 大受; 中川 繁昭; 伊与久 達夫; 沢 和弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(7), p.690 - 698, 2009/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:53.11(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉(HTGR)で使用される黒鉛構造物の熱伝導率は運転中の中性子照射によって減少するが、照射された黒鉛が照射温度以上に加熱されるとアニーリング効果によって回復することが期待できる。本研究では、超高温ガス炉(VHTR)で使用されるIG-110黒鉛について、熱伝導率に関するアニーリング効果の定量化及びその手法を開発することを目的として、IG-110黒鉛の熱伝導率を系統的に測定しアニーリング効果の定量化を行った。また、IG-110黒鉛の熱伝導率をアニーリング効果を考慮した修正熱抵抗モデルを用いて計算した。その結果、IG-110黒鉛の熱伝導率は最高で未照射材の80%まで回復することを確認し、IG-110黒鉛のアニーリング効果を実験結果に基づくアニーリング効果評価モデルを用いて定量化した。また、修正熱抵抗モデルを用いて計算したIG-110黒鉛の熱伝導率は照射温度以上で測定結果とよく一致し、IG-110黒鉛の熱伝導率が修正熱抵抗モデルを用いて予測できることを示した。

報告書

高温ガス炉黒鉛構造物の設計用照射データの内外挿法による拡張; IG-110黒鉛構造物の設計用照射データの評価

國本 英治; 柴田 大受; 島崎 洋祐; 衛藤 基邦*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 丸山 忠司*; 奥 達雄*

JAEA-Research 2009-008, 28 Pages, 2009/06

JAEA-Research-2009-008.pdf:4.6MB

第4世代原子力システムの有力な候補の一つとして、超高温ガス炉(VHTR)が世界的に注目され研究開発が進められている。我が国では、日本原子力研究開発機構の試験研究炉である高温工学試験研究炉(HTTR)が運転中であり、高温ガス炉の実用化に向けた研究開発が進められている。高温ガス炉の炉内には黒鉛構造物が使用されるが、実用炉における使用条件はHTTRに比べてはるかに厳しいため、十分な照射データベースが整備されていない場合には照射データの拡充が必要である。一方、既存の照射データを活用し、合理的な内外挿方法を用いれば必要なデータベースを確保することができる。本報告書はHTTRで実績があり、VHTR用の主要銘柄であるIG-110黒鉛を対象に、寸法,熱伝導率,縦弾性係数,強度,熱膨張係数の照射効果と定常照射クリープ係数について、合理的な内外挿方法を示したものである。内外挿にあたっては、他銘柄の黒鉛の照射データを活用し、汎用的な方法を導出した。その結果、世界に先駆けてIG-110黒鉛の照射特性をVHTRの使用条件まで拡張することができ、設計に必要な図表を得ることができた。

論文

HTTR第2次燃料体組立の作業実績

富本 浩; 梅田 政幸; 西原 哲夫; 伊与久 達夫

UTNL-R-0471, p.11_1 - 11_9, 2009/03

高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年に初装荷燃料を装荷し、初臨界を達成してから、10年が過ぎ、現在も初装荷燃料にて運転を継続中である。HTTRの炉心は、U濃縮度が異なる12種類の燃料体を半径方向及び軸方向に分布させて構成している。組立てる燃料棒の総本数が4770本と数が多いため、燃料棒の取り違い等の誤装荷防止について設計上、考慮されているが、さらに確実な取扱いができるようにあらかじめ作業上の誤装荷対策を検討した。作業は、2008年6月から燃料棒を原子炉建家内に受入れ、組立を開始し、新燃料貯蔵ラックに貯蔵した後、使用前検査を受検し9月に作業を完了した。その後11月に使用前検査合格証を受けた。本報告は第2次燃料体の組立,貯蔵作業における燃料取扱いについてまとめたものである。

論文

Non-destructive evaluation methods for degradation of IG-110 and IG-430 graphite

柴田 大受; 角田 淳弥; 多田 竜也; 塙 悟史; 沢 和弘; 伊与久 達夫

Journal of Nuclear Materials, 381(1-2), p.165 - 170, 2008/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:68.01(Materials Science, Multidisciplinary)

炉内黒鉛構造物の長寿命化は超高温ガス炉(VHTR)のための重要な技術であり、高温での中性子照射により生じる残留応力が寿命を決める因子となっている。また、通常運転時では黒鉛の酸化の影響は少ないと考えられるが、寿命期間の長期においては確認する必要がある。本研究ではこれらの損傷を非破壊的に評価するため、微小硬度計の圧子の押込み特性と超音波伝播特性の適用性を検討した。実験にはVHTRの候補銘柄であるIG-110とIG-430を使用し、以下の結果を得た。(1)圧縮ひずみを与えた状態では圧子の押込み特性が変化することから、押込み特性から残留応力を測定できる見込みを得た。(2)黒鉛の均一酸化状態における1MHzの音速の変化は、超音波と気孔との相互作用モデルにより評価することが可能である。(3)IG-110黒鉛の酸化による強度低下の傾向は均一酸化モデルで評価することができ、今後非均一状態への展開が重要である。

論文

Effects of ion irradiation on the hardness properties of graphites and C/C composites by indentation tests

奥 達雄*; 車田 亮*; 今村 好男*; 石原 正博

Journal of Nuclear Materials, 381(1-2), p.92 - 97, 2008/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:47.84(Materials Science, Multidisciplinary)

4種類の黒鉛材料及び2種類の炭素繊維強化炭素複合材料に対して、175MeVのアルゴンイオンを照射した。照射後、微小硬さ試験により押込み荷重-押込み深さ特性を調べ、微小硬さ,強度及びヤング率と密接に関連するとされるBパラメータ及びDパラメータの照射効果を検討した。その結果、微小硬さ及びパラメータB, Dともにアルゴンイオン照射に伴い増加し、これら微小硬さ特性がdpaの関数として表せること、さらに既存の中性子照射によるデータも含めてdpaの関数として照射効果が表現できることがわかった。

論文

Present status of HTTR and its test experience

伊与久 達夫; 野尻 直喜; 藤本 望; 篠原 正憲; 太田 幸丸; 橘 幸男

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

高温ガス炉は発電のみならず水素製造などに利用できることから、世界的に注目されている。原子力機構は、我が国初の高温ガス炉であるHTTR(高温工学試験研究炉)を大洗サイトに建設した。HTTRは2004年4月19日に原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成した。これは原子炉圧力容器外に取り出した冷却材温度として世界最高である。HTTRにおいては、出力上昇試験,長期間の高温連続運転試験,高温ガス炉固有の安全性を確認するための安全性実証試験等を計画し、実施してきている。本報は、今までHTTRで実施した試験の内容を述べるとともに、今後計画している試験内容を紹介する。

論文

Design study on a small-sized co-generation HTGR in JAEA

橘 幸男; 伊与久 達夫; 佐藤 博之; 國富 一彦; 小川 益郎

Proceedings of International Scientific-Practical Conference Nuclear Power Engineering in Kazakhstan, 10 Pages, 2008/06

日本原子力研究開発機構は、我が国初の高温ガス炉であるHTTRの設計,建設及び運転経験に基づき、小型コジェネレーション高温ガス炉であるHTR50Cの設計を行っている。HTR50Cは、発電のみならず、水素製造,地域暖房等に利用でき、送電線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である。HTR50Cプラントの仕様,構成機器等を決定し、経済性評価を実施した。

報告書

高温ガス炉セラミック製炉内構造物の構造設計手法検討(受託研究)

角田 淳弥; 柴田 大受; 中川 繁昭; 伊与久 達夫; 沢 和弘

JAEA-Research 2008-036, 33 Pages, 2008/03

JAEA-Research-2008-036.pdf:3.9MB

高温ガス炉の性能及び安全性を向上させる手段として、金属に替わるより高温で使用できる耐熱性材料の炉内構造物への使用が望まれている。高温に耐え得る材料としては、炭素繊維強化型炭素複合材料(C/Cコンポジット)及び超塑性ジルコニアが有望な材料である。これらの新しい材料を原子炉の炉内構造物として使用するには、構造物の環境や荷重条件に対する健全性を確保する構造設計手法を確立することが必要である。そこで本報告では、VHTRの炉内構造物として特に期待されているC/Cコンポジットに着目し、C/Cコンポジットを適用する際の構造設計手法の検討を行うとともに、代表的な構造物への応用にあたり基礎的な成立性を検討した。その結果、C/Cコンポジットの強度評価において競合リスク理論を用いた評価が有用であり、C/Cコンポジットを炉内構造物として適用できる見通しを得た。

報告書

高温ガス炉黒鉛構造物の熱伝導率に関するアニーリング効果の設計式検討(受託研究)

角田 淳弥; 柴田 大受; 中川 繁昭; 伊与久 達夫; 沢 和弘

JAEA-Research 2008-007, 30 Pages, 2008/03

JAEA-Research-2008-007.pdf:1.34MB

高温ガス炉の炉内構造物に用いられる黒鉛材料は、運転中の中性子照射により熱伝導率が大きく低下するが、減圧事故等の事故時に照射温度以上の高温に加熱されるとアニーリング効果によって熱伝導率が回復することが期待できる。このアニーリング効果は、HTTRの燃料最高温度評価では解析の保守性の観点から考慮していないが、定量的な考慮ができれば、事故時の炉心温度挙動が合理的に高精度に評価できる。本研究は、高温ガス炉の事故時温度評価の高度化のため、中性子照射済試料を用いた試験結果からアニーリング効果を定量的に評価し、高温ガス炉に用いられる熱伝導率の設計式を提案するものである。

論文

Present status of HTTR and its operational experience

伊与久 達夫; 野尻 直喜; 栃尾 大輔; 水島 俊彦; 橘 幸男; 藤本 望

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

高温ガス炉は高温のヘリウムガスを供給できる可能性を持ちまたその固有の安全性から魅力的な炉型として注目されている。そこで、高温工学試験研究炉(HTTR)がJAEAの大洗研究開発センターに建設された。HTTRは定格出力30MWと原子炉出口温度850$$^{circ}$$Cを2001年12月7日に達成した。その後数サイクルの運転を経て、2004年4月14日に原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cを達成した。これは原子炉圧力容器外の温度としては世界最高である。HTTRではさらなる試験が計画されており、また核熱を利用した水素製造施設といった熱利用系を接続することも計画されている。

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