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小貫 薫; 塩沢 周策
水素エネルギー技術の展開, p.40 - 50, 2010/12
水素エネルギー技術を総覧する一般向け解説書において、高温ガス炉の核熱を用いて水を分解し水素を製造する熱化学水素製造法ISプロセスに関して、熱化学法の原理及びISプロセスの反応構成について概説し、毎時30リッター規模の連続水素製造実証,ヨウ化水素工程の熱物質収支効率化、並びに、耐食性装置材料及び機器に関する研究開発の概要を紹介した。
後藤 実; 塩沢 周策; 藤本 望; 中川 繁昭; 中尾 安幸*
Nuclear Engineering and Design, 240(10), p.2994 - 2998, 2010/10
被引用回数：1 パーセンタイル：9.99(Nuclear Science & Technology)ブロック型高温ガス炉(HTGR)では、通常運転時の燃料温度を制限値以下に保つために、燃焼期間に渡り炉心への制御棒の挿入深さをできるだけ浅く保って炉心の出力分布の歪みを防ぐ必要がある。そのための方法として、軽水炉(LWR)の場合と同様に可燃性毒物(BP)を用いた反応度制御方法がある。ただし、実炉のデータを用いたHTGRにおけるBPの設計方法の検証は、検証に必要なHTGRの燃焼特性データが未だ取得されていないため、行われていない。ブロック型HTGRである高温工学試験研究炉(HTTR)の燃焼度が燃焼中期に達したことにより、反応度制御におけるBPの効果を示す燃焼特性データの取得が可能となった。そこで、ブロック型高温ガス炉であるHTTRのBPの設計手法を検証するために、その燃焼特性データとして制御棒位置の燃焼に伴う変化に着目し、運転時の制御棒の炉心への挿入深さが設計通りに燃焼期間に渡り浅く保たれているか否かを調べた。その結果、制御棒の挿入深さは設計通りに浅く保たれていることを確認し、HTTRで開発したBPの設計手法の妥当性が検証された。
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：10 パーセンタイル：56.32(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
10
n/m
(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。
竹上 弘彰; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎; 塩沢 周策
Proceedings of 2nd International Topical Meeting on the Safety and Technology of Nuclear Hydrogen Production, Control and Management (2IST-NH
) (CD-ROM), p.95 - 100, 2010/06
将来の水素社会到来による大規模水素需要に対応するため、原子力機構では高温ガス炉を用いたISプロセス熱化学水素製造法の研究開発を行っている。本研究では、重要機器の一つである硫酸分解器に用いる大型のSiC製機器の強度評価法を検討した。異形状の強度比較に有効体積を用い、ばらつきを示すパラメータであるワイブル係数を常圧焼結SiC製機器に最適化することにより、実機評価を不要とするSiC構造体の強度評価法とした。さらに、評価法の検証としてSiC配管モデル試験体を用いた破壊試験を行い、提案した強度評価法を検証した。破壊試験の結果、SiC配管モデルの破壊強度は推定値を満足しており、強度評価法が有効であることを確認した。
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。
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。
松井 一秋*; 塩沢 周策; 小川 益郎; Yan, X.
Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10
黒鉛減速・ヘリウム冷却方式の高温ガス炉(HTGR)は、高温熱を取り出すことができ、かつ、高い固有の受動的安全性を有することから世界的に注目を集めている。特に、高温熱を利用して行う水素製造は、炭酸ガス排出量削減に代表される環境問題を解決するうえで最も有望な対策の一つとして期待されている。この観点から、我が国は水素製造を含むHTGRコジェネレーションシステムの開発を進めてきた。本報告では、我が国の高温ガス炉開発の現状について、まず、HTGRとそれを用いた水素製造が将来の水素社会の実現に不可欠な水素供給の中心的な役割を果たすことを述べ、次に、高温ガス炉開発のCEOである日本原子力研究開発機構において進めている高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた原子炉技術開発、並びに熱化学法ISプロセスによる水分解水素製造技術の研究開発をパイロット規模及びHTTR接続実証を含めて最新の検討状況を紹介する。併せて、世界標準となる商用HTGRプラントの設計,ガスタービン技術開発の現状、さらに将来計画についても紹介する。
塩沢 周策; 小貫 薫; 稲垣 嘉之
電気協会報, (1005), p.18 - 21, 2008/08
化石燃料の枯渇,地球温暖化等の対策として脱化石燃料が叫ばれ、原子力の利用が注目されている。その中で、現在発電のみに限られている原子力エネルギー利用を熱利用の分野に拡大すべきとの観点から、高温ガス炉を利用した水素製造技術の開発の必要性を論ずるとともに、技術開発現状を紹介した。
坂場 成昭; 佐藤 博之; 大橋 弘史; 西原 哲夫; 國富 一彦; 塩沢 周策
Proceedings of International Topical Meeting on Safety and Technology of Nuclear Hydrogen Production, Control and Management (ST-NH) (CD-ROM), p.355 - 362, 2007/06
日本原子力研究開発機構では、原子炉を用いた水素製造を実証するため、HTTRに接続する熱化学法ISプロセスの設計検討を開始した。原子炉に接続させる水素製造装置は、経済性の観点から、原子力級ではなく、非原子力級(化学プラントに用いられる規格,基準)により設計,製作されることが必要である。従来の原子力基準を用いずに原子炉に接続する水素製造装置を設計するためには、まず安全性に関する新しい基準を策定し、そのうえで国の安全審査を受審する必要がある。本報は、HTTRに接続させるISプロセスの非原子力級化に必要となるR&D計画を提案したものである。
國富 一彦; 塩沢 周策; Yan, X.
Proceedings of 2007 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2007) (CD-ROM), 9 Pages, 2007/05
日本原子力研究開発機構では、発電用高温ガス炉ガスタービンシステムの設計と開発を行ってきた。経済性評価では、その成立性を確認するために、基本設計をベースに、資本費,燃料費,運転維持費を見積もった。その結果、電力費は約4円/kWhとなり、既存の日本の軽水炉の電力費の約2/3であることが明らかになった。このことは、大型軽水炉に対して、小型の高温ガス炉が経済的に十分に競合できることを示している。本発表では、基本設計について簡単に紹介するとともに、経済性評価の内容と結果を示す。
塩沢 周策; 小川 益郎; 日野 竜太郎; 小貫 薫; 坂場 成昭
火力原子力発電, 57(1), p.7 - 12, 2006/01
日本原子力研究開発機構が開発を進めている高温ガス炉を利用する水素製造に関し、環境・エネルギー問題と高温ガス炉水素製造の必要性,水素製造の現状と将来技術,高温ガス炉の構造と特徴,高温工学試験研究炉計画,水素製造に関する研究開発,高温ガス炉の導入及び長期的展望について解説する。
塩沢 周策; 小森 芳廣; 小川 益郎
日本原子力学会誌, 47(5), p.342 - 349, 2005/05
原研では、高温の熱利用による原子力エネルギーの利用拡大を目的として、高温工学試験研究炉を建設し、高効率発電,水素製造等の熱利用を目指した高温ガス炉システムに関する研究開発を進めている。本記事では、HTTRプロジェクトの研究開発を中心に、その経緯,これまでの主要な成果,現状,国際的な動向及び高温ガス炉水素製造システムに関する将来計画等を紹介する。なお、本解説記事は、文部科学省の革新的原子力システム技術開発公募事業「高温ガス炉固有の安全性の定量的実証」に関する技術開発の一環として実施された成果、並びに、文部科学省から原研が受託して実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」により得られた成果の一部である。
大橋 弘史; 稲葉 良知; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之; 武田 哲明; 林 光二; 片西 昌司; 高田 昌二; 小川 益郎; 塩沢 周策
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(3), p.385 - 392, 2004/03
被引用回数：17 パーセンタイル：72.33(Nuclear Science & Technology)原研では、高温核熱利用の有用性の実証を目的として、HTTRと水素製造システム(メタンの水蒸気改質:CH
+HO=CO+3H)との接続技術の開発を進めている。HTTR水素製造システムの製作の前に、システムの特性把握,原子炉に対応した運転・制御技術の確立,HTTR水素製造システムの安全審査・設工認に必要なデータの取得を目的として実規模単一反応管試験を計画し、HTTR水素製造システムの1/30スケールの規模を有する試験装置を完成させた。さらに、今後の試験を行ううえで必要な水素製造能力,制御性等を確認するために、試験装置完成時にHTTR水素製造システムと同条件下で水素製造試験等の機能試験を実施した。この結果、本装置の水素製造能力は設計値110Nm
/hを満足する120Nm/hであった。また、起動時におけるヘリウムガスの熱外乱を蒸気発生器で緩和することにより、原子炉戻りヘリウムガス温度に相当する蒸気発生器出口へリウムガス温度を設計値である
10
C以内に制御できた。本報では、機能試験の結果について述べる。
塩沢 周策; 小川 益郎; 稲垣 嘉之; 小貫 薫; 武田 哲明
Proceedings of 18th KAIF-KNS Annual Conference, p.209 - 218, 2003/04
黒鉛減速ヘリウム冷却型高温ガス炉(HTGR)は、固有の安全性を有するとともに高温のヘリウムガスを取り出せることから非常に魅力的な原子炉である。特に高温の核熱を用いた水素製造は、今般の環境問題である二酸化炭素の排出を解決するための最も有望な核熱利用系の一つであると期待される。これまでに、ドイツを初めとして各国で研究開発が開始されたが、日本を除いてはさまざまな理由により開発研究が中止あるいは終了されてきた。日本原子力研究所(原研)では、高温ガス炉の核熱を用いた水素製造システム開発のための水蒸気改質システムと熱化学水分解法ISプロセス法に関し、広範囲にわたる研究開発を進めている。本論文では、原研における高温ガス炉を用いた核熱利用研究開発の現状と高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する水素製造システムに焦点を合わせた技術的課題について概要を述べる。
國富 一彦; 片西 昌司; 高田 昌二; 滝塚 貴和; 中田 哲夫; Yan, X.; 武井 正信; 小杉山 真一; 塩沢 周策
日本原子力学会和文論文誌, 1(4), p.352 - 360, 2002/12
原研では、独自の高温ガス炉ガスタービン発電システム(GHTHR300)の設計研究を実施してきた。GTHTR300は、その早期導入のために、技術的・経済的な課題を低減すべくできるだけ簡素化した設計としている。GTHTR300では、新たに提案した設計上の工夫、すなわち、2バッチ燃料交換を採用した炉心,既存の鋼製原子炉圧力容器,革新的なプラント構成及び横置きのガスタービンユニットの導入により、2010年代において経済的に競争力があると期待される。本論文は、原子炉, 燃料, 炉内構造物及び圧力容器設計に関する独自の特徴、及びGTHTR300の資本費が目標値である200,000/kWeを満足できる予備評価について述べる。本研究は、文部科学省から原研への委託により実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」の「高温発電システム」の内容に関するものである。
塩沢 周策
日本機械学会動力エネルギーシステム部門ニュースレター, (24), p.2 - 3, 2002/05
高温ガス炉は、高温の熱利用・高い熱効率が達成できること,固有の安全性に優れていること,ニーズに応じた炉型が可能である等の他炉にはない特徴を有しているため、エネルギー供給の多様化,エネルギー利用分野の拡大に貢献する革新型炉として期待されている。このため、南アPBMR計画,米国/露国GTMHR計画に代表される実用化計画並びに米国GEN-IV計画等に代表される革新的次世代炉開発研究等が進められている。そのような状況下で、我が国においては、原研HTTR計画を中心に高温ガス炉の開発研究が進められており、HTTRは、全出力30MWを達成し、使用前検査合格書を取得した。本稿は、高温ガス炉の専門家でない、一般の科学技術研究者を対象に高温ガス炉に対する理解を深めることを目的とし、高温ガス炉の特徴,開発の歴史と現状及びHTTR計画の概要について紹介するものである。HTTR計画の概要については、今後のHTTR特性試験,安全性実証試験,照射試験,世界で最初の水素製造の実証試験等についても紹介している。
塩沢 周策; 小川 益郎; 稲垣 嘉之; 小貫 薫; 武田 哲明; 西原 哲夫; 林 光二; 久保 真治; 稲葉 良知; 大橋 弘史
Proceedings of 17th KAIF/KNS Annual Conference, p.557 - 567, 2002/04
核熱を用いた水素製造に関する開発研究が1997年1月から文部科学省の受託研究として開始された。HTTRに接続する水素製造システムはHTTRにより供給される10MWの核熱を用いて天然ガスの水蒸気改質により約4000m/hの水素が製造可能なように設計が進められている。HTTR水素製造システムは世界で初めて原子炉に接続されるものであり、実証試験を行う前に炉外実証試験を実施することとした。HTTR水素製造システムにおける制御性,安全性及び主要機器の性能を確証するために、約1/30スケールモデル炉外試験装置を建設した。炉外実証試験と平行して、安全審査や解析コード開発に必要な詳細データを取得するために、要素試験として触媒管の腐食試験,伝熱管や触媒管の水素同位体試験及び高温隔離弁の健全性試験を実施している。また,より効果的でさまざまな核熱利用に対して、ISプロセスと呼ばれる熱化学法による水素製造技術の基礎研究を進めている。本論文では原研におけるHTTR水素製造システム開発研究の現状と今後の計画を述べる。
高田 昌二; 滝塚 貴和; 國富 一彦; Yan, X.; 片西 昌司; 小杉山 真一; 塩沢 周策
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.189 - 192, 2002/00
本論文では、GTHTR300実証プラントの発電系設計により得られた成果について報告する。本プラント設計では、経済性を高めるために、主要機器の物量を低減することと高性能化を目指した。本プラントでは、ターボマシン,発電機及び再生熱交換器,前置冷却器を動力変換容器及び熱交換機収容器内に収納する。これらの機器や容器の寸法を最小化させて物量を低減する必要がある。本プラントでは中間冷却器のないサイクルを採用するとともに、前置冷却器はコンパクトなローフィン質ヘリカルコイル型として物量を低減した。タービンと圧縮機のポリトロープ効率の設計目標値をそれぞれ93%,90%まで高くして、翼形状を3次元化するなどして設計目標値を満足できるようにした。なお、本件は文部科学省から原研への委託により実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」の「高温発電システム」の内容に関するものである。
片西 昌司; 國富 一彦; 高田 昌二; 中田 哲夫; 滝塚 貴和; 塩沢 周策
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.185 - 188, 2002/00
高温ガス炉は、セラミック被覆燃料や黒鉛炉心構造物を使用していること、出力密度が低いことなどにより、高温に耐えることができ、かつ、異常事象の進展が緩慢であるといった安全上の特長を有する。これらの特長により、受動的冷却系のみで炉心の残留熱を除去でき、かつ、設計基準事象を越える事象でも炉心溶融の心配がないなど、高い安全性を有するシステムの設計が可能である。本稿では、現在設計を進めている高温ガス炉ガスタービン発電システムの安全にかかわる機器・系統の設計方針策定と設計の進捗,安全評価の対象事象の選定と判断基準の策定についての検討結果を報告するものである。
國富 一彦; 片西 昌司; 高田 昌二; 滝塚 貴和; Yan, X.; 中田 哲夫; 武井 正信; 小杉山 真一; 塩沢 周策
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.181 - 184, 2002/00
原研が開発を進めている高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の目的,特徴等について報告するとともに、平成13年度に実施した設計研究のうち、炉心設計,熱流動設計,燃料設計,炉内構造物設計,原子炉圧力容器設計を中心に報告する。炉心設計では、新しい燃料交換方法により、2年間の連続運転,平均燃焼度約120GWd/tonを実現した。また、原子炉圧力容器設計では、冷却材流路バスの工夫により、その材料に軽水炉と同材料が使用可能であることを示した。これらの設計結果を基にして、簡易的な経済性評価を実施し、経済性が目的の20万円/kWe以下であることを示した。
