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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
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。
-ray for improvement neutron emission profile measurement内田 雄大*; 高田 英治*; 藤崎 明広*; 磯部 光孝*; 小川 国大*; 篠原 孝司; 富田 英生*; 河原林 順*; 井口 哲夫*
Review of Scientific Instruments, 85(11), p.11E118_1 - 11E118_4, 2014/11
被引用回数：9 パーセンタイル：40.01(Instruments & Instrumentation)Neutron and -ray discrimination with a digital signal processing system has been used to measure the neutron emission profile in magnetic confinement fusion devices. However, a sampling rate must be set low to extend the measurement time because the memory storage is limited. Time jitter decreases a discrimination quality due to a low sampling rate. As described in this paper, a new charge comparison method was developed. Furthermore, automatic neutron- discrimination method was examined using a probabilistic approach. Analysis results were investigated using the figure of merit. Results show that the discrimination quality was improved. Automatic discrimination was applied using the EM algorithm and k-means algorithm.
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。
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950C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。
原田 正英; 明午 伸一郎; 伊藤 学; 壇辻 永治; 高際 勝徳; 高田 弘; 前川 藤夫; 二川 正敏; 中村 充孝; 三宅 康博*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 600(1), p.87 - 90, 2009/02
被引用回数：3 パーセンタイル：28.22(Instruments & Instrumentation)J-PARCのMLFでは、建屋(13万トン)や遮蔽体(8万トン)が非常に重いため、MLF建屋が大きく沈下することが予測される。長さ300mある3GeVシンクロトロンから中性子源までの陽子ビームライン(3NBT)でも、同様に沈下することが予測される。MLFの中に建設中の中性子ビームラインや3NBTでは、精度1mm以下の精密アライメントが要求される。そこで、建設中でも中性子ビームラインで高精度アライメントできるように、また、陽子ビームラインでのビーム損失を小さくするために、MLF建屋と3NBTの沈下を定期的に測量することを計画した。そこで、水準マーカーを多数設置し、2004年6月から沈下測量を始めた。MLF建屋が完成した2005年12月には、沈下量は、40mmであった。これまでの沈下量と荷重との関係から、将来設置される全中性子ビームライン遮蔽体の重量が加わった場合、MLFの沈下は、68mmになると予測した。また、MLF建屋の沈下が生じてもミュオンターゲットと中性子ターゲットが同じ高さになるように、ミュオンターゲットを5mm高く設置した。2007年末では、この実測値は、この予測値に近づいている。
栃尾 大輔; 角田 淳弥; 高田 英治*; 藤本 望; 中川 繁昭
日本原子力学会和文論文誌, 5(1), p.57 - 67, 2006/03
日本原子力研究開発機構の高温ガス炉HTTRでは、2004年3月に高温試験運転を行い、世界初となる原子炉出口冷却材温度950Cを達成した。高温試験運転で燃料の熱的な健全性が確保されるためには、燃料温度が適正に設計・評価されており、燃料最高温度が熱的制限温度以下であることが必要となる。本報では、HTTRで用いられてきた燃料温度評価手法を改良し、実際の炉心形状に近い形状を表現した評価モデルを構築した。また、そのモデルを用いて、高温試験運転時における燃料温度の評価を行い、高温試験運転時の燃料最高温度が熱的制限温度以下であることの確認を行った。
CoO
yHO probed by 
SR髭本 亘; 大石 一城; 幸田 章宏*; 門野 良典*; 桜井 裕也*; 高田 和典*; 室町 英治*; 佐々木 高義*
Physica B; Condensed Matter, 374-375, p.274 - 277, 2006/03
被引用回数：6 パーセンタイル：31.23(Physics, Condensed Matter)超伝導物質NaCoOyHOにおける超伝導と磁性の研究を行った。x=0.35, y=1.3においては超伝導状態においてSR信号に変化が見られず、このことは時間反転対称性の破れていない超伝導状態にあることを示唆している。またわずかに組成がずれた試料においては微弱な磁性が観測され、このことは超伝導と磁性が密接に関連していることを示している。
中野 隆史*; 荒川 和夫; 桜井 英幸*; 長谷川 正俊*; 湯浅 和久*; 斎藤 悦子*; 高木 均*; 長嶺 竹明*; 草壁 孝彦*; 高田 久嗣*; et al.
International Journal of PIXE, 16(1&2), p.69 - 76, 2006/00
高度な加速器及びイオンビーム技術を利用して放射線腫瘍学,核薬学の新しい医学の科学の一分野を創出する新しい研究プログラムが開始され、その中の重要なテーマの一つである大気マイクロPIXE分析システムでは、マイクロビーム走査の範囲で厚みに変動のあるサンプルの元素マッピングの精度を向上するための高度化を行った。他方、本プログラムでは、癌に関する重要な生物医学課題にアプローチするため、本システムを使用して病気の発展に伴う微量元素の細胞内挙動を調べた。この論文では、このプログラムについて概説し、システム高度化の内容、及び課題に関する予備的な研究結果を示す。
中川 繁昭; 坂場 成昭; 高松 邦吉; 高田 英治*; 栃尾 大輔; 大和田 博之*
JAERI-Tech 2005-015, 26 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-015.pdf:1.77MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また実用高温ガス炉及び第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が2002年より実施されている。本報は、2005年3月に計画している制御棒引抜き試験(SR-3),循環機停止試験(S1C-3/S2C-3),流量部分喪失試験(SF-2)の試験内容,試験条件,事前解析結果等について述べたものである。事前解析の結果、炉心の負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着くことが明らかとなった。
高松 邦吉; 中川 繁昭; 坂場 成昭; 高田 英治*; 栃尾 大輔; 島川 聡司; 野尻 直喜; 後藤 実; 柴田 大受; 植田 祥平; et al.
JAERI-Tech 2004-063, 61 Pages, 2004/10
JAERI-Tech-2004-063.pdf:3.14MB
高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)は原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850C/高温試験運転950C)の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉である。HTTRでは高温試験運転として単独運転を2004年3月31日に開始し、4月19日に最大熱出力30MWの状態で1次冷却材原子炉出口温度950Cを達成した後、4月23日に使用前検査として冷却材飽和値確認検査を受検した。その後、徐々に出力を降下し、5月1日に原子炉を停止した。単独運転終了後、2次側の除熱性能の改善等を目的として炉容器冷却系熱交換器の洗浄等の作業を経て、並列運転を6月2日に開始し、6月24日に使用前検査として冷却材飽和値確認検査,放射性物質濃度の測定検査等を受検した。これにより、高温試験運転にかかわる原子炉の性能試験はすべて終了し、使用前検査合格証を受領した。高温ガス炉による原子炉出口冷却材温度950Cの達成は、今回HTTRが世界で初めて成功したものである。これにより、高温ガスタービンによる高効率発電が可能となるとともに、水を原料とした水素製造に十分な温度を達成したこととなり、原子力の非発電分野での利用の可能性が広がったことになる。本報は、高温試験運転の方法及び結果の概要を示したものである。
高田 英治*; 中川 繁昭; 藤本 望; 栃尾 大輔
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.37 - 43, 2004/10
被引用回数：13 パーセンタイル：63.95(Nuclear Science & Technology)HTTRの炉心熱流力設計では、燃料最高温度の評価を行っている。設計では、炉内における冷却材の流量配分と燃料温度を評価するにあたり、熱伝達率や圧力損失係数の相関式について、モックアップ装置を用いた実験データに基づいたものが採用された。また、燃料最高温度を安全側に評価するため、工学的安全係数の評価も行われた。熱流力設計の結果、冷却材の炉心有効流量は88%、燃料最高温度は1492Cと評価され、通常運転時の制限温度である1495Cを満足することが確認された。さらに、異常時の燃料最高温度は1600Cの制限を超えないことが確認された。一方、HTTRの運転データに基づいて、解析条件や工学的安全係数の見直しを行ったところ、燃料最高温度の評価結果は1463Cとなり、炉心熱流力設計が適切に実施されていたことを確認することができた。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
高田 英治*; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 島川 聡司; 野尻 直喜; 藤本 望
JAERI-Tech 2004-048, 60 Pages, 2004/06
JAERI-Tech-2004-048.pdf:4.18MB
高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するため、高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)において、反応度投入及び炉心除熱量減少を試験として実機の原子炉で生じさせる安全性実証試験を実施している。安全性実証試験の1つである制御棒引抜き試験について、1点炉近似モデルにより試験時の動特性解析を実施した。実測値と解析値の比較から、1点炉近似モデルが試験の結果を再現できることを確認した。また、添加反応度,温度係数,物性値等の各パラメータについて、制御棒引抜き事象に対する原子炉動特性への感度を明らかにした。
植田 祥平; 高田 英治*; 角田 淳弥; 清水 厚志; 足利谷 好信; 梅田 政幸; 沢 和弘
JAERI-Tech 2004-047, 87 Pages, 2004/06
JAERI-Tech-2004-047.pdf:6.24MB
高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)では、1次冷却材として遮へい能力のある水ではなくヘリウムガスを用いているため、遮へい設計においては中性子のストーリーミングに特に留意する必要がある。特に、原子炉圧力容器上部には、31本のスタンドパイプが1次上部遮へい体を貫通しており、原子炉上方向への中性子ストリーミングに留意する必要がある。本報はHTTRの出力上昇試験のうち、遮へい性能検査における測定点選定の考え方,測定方法及び30MW定格出力までの出力上昇試験における測定結果についてまとめた。試験の結果、通常人の立ち入る区画の線量当量率は、中性子線が検出限界以下、線がバックグラウンド相当であり、運転管理上問題がないことを確認した。また、スタンドパイプ室の中性子線量当量率は、定格運転時で約120Sv/hであり、設計値(約330mSv/h)及び予測値(約10mSv/h)を十分下回り、遮へい設計の保守性を確認した。一方、スタンドパイプ室の線量当量率変化は、予測通り原子炉出力に対して非線形的に上昇することを確認した。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 高田 英治*; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 栃尾 大輔; 橘 幸男; 伊与久 達夫
JAERI-Tech 2004-014, 24 Pages, 2004/02
JAERI-Tech-2004-014.pdf:1.06MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また実用高温ガス炉及び第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。本報は、2004年に計画している制御棒引抜き試験,循環機停止試験,流量部分喪失試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について述べたものである。事前解析の結果、炉心の負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着くことが明らかとなった。
栃尾 大輔; 中川 繁昭; 高田 英治*; 坂場 成昭; 高松 邦吉
JAERI-Tech 2003-097, 55 Pages, 2004/01
JAERI-Tech-2003-097.pdf:3.34MB
定格熱出力30MWの高温工学試験研究炉(HTTR)では、原子炉で発生した熱を加圧水冷却器,中間熱交換器による熱交換を経て、最終的に加圧水空気冷却器(ACL)により大気に放散している。したがって、ACLの2次側の条件となる外気温度は原子炉の除熱に影響を及ぼす運転上重要な因子である。外気温度の経時変化に対しては、冷却材である加圧水及び空気の流量を変化させることによりACLにおける冷却材温度を調整して安定な原子炉入口温度制御を可能としている。HTTRにおいてこれまで実施してきた出力上昇試験,供用運転のデータからACLの除熱性能を評価し、原子炉の除熱の観点から最も厳しい条件となる夏季の外気温度における原子炉の除熱について検討した。その結果、夏季の外気温度の条件においても30MWの除熱が可能であることが示された。
高田 昌二; 滝塚 貴和; 國富 一彦; Yan, X.; 谷平 正典*; 伊高 英彦*; 森 英二*
日本原子力学会和文論文誌, 2(3), p.291 - 300, 2003/09
GTHTR300用ヘリウムガス圧縮機は、3次元空力設計により、高いサージマージン30%を保持しつつ高いポリトロープ効果90%を達成できた。ヘリウムガス圧縮機は、高ボス比のために翼高さに対してチップクリアランスが相対的に大きく、多段型となるので、性能とサージマージンが低下しやすい。本圧縮機は既存の産業用空気圧縮機の空力設計手法及びデータをもとに設計した。本設計手法のヘリウムガス圧縮機への適用の妥当性を評価するために、実機の1/3で4段の圧縮機モデルによる性能試験を計画した。作動流体をヘリウムガス,入口設計圧力を0.88PMaとして十分高いレイノルズ数範囲でデータを取得する。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。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 高田 英治*; 橘 幸男; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 栃尾 大輔; 伊与久 達夫
JAERI-Tech 2003-074, 37 Pages, 2003/08
JAERI-Tech-2003-074.pdf:1.83MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当する試験として、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に行う計画である。本報は、2003年8月に計画している循環機停止試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について示す。事前解析の結果、循環機停止後、負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着き、この間の炉内温度変化が緩慢であることが示された。
中川 繁昭; 坂場 成昭; 高田 英治*; 橘 幸男; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 沢 和弘
JAERI-Tech 2003-049, 22 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-049.pdf:1.17MB
高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するために、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験を行う。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当する試験(ただし、スクラムなし)として、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に行う計画である。試験に対する挙動解析と実測データの比較検討により、炉心動特性コード,プラント動特性コード等の安全評価コードの高精度化と検証を行い、十分信頼性のある安全設計・評価技術を確立する。これらの成果は、高温ガス炉の安全設計方針,安全評価方針等の作成に役立てる。本報は、HTTRの安全性実証試験全体計画を示すとともに、2003年3月に計画している制御棒引抜き試験及び循環機停止試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について示す。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 高田 英治*; 野尻 直喜; 島川 聡司; 植田 祥平; 沢 和弘; 藤本 望; 中澤 利雄; 足利谷 好信; et al.
JAERI-Tech 2003-043, 59 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-043.pdf:2.54MB
HTTRは、原子炉出口冷却材温度950
の達成を目指した高温試験運転による出力上昇試験を平成15年度に計画している。高温試験運転の実施にあたっては、被覆粒子燃料を使用し、ヘリウムガス冷却を行う我が国初の高温ガス炉であることを念頭に、これまで実施してきた出力上昇試験(定格運転30MW及び原子炉出口冷却材温度850までの試験)での知見をもとに計画する。高温試験運転においては、温度の上昇に従ってより厳しくなる、原子炉の核熱設計,放射線遮へい設計及びプラント設計が適切であることを確認しながら実施する。本報では、HTTRの安全性確保に重要な燃料,制御棒及び中間熱交換器について、定格運転モードでの運転データに基づき、高温試験運転時の安全性の再確認を行った結果を示すとともに、これまでに摘出された課題とその対策を示した。加えて、高温試験運転における試験項目摘出の考え方を示し、実施する試験項目を具体化した。その結果、原子炉施設の安全を確保しつつ、原子炉熱出力30MW,原子炉出口冷却材温度950の達成の見通しを得た。
高田 英治*; 藤本 望; 松田 淳子*; 中川 繁昭
JAERI-Tech 2003-040, 23 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-040.pdf:1.28MB
HTTRは1次冷却材の温度が最高約950に達するため、制御棒の金属材料には特殊合金としてAlloy800Hが使用されている。この制御棒の使用に関しては、Alloy800Hの強度データにより、制限温度を900以下と定め、これを超えるような環境で使用された場合には必要に応じて制御棒を交換することになっている。制御棒温度が900を超える可能性のある事象として高温試験運転からの商用電源喪失に伴う原子炉スクラムが挙げられる。本書では、出力上昇試験で得られた商用電源喪失試験時の実測データを用いて制御棒温度解析を実施した結果を示す。解析の結果、繰り返し使用を考慮した事象の中で制御棒温度が最も高くなる商用電源喪失が発生したとしても、制御棒温度は制限値を上回ることはなく、健全性が確保されることを確認した。
