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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

Near term test plan using HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

高田 昌二; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 小野 正人; 柳 俊樹; 西原 哲夫; 深谷 裕司; 後藤 実; et al.

Nuclear Engineering and Design, 271, p.472 - 478, 2014/05

 被引用回数:8 パーセンタイル:51.95(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、HTTRを使用して高温ガス炉の技術基盤を確立するための研究開発を実施している。高温ガス炉の固有の安全性を実証するために、原子炉保護系を隔離して炉心冷却を喪失させる炉心流量喪失(LOFC)試験を開始した。炉心の温度係数は、安全解析における動特性を支配する重要なパラメータであるが、燃焼とともに変化するので、計算結果との比較のためにデータを取得する。HTTRに水素製造システムを接続するにあたり、水素製造システムによる熱的外乱の原子炉への影響を確認する必要がある。熱負荷変動試験では、熱負荷変動時において原子炉出力が安定なレベルに静定することを確認することで、原子炉の安全性を確認するとともに、解析コード検証のためのデータを取得する。

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。

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

Test plan using HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

高田 昌二; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 小野 正人; 西原 哲夫; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; et al.

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/10

原子力機構では、HTTRを使用して高温ガス炉の技術基盤を確立するための研究開発を実施している。高温ガス炉の固有の安全性を実証するために、原子炉保護系を隔離して炉心冷却を喪失させる炉心流量喪失(LOFC)試験を開始した。炉心の温度係数は、安全解析における動特性を支配する重要なパラメータであるが、燃焼とともに変化するので、計算結果との比較のためにデータを取得する。HTTRに水素製造システムを接続するにあたり、水素製造システムによる熱外乱による原子炉への影響を確認する必要がある。熱負荷変動試験では、熱負荷変動時において原子炉出力が安定なレベルに静定することを確認することで、原子炉の安全性を確認するとともに、解析コードの検証のためのデータを取得する。

論文

Evaluation of dose rate reduction in a spacecraft compartment due to additional water shield

佐藤 達彦; 仁井田 浩二*; Shurshakov, V. A.*; Yarmanova, E. N.*; Nikolaev, I. V.*; 岩瀬 宏*; Sihver, L.*; Mancusi, D.*; 遠藤 章; 松田 規宏; et al.

Cosmic Research, 49(4), p.319 - 324, 2011/08

 被引用回数:11 パーセンタイル:59.18(Engineering, Aerospace)

重イオン輸送計算コードは、宇宙船の遮へい効果を評価するために不可欠なツールである。そこで、われわれは、200GeVまでの粒子・重イオンの3次元空間における挙動を模擬できるシミュレーションコードPHITSを開発している。このPHITSを用いて、国際宇宙ステーション・ロシアサービスモジュール内における放射線環境を評価した。その結果、宇宙飛行士の寝室外壁に設置した水タオルは、線量を効果的に減衰することが明らかとなった。発表では、この評価結果も含め、PHITSの宇宙開発への適用例を紹介する。

報告書

重照射された原子炉材料のための遠隔操作型結晶方位解析装置の整備

加藤 佳明; 三輪 幸夫; 高田 文樹; 近江 正男; 中川 哲也

JAEA-Testing 2008-005, 48 Pages, 2008/06

JAEA-Testing-2008-005.pdf:13.36MB

本報告は、JMTRホットラボ施設に設置した照射後原子炉材料のための結晶方位解析装置に関するものである。同装置は、原子炉材料の照射後試験設備の1つとして世界で初めてホットセル内に設置され、IASCC(照射誘起応力腐食割れ),IGSCC(粒界型応力腐食割れ)の研究に貢献している。その整備と運転経験についてまとめた。

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

Crystal and magnetic structures and their temperature dependence of Co$$_{2}$$Z-type hexaferrite (Ba, Sr)$$_{3}$$Co$$_{2}$$Fe$$_{24}$$O$$_{41}$$ by high-temperature neutron diffraction

高田 幸生*; 中川 貴*; 徳永 仁寿*; 福田 泰成*; 田中 貴佳*; 山本 孝夫*; 橘 武司*; 川野 眞治*; 石井 慶信; 井川 直樹

Journal of Applied Physics, 100(4), p.043904_1 - 043904_7, 2006/08

 被引用回数:73 パーセンタイル:89.35(Physics, Applied)

Co$$_{2}$$Z型六方晶フェライト(Ba, Sr)$$_{3}$$Co$$_{2}$$Fe$$_{24}$$O$$_{41}$$の高温中性子粉末回折を行い、回折パターンのRietveld解析から結晶構造及び磁気構造の温度依存性を調べた。Ba$$_{3}$$Co$$_{2}$$Fe$$_{24}$$O$$_{41}$$及びBa$$_{1.5}$$Sr$$_{1.5}$$Co$$_{2}$$Fe$$_{24}$$O$$_{41}$$では、磁気モーメントが523-573Kにおいてc面方向からc軸方向へと変化することがわかった。また、Sr$$_{3}$$Co$$_{2}$$Fe$$_{24}$$O$$_{41}$$ではその磁化容易方向の変化温度が50K低下することを見いだした。

論文

Temperature dependence of magnetic moment orientation in Co$$_{2}$$Z-type hexaferrite estimated by high-temperature neutron diffraction

高田 幸生*; 中川 貴*; 福田 泰成*; 徳永 仁寿*; 山本 孝夫*; 橘 武司*; 川野 眞治*; 井川 直樹; 石井 慶信

Japanese Journal of Applied Physics, 44(5A), p.3151 - 3156, 2005/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:17.70(Physics, Applied)

Co$$_{2}$$Z型六方晶フェライト、Ba$$_{3}$$Co$$_{1.8}$$Fe$$_{24.2}$$O$$_{41}$$の透磁率の温度変化を測定した結果、540Kと680Kに磁気低下が観察された。原研・JRR-3に設置した高分解能中性子粉末回折装置(HRPD)を用いた高温中性子回折実験を行い、さらにRietveld解析した結果、523$$sim$$573Kで磁気構造が変化し、磁気容易方向がc面方向からc軸方向へ変化していることがわかった。この変化はコバルトの磁気構造に対する寄与の消失によるものであることを明らかにした。

論文

Analysis of neutronic experiment on a simulated mercury spallation neutron target assembly bombarded by Giga-electron-Volt protons

前川 藤夫; 明午 伸一郎; 春日井 好己; 高田 弘; 猪野 隆*; 佐藤 節夫*; Jerde, E.*; Glasgow, D.*; 仁井田 浩二*; 中島 宏; et al.

Nuclear Science and Engineering, 150(1), p.99 - 108, 2005/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:39.99(Nuclear Science & Technology)

米国BNLのAGS加速器による1.94, 12, 24GeVの陽子ビームを入射した鉛反射体付き水銀核破砕中性子ターゲット模擬体系における中性子工学実験の解析を行い、陽子加速器駆動による核破砕中性子源に対する中性子工学計算の妥当性検証を行った。解析にはモンテカルロ法粒子輸送計算コードNMTC/JAM, MCNPX, MCNP-4A、及びJENDL, LA-150の核データライブラリを用いた。その結果、取り扱ったエネルギー範囲がGeVからmeVまで12桁以上に及ぶにもかかわらず、高速中性子束及び熱中性子束の計算値はほぼ$$pm$$40%以内で実験値と一致した。このことから、これらの計算コードとデータの組合せによる中性子工学計算により、核破砕中性子源の核特性評価を適切に行えるとの結論を得た。

報告書

Safety demonstration test (SR-2/S2C-2/SF-1) plan using the HTTR (Contract research)

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。

論文

Current status of the AGS spallation target experiment

中島 宏; 高田 弘; 春日井 好己; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 甲斐 哲也; 今野 力; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 渡辺 昇; et al.

Proceedings of 6th Meeting of the Task Force on Shielding Aspects of Accelerators, Targets and Irradiation Facilities (SATIF-6), (OECD/NEA No.3828), p.27 - 36, 2004/00

米国ブルックヘブン国立研究所AGS(Alternating Gradient Synchrotron)加速器を用いて行われている一連の核破砕ターゲット実験及びその解析の概要について報告する。本実験では、中性子発生特性,遮蔽設計パラメータに関する情報を得ることを目的として、AGS加速器から得られる数GeV,数百kJの陽子ビームを水銀核破砕ターゲットに入射し、そこで発生する二次粒子を用いて、中性子工学及び遮蔽に関する実験を過去4年間にわたって行ってきた。昨年、遮蔽実験を行うとともに、これまでの実験結果の解析を通して大強度陽子加速器施設の設計コードの精度検証が精力的に行われている。本報告では、昨年行った遮蔽実験の最新結果及びこれまで行ってきた実験解析の結果について紹介する。

報告書

Safety demonstration test (S1C-2/S2C-1) plan using the HTTR (Contract research)

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。

報告書

HTTR安全性実証試験(SR-1/S1C-1)の試験計画(受託調査)

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。

報告書

高温工学試験研究炉の出力上昇試験; 試験経過及び結果の概要

中川 繁昭; 藤本 望; 島川 聡司; 野尻 直喜; 竹田 武司; 七種 明雄; 植田 祥平; 小嶋 崇夫; 高田 英治*; 齋藤 賢司; et al.

JAERI-Tech 2002-069, 87 Pages, 2002/08

JAERI-Tech-2002-069.pdf:10.12MB

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor : HTTR)の出力上昇試験は、30MW運転時に原子炉出口冷却材温度が850$$^{circ}C$$となる「定格運転」モードでの試験として、平成12年4月23日から原子炉出力10MWまでの出力上昇試験(1)を行い、その後、原子炉出力20MWまでの出力上昇試験(2),30MW運転時に原子炉出口冷却材温度が950$$^{circ}C$$となる「高温試験運転」モードにおいて原子炉出力20MWまでの出力上昇試験(3)を行った。定格出力30MW運転達成のための試験として平成13年10月23日から出力上昇試験(4)を開始し、平成13年12月7日に定格出力30MWの到達及び原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}C$$の達成を確認した。出力上昇試験(4)については、平成14年3月6日まで実施し、定格出力30MWからの商用電源喪失試験をもって全ての試験検査を終了して使用前検査合格証を取得した。「定格運転」モードにおける原子炉出力30MWまでの試験結果から、原子炉、冷却系統施設等の性能を確認することができ、原子炉を安定に運転できることを確認した。また、試験で明らかとなった課題を適切に処置することで、原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}C$$の達成の見通しを得た。

論文

Research activities on neutronics under ASTE collaboration at AGS/BNL

中島 宏; 高田 弘; 春日井 好己; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 甲斐 哲也; 今野 力; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 渡辺 昇; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1155 - 1160, 2002/08

次世代の数MW級核破砕中性子源の開発を目的として、日米欧の国際協力の下、米国ブルックヘブン国立研究所においてAGS(Alternating Gradient Synchrotron)加速器を用いた一連の実験が行われている。実験では、AGS加速器から得られる数GeV,数百kJの陽子ビームを水銀核破砕ターゲットに入射して、中性子源開発における重要な課題である、圧力波発生機構,中性子発生特性,遮蔽設計パラメーターに関する情報を得るため、圧力波測定,発熱分布測定など熱工学的実験並びに、発生中性子分布,エネルギースペクトル測定,遮蔽体内中性子減衰特性測定,核破砕生成物測定等,中性子工学実験及び遮蔽実験を行っている。ここでは、中性子工学実験及び遮蔽実験に関してこれまでに得られた成果など研究の現状について紹介する。

報告書

出力上昇試験におけるHTTR炉心支持板温度上昇の原因と対策

藤本 望; 高田 英治*; 中川 繁昭; 橘 幸男; 川崎 幸三; 七種 明雄; 小嶋 崇夫; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 2001-090, 69 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-090.pdf:7.88MB

HTTRでは、初臨界達成後、出力上昇試験として段階的に出力を上げ、各種の試験を行ってきた。その中で、炉心支持板の温度が各出力で予想される温度より高めの値を示し、100%出力で最高使用温度を超えるおそれのあることがわかった。そのため、炉心流量の異なる高温試験運転モードでの試験を行い、温度の予測精度を上げるとともに、原因の推定を行った。その結果、炉床部の漏れ流れが原因であることがわかった。さらに、炉心支持板とその下のシールプレートの間隙が炉心差圧により変化することによって炉心支持板の温度が局所的に上昇することが推定された。温度上昇に対しては、炉心支持板の最高使用温度を変更することにより対応することとした。最高使用温度の変更にあたっては応力解析を行い構造健全性が確保されることを確認した。

論文

Study on creep-fatigue life of irradiated austenitic stainless steel

井岡 郁夫; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 米川 実; 高田 文樹; 星屋 泰二

JSME International Journal, Series A, 45(1), p.51 - 56, 2002/01

FBRの構造材に対する代表的な破損モードの1つに、繰り返し熱応力に起因するクリープ疲労がある。しかし、照射材のクリープ疲労特性についてはほとんど報告されていない。ここでは、SUS304鋼照射材の低サイクル疲労試験を行い、最大引張側での保持時間が疲労寿命に及ぼす影響を調べた。供試材は熱間圧延したSUS304鋼である。歪波形は完全両振り対称三角波,試験は真空中,550$$^{circ}C$$,歪速度0.1%/sで行った。最大引張側での保持時間は、360s,3600sとした。中性子照射は、550$$^{circ}C$$で1.4-3.4x10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$0.1MeV)まで行い、弾き出し損傷量及びHe生成量は、それぞれ約1~2dpa及び約1~11appmであった。保持時間のない場合、照射により疲労寿命は低下した。照射材の疲労寿命は、保持時間の増加とともに低下した。疲労寿命の低下は、非照射材の場合と同程度であった。クリープ疲労寿命予測法(時間消費則,延性消耗則)により照射材の疲労寿命は、ファクター2の範囲で予測できた。

論文

Development of a remote-controlled fatigue test machine using a laser extensometer in Hot Laboratory for study of irradiation effect on fatigue properties

石井 敏満; 米川 実; 近江 正男; 高田 文樹; 齋藤 順市; 井岡 郁夫; 三輪 幸夫

KAERI/GP-192/2002, p.157 - 166, 2002/00

原子炉構造材料の疲労特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、JMTRホットラボでは、非接触で歪測定が可能なレーザー伸び計を採用した遠隔操作型高温疲労試験装置を開発した。疲労試験では、分解能0.1mm,測定精度$$pm$$0.5%のレーザー伸び計を用いて、小型疲労試験片の平行部の両端部に加工したツバの間隔の変化を測定した。この疲労試験装置を用いて、JMTRにおいて照射温度823Kで1$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)まで中性子照射した304型ステンレス鋼製試験片を対象に、823Kの真空中で、ひずみ量0.7,1.0,1.4%の軸歪制御による低サイクル疲労試験を行い、中性子照射によるステンレス鋼の疲労寿命低下の定量的データを提供することができた。

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