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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：53.31(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。
小野 正人; 後藤 実; 篠原 正憲; 野尻 直喜; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 柳 俊樹
JAEA-Technology 2013-001, 35 Pages, 2013/03
JAEA-Technology-2013-001.pdf:6.04MB
HTTRでは炉心の動特性計算に必要な温度係数を測定するために、燃焼初期の平成11年及び平成12年に原子炉出力30kW及び9MWで温度係数測定試験を行った。その後、各種運転に伴い燃焼日数(EFPD)は設計寿命660日の半分を過ぎた約375日となった。そこで、温度係数の燃焼度依存性を評価するために、同出力で温度係数測定試験を行った。その結果を燃焼初期のデータと比較し、温度係数の燃焼特性を明らかにした。また、高い精度で温度係数を測定するために、炉心温度の制御の手法及び炉心温度の均一化の手法を確立した。
高田 昌二; 柳 俊樹; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 小野 正人; 沢 和弘
UTNL-R-0483, p.9_1 - 9_10, 2013/03
HTTRで実施する炉心冷却喪失試験に向けて、軸対象数値解析モデルを改良し、HTTRのRPVからの熱が、VCSの隣接する水冷管の間のフィンから放射伝熱や自然対流により、また、VCSを支持する金属製サポートから熱伝導により、VCS周りに配置されたコンクリート製の1次遮へい体に伝わる様子を適切に予測できるようにした。本数値解析モデルでは、VCS水冷パネルの水冷管を水平配置として模擬するとともに、さらのフィンを金属製サポートにより支持する形状を模擬できるようにしている。数値解析結果は、各構造物温度の試験結果とよく一致した。数値解析結果より、VCSサポート近傍で、1次遮へい体温度が局所的に高くなるが、サポート周囲が低温に維持されることを明らかにした。
島崎 洋祐; 篠原 正憲; 小野 正人; 柳 俊樹; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦
JAEA-Technology 2012-010, 24 Pages, 2012/05
JAEA-Technology-2012-010.pdf:6.92MB
安全性実証試験の一つである炉心冷却喪失試験では、炉容器冷却設備(VCS: Vessel Cooling System)を流れる冷却水の循環を停止させるため、VCSの水冷管パネルの温度が上昇するが、試験中に水冷管パネルが最高使用温度を超えないことを監視する必要がある。そこで、炉心冷却喪失試験時におけるVCSの温度の監視強化を目的として、既設の仮設熱電対を炉容器冷却設備側部パネル出口リングヘッダ及び原子炉圧力容器スタビライザ近傍の水冷管パネルへ移設した。炉容器冷却水循環ポンプの起動に伴う温度変化の測定結果より、移設した仮設熱電対がVCSの温度変化を監視できることを確認した。
小野 正人; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 島崎 洋祐; 柳 俊樹; 飯垣 和彦
JAEA-Technology 2012-004, 46 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2012-004.pdf:3.17MB
平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震で、大洗では震度5強を観測した。そこで、原子炉施設の設備・機器等が正常に動作することを確認するために、コールド状態による確認試験を行った。試験では、設備起動時及び定常運転時のプラントデータを取得し、過去のプラントデータと比較することで設備・機器の健全性を評価した。その結果、HTTRの設備・機器が正常に機能することを確認し、健全性が維持されていることを確認した。本報は、プラントデータの評価結果をまとめたものである。
篠原 正憲; 柳 俊樹; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 野尻 直喜; 大和田 博之; 佐藤 直; 佐川 浩; 梅田 政幸
JAEA-Technology 2011-029, 39 Pages, 2011/12
JAEA-Technology-2011-029.pdf:3.03MB
原子力機構では、高温ガス炉技術の高度化の一環として、高温ガス炉固有の安全性を実証するために、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験を計画・実施している。炉心冷却喪失コールド試験は、試験手順やプラント挙動を確認する目的で安全性実証試験前に実施した。試験は、核熱を伴わない状態で段階的に実施し、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機の入熱のみにより、原子炉圧力容器温度を120
C程度に保持し、炉容器冷却設備の1系統又は2系統を停止させる試験(Phase1)、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台を停止させて炉容器冷却設備の1系統を停止させる試験(Phase2)を実施した。本試験により試験手順の確認を行うとともに、解析に必要なデータを得ることができ、2次元水平断面モデルによる温度解析は、実測値をほぼ再現することができた。
小野 正人; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 島崎 洋祐; 柳 俊樹; 飯垣 和彦
no journal, ,
平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震で、大洗では震度5強を観測した。そこで、原子炉施設の設備・機器等が正常に動作することを確認するために、コールド状態による確認試験を行った。試験では、設備起動時及び定常運転時のプラントデータを取得し、過去のプラントデータと比較することで設備・機器の健全性を評価した。その結果、地震後において、HTTRの設備・機器が正常に機能し、炉心冷却機能が維持されていることを確認した。
島崎 洋祐; 篠原 正憲; 小野 正人; 柳 俊樹; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦
no journal, ,
HTTR(高温工学試験研究炉: High Temperature Engineering Test Reactor)は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化を目的として、日本原子力研究開発機構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る。HTTRでは、高温ガス炉固有の安全性を実証すること等を目的として、原子炉の異常状態を模擬した安全性実証試験を実施している。安全性実証試験の一つである炉心冷却喪失試験では、炉容器冷却設備(VCS: Vessel Cooling System)を流れる冷却水の循環を停止させるため、VCSの水冷管パネルの温度が上昇するが、試験中に水冷管パネルが最高使用温度を超えないことを監視する必要がある。そこで、炉心冷却喪失試験時におけるVCSの温度の監視強化を目的として、既設の仮設熱電対を炉容器冷却設備側部パネル出口リングヘッダ及び原子炉圧力容器スタビライザを貫通する水冷管へ移設した。炉容器冷却水循環ポンプの起動に伴う温度変化の測定結果より、移設した仮設熱電対がVCSの温度変化を監視できることを確認した。
大西 祥広; 神谷 宏治; 倉持 勝也; 柳 俊樹; 本田 敦; 木津 要; 小出 芳彦; 吉田 清
no journal, ,
原子力機構のJT-60のトカマク本体を超伝導化する計画は、日本とEU間の共同プロジェクト「サテライト・トカマク装置(JT-60SA)」として機器の製作が続行されている。超電導コイルおよび関連設備を冷却するために、ヘリウム冷凍機より3.7K, 4.4K, 50Kおよび80Kのヘリウムがクライオラインでクライオスタットまで供給され、クライオスタット内配管で分配される。クライオスタット内配管は、クールダウン、励磁や耐震条件などで健全である必要がある。また、配管で発生する圧力損失が許容圧損以下であることように配管のサイズを選定した。本報では、構造解析や圧損計算の結果からクライオスアット内配管の配置案を示す。
夏目 恭平; 村上 陽之; 柳 俊樹; 木津 要; 吉田 清
no journal, ,
JT-60SA計画では超電導コイルに冷媒ヘリウムを分配するためのバルブボックス(VB)と、高温超電導電流リードと電源バスバーとの取り合い部を含むコイルターミナルボックス(CTB)が新たに製作される。VB及びCTB内は真空排気され、内部に設置された配管内に低温(3.6-80K)のヘリウムが循環する。本発表では配管内のヘリウム温度を測定する素子の設置方法について述べる。温度計の精度及び製作性の観点からより適した設置方法を採用するために、後述する二つの設置方法について実環境を模擬した実験を行った。1つは配管内部に井戸の様に導入した細管内に温度センサを設置する方式(ウエル方式)である。もう1つは配管外部に銀蝋溶接された銅ブロック内にセンサを設置する方式(ブロック方式)である。また、参照用として配管内の液体ヘリウムに直接浸漬されているセンサも用意する。実験装置配管内の液体ヘリウムの温度を3.34-5.06Kの範囲で変化させ、計測値を比較・評価した。実験の結果、参照値との差はブロック方式では0-35mk程度、ウエル方式では0-15mK程度となった。両者ともに要求される計測精度範囲(
100mK)に収まっていることから、製作性の比較的良いブロック方式を採用可能であると判断された。
