Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
川村 奨; 菊地 将宣; 細谷 俊明
JAEA-Technology 2021-041, 103 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-041.pdf:8.7MB
JRR-3原子炉施設は、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準を受け、新たに基準地震動を策定し平成30年11月に設置変更許可を取得した。その後、新たに策定された基準地震動を用いて本原子炉施設に設置されている制御棒について地震時の挿入性評価を実施し、その評価結果について令和2年10月及び令和3年1月に設計及び工事の計画の認可を取得した。本報告書は、設計及び工事の計画の認可を受けた制御棒の挿入性のうち、中性子吸収体及びフォロワ型燃料要素の地震時の挿入性について新たに時刻歴応答解析を実施し、その挿入性が既認可の評価に比べ十分な余裕を有することを確認した結果を示すものである。
西原 哲夫; 稲垣 嘉之
Nuclear Technology, 153(1), p.100 - 106, 2006/01
被引用回数：9 パーセンタイル：53.29(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所では高温ガス炉HTTRを利用した水素製造の研究開発を進めている。本システムの主要課題の1つとして、安定な運転を行うための制御技術の開発がある。化学反応器の下流に設置する蒸気発生器を用いてヘリウム温度の変動を緩和し、熱負荷変動を吸収することを提案した。起動運転と化学反応器の負荷喪失事象を対象として熱流動解析を行った。原料ガスの流量変化に伴う化学反応器出口の大きなヘリウム温度の変動は蒸気発生器出口で緩和されることを示した。この結果、HTTRは原料ガスの流量によらず、通常運転を継続することができる。
大野 富生*; Subekti, M.*; 工藤 和彦*; 高松 邦吉; 中川 繁昭; 鍋島 邦彦
日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.115 - 126, 2005/06
日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)では高温ガス炉の安全性実証を目的とした制御棒引き抜き試験が行われている。試験の実施には事前解析が必要で、本報ではニューラルネットワークを用いた原子炉出力及び反応度変化の予測手法について報告する。本研究で提案するのはリカレントネットワーク(RNN)を基本とし、時系列データの処理性能を向上させるため時間同期信号(TSS)を加えたモデルである。ネットワークの入力とするのは中央制御棒位置変化と他の重要な炉心情報で、原子炉出力及び反応度変化を出力とする。学習後、今後の試験における原子炉出力及び反応度変化の予測が可能となる。
橘 幸男; 澤畑 洋明; 伊与久 達夫; 中澤 利雄
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.89 - 101, 2004/10
被引用回数：10 パーセンタイル：55.63(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系から構成される。通常運転時、反応度は、16対の制御棒で構成される制御棒系により制御される。何らかの原因で制御棒を挿入できない場合は、後備停止系により、中性子吸収材である炭化ほう素ペレットを炉心内に落下し、原子炉を停止する。制御棒の構造材として、Alloy800Hが採用されているが、HTTRでは、スクラム時に制御棒温度が最高約900
Cに到達するため、新たに、設計基準及び材料強度基準を定めている。本論文は、制御棒の設計基準,材料強度基準及びこれらに基づく温度・応力解析結果並びに制御棒系と後備停止系に関する試験についてまとめたものである。(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*; 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。
西原 哲夫; 稲垣 嘉之
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.320 - 324, 2003/00
高温ガス炉水素製造システムの開発課題として、水素製造設備で発生した熱外乱が原子炉に伝播し、原子炉の運転に影響を与えないための制御技術の開発がある。原研では、蒸気発生器を用いた熱外乱緩和システムを提案し、HTTR水素製造システムによる実証試験を通してこのシステムの有効性を実証する計画である。この技術が成立することにより、水素製造設備と原子炉の運転制御は独立して行えることとなる。本論文は、HTTR水素製造システムの概要を示すとともに、プラント動特性解析により熱外乱緩和システムの有効性を示したものである。
武田 隼人*; 大沼 謙二*; 玉田 正男; 笠井 昇; 片貝 秋雄; 長谷川 伸; 瀬古 典明; 川端 幸哉*; 須郷 高信
JAERI-Tech 2001-062, 66 Pages, 2001/10
放射線グラフト重合法によって合成した金属捕集材の実海域での適応性を調査検証するため、海水中に極低濃度で溶存するウラン、バナジウム等の有用金属の捕集試験をむつ事業所沖合いの実海域で実施している。捕集材から溶離した有用金属はキレート樹脂に再吸着して分離・精製施設に輸送して精製した。キレート樹脂はPVC製の樹脂筒に収納しさらにステンレススチール製の輸送容器に収納してトラックで専用積載として輸送した。本試験で取り扱うウランの量は、1回の試験当り150g(1.92MBq)以下としたので、ウランの濃度は最大で60Bq/gであり、取り扱い量も濃度も法規制の対象外である。したがって、輸送も一般の物質として行うことができるが、自主的にL型輸送物に準拠して輸送することにした。L型輸送物は法令上輸送容器に関する構造強度上の要求はないが、輸送に当って安全を期すため上位輸送区分であるIP-2型相当の強度を有することをあらかじめ解析評価して、通常の取扱い条件において輸送容器の健全性を確保できることを確認した。また、輸送に当っては、あらかじめ輸送計画書を作成し、これに従って実施した。
奥村 進; 倉島 俊; 石本 貴幸*; 横田 渉; 荒川 和夫; 福田 光宏; 中村 義輝; 石堀 郁夫; 奈良 孝幸; 上松 敬; et al.
Proceedings of 13th Symposium on Accelerator Science and Technology, p.283 - 285, 2001/00
サイクロトロンの磁場の変化によるビームの不安定性が近年大きく取り上げられている。前回の本研究発表会では、原研AVFサイクロトロンにおいては運転開始後、電磁石ヨークが主にメインコイルの放熱により数十時間にわたって上昇を続け、このためにビーム電流が減少することを突き止めたことを報告した。その後、さらに詳細なヨーク温度の分布泳ぎ磁場強度の時間変化を測定するとともに、熱解析コードによるシミュレーションも加えて検討した結果、主な熱源がメインコイルとトリムコイルであることを明らかにした。これに基づいて、メインコイルの放熱を断熱する装置と、ハーモニックコイルの温度をコイル電流に依らずに一定にする装置を設置した。試験運転では、運転開始50時間後もビーム電流を初期値の90%に保つという良好な結果を得た。一方で、これまで見えなかったサイクロトロン室の空気温度の影響が現れるなどの問題も出てきた。
稲垣 嘉之; 羽田 一彦; 西原 哲夫; 武田 哲明; 日野 竜太郎; 羽賀 勝洋
JAERI-Tech 97-050, 125 Pages, 1997/10
HTTRによる高温核熱利用の有効性の実証を目的として、天然ガスの水蒸気改質による水素製造システムの建設を計画している。本報告書は、炉外技術開発試験装置の運転制御系の構成と解析による試験装置の過渡特性について述べたものである。HTTR接続の水素製造システムでは、システムの起動・停止等の過渡時において、HTTRに外乱を与えない制御系及び運転シーケンスを構築することが重要であった。このことを考慮して、炉外技術開発試験装置では、運転モードを定格時運転モードと異常時運転モードに分類し、各々について運転シーケンスを設定した。定格時運転シーケンスは、HTTRと水素製造システムの起動から定格運転状態、停止に至るまでのものである。異常時運転シーケンスは、システム異常のために原料ガスの供給が停止する事故条件を模擬したもので、ヘリウムガスは蒸気発生器で受動的に冷却される場合である。この手順を動特性解析上で再現し、システムの過渡特性を調べた。その結果、設定した運転制御系は適切であることを確認した。
橘 幸男; 塩沢 周策; 深倉 寿一*; 松本 富士男*; 荒木 隆夫*
Nucl. Eng. Des., 172(1-2), p.93 - 102, 1997/00
被引用回数：8 パーセンタイル：56.29(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒の被覆管はスクラム時に、最高約900Cの高温となるため、HTTR制御棒に関する新たな高温構造設計指針及びその材料であるアロイ800Hに関する材料強度基準が必要とされた。そこで、米国機械学会(ASME)の高温構造設計指針であるCode Case N-47に基づき、高温構造設計指針を策定し、900C(一部1000C)までの材料強度基準を定めた。また、実機制御棒を対象とした温度解析及び応力解析を実施し、策定した指針に基づき強度評価を行った結果、制御棒の目標寿命である5年(スクラム回数50回に相当)を構造設計上の観点から満足することを示した。
竹田 武司; 國富 一彦; 大久保 実
日本原子力学会誌, 38(4), p.307 - 314, 1996/00
高温工学試験研究炉の設計上解決すべき課題の1つとして制御棒用スタンドパイプ(SP)の空気冷却設計があった。制御棒用SPの内部には、制御棒駆動装置(CRDM)があり、CRDMの温度が180Cを超える場合には、電気絶縁性が低下し、CRDMが正常に機能しない恐れがある。それ故に、3次元の熱流動解析により、制御棒用SPに対する適切な空気冷却方法を明らかにした。解析モデルの妥当性を確認するために、解析結果と縮尺1/2のモデルを用いた流れ実験の結果を比較した。解析において、円筒形のSPを簡略化した体積等価の直方体でモデル化し、かつ、SP群による運動量の形状損失を与えた結果、SP廻りの流れ実験の結果と良好な一致が得られた。また、空気の吹出し口の適切な設計条件は、吹出しノズルをSP群の周囲のリング状ダクトに30°間隔で5ヵ所設けることであり、本条件下ではCRDMの温度が制限温度を超えないことを解析により確認できた。
有可 光宏*
JAERI-M 94-045, 132 Pages, 1994/03
核融合システムは、災害ポテンシャルを持つエネルギーと放射性物質がシステム内に分散して存在するという安全上の特徴を持っている。従って、システム異常時に環境への放射性物質の放出(ソースタームの増加とリークパスの形成)に影響を与える物理現象も複雑かつ広範囲にわたっている。そこで、本報告では、総合的かつ定量的な安全解析モデルを構築するための第1段階として、上記の影響関係を整理した核融合システムモデルを作成した。システムモデルは、現状では確立された核融合設計がないことから、必要とされる「機能」に着目して摘出したシステム構成要素により構成した。そして、通常運転時あるいは異常時においてシステム内部に形成される物質・エネルギーの蓄積や移動プロセスを整理し、これをシステム構成要素を用いてシステムモデル上に明示した。
新谷 文将; 岩村 公道; 大久保 努; 秋本 肇; 村尾 良夫
日本原子力学会誌, 34(8), p.776 - 786, 1992/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本報では反応度の異常事象について解析し、扁平二重炉心型高転換軽水炉の概念の成立性の評価を行った結果を述べる。反応度の異常事象として、最も過酷な事故と考えられる制御棒クラスタ飛び出し事故を選定し、REFLA-TRACコードによる解析を行った。解析条件の設定及び評価基準は、従来型PWRに対するものを適用して解析及び結果の評価を行った。解析の結果、従来型PWRより更に余裕のあるものであり、当該事象に対する本炉の成立性を確認できた。また、従来炉より更に安全余裕のある結果が得られた理由は、本炉の余剰反応度が従来型PWRより小さいため反応度投入量が小さいという高転換炉の特徴、ならびに炉心が扁平で径が大きいことから制御棒クラスタ数が多くなるため1本当りの反応度価値が小さい、最高線出力密度が低いため燃料温度の上昇が低く抑えられる、及び圧力容器内の冷却材保有量が大きいため圧力上昇が低く抑えられると言う設計の特徴にある事を明らかにした。
中川 繁昭; 沢 和弘; 大橋 一孝*
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.299 - 304, 1991/00
HTTR(高温工学試験研究炉)の反応度異常事象に関する安全解析を実施した。本報では、2つの代表事象である「未臨界状態からの制御棒の誤引抜き」及び「出力運転中の制御棒の誤引抜き」の解析結果について報告する。解析は、制御棒の引抜き速度及び反応度添加率についてパラメータサーベイを実施した。解析の結果、燃料温度に関して最も厳しいケースについて「未臨界状態からの制御棒の誤引抜き」の場合初期値200Cから965Cまでの上昇、「出力運転中の制御棒の誤引抜き」の場合初期値1495Cから1555Cまでの上昇にとどまり、判断基準である1600Cを下回ることを確認した。
中村 幸治; 小関 隆久
JAERI 1317, 310 Pages, 1989/03
多数のトーラス状導体および軸対称ポロイダル磁場コイル群から成る複合トーラス導体系に対する実際的な渦電流問題を解くため、有限要素回路法を応用した計算コードシステムEDDYMULTを開発した。このコードシステムを用いた計算では、対象とする複合トーラス導体系の渦電流固有モード分解、外部起電力による渦電流分布の時間追跡およびこれら電流のつくる磁場構造の3次元解析が可能である。したがって、トカマク型核融合実験装置における渦電流関連の諸問題、ポロイダル磁場コイル電源の設計、トカマク本体電磁力の設計、プラズマ位置制御の解析などに汎用的に適用することができる。 本報告書は、EDDYMULTコードシステムについて、(1)解析理論、(2)計算コードシステムの構成、(3)取り扱える問題の範囲、(5)サブルーチンの処理機能などを詳細に説明したものであり、ほんコードシステムを使用する際の手引として用いることができる。
松浦 祥次郎*
JAERI-M 84-138, 246 Pages, 1984/08
昭和58年度における原子炉工学部の研究活動状況をまとめた。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析核融合ニュートロニクス、遮断、原子炉計装、炉制御と異常診断、保障措置、及び炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べる。 炉工年報編集委員会(58年度)松浦祥次郎、中原康明、西村秀夫、大部誠、西田雄彦、秋野藤義、寺田博海、島崎潤也、長谷川明、前川洋、吉原文夫
横溝 英明
JAERI-M 84-077, 49 Pages, 1984/04
ダブレットIIIのプラズマ位置、及び、形状の制御システムを説明し、非円形プラズマの垂直位置安定性の実験結果を報告する。垂直位置不安定性の観測結果は、簡易モデルによる予測と定性的に比較し、又、より現実に近いモデルによる数値計算と定量的に比較された。実験結果は、理論予測と良い一致を示している。
松浦 祥次郎
JAERI-M 83-129, 246 Pages, 1983/09
昭和57年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。さらに、57年度から保障措置に関する研究開発が当部において総合的に実施されることとなった。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、核融合ニュートロニクス、原子炉計装、制御と異常診断、保障措置技術、及び炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べる。
原子炉工学部
JAERI-M 82-114, 197 Pages, 1982/09
昭和56年度の原子炉工学部研究活動状況をとりまとめた報告書である。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属冷却高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、遮蔽、原子炉計装、炉制御と異常診断、核融合炉技術、及び炉物に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べている。
土井 猛; 高野 誠; 平野 光将; 新藤 隆一
JAERI-M 9911, 32 Pages, 1982/02
濃縮ウラン装荷・黒鉛減速臨界集合体SHEにおける実験のうち、SHE-8炉心を対象に実験用制御棒の反応度価値と、臨界時即発中性子減衰定数の解析を行ない、実験値と比較・検討した。解析では、中性子スペクトル計算に高温ガス炉格子燃焼計算コードDELIGHT-5を、また炉心の中性子減衰定数の算出には2次元輸送計算コードTWOTRAN-2を用いるものとし、輸送近似と出来る限り厳密な空間モデルを採用した18群S6PO計算を行なった。解析の結果、制御棒反応度価値および臨界時即発中性子減衰定数とも5%程度の誤差範囲で実験値と一致し、使用した計算コード、核データおよび計算手法がほぼ妥当なものであることが確認された。
