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足利谷 好信; 川崎 朋克; 吉野 敏明; 石田 恵一
JAERI-Tech 2005-010, 81 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-010.pdf:16.65MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成11年9月16日から出力上昇試験が開始され、出力上昇試験(4)の定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850
C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転に続いて、平成16年3月21日から平成16年7月7日にかけて、出力上昇試験(5)として高温試験運転モード(原子炉出口冷却材温度950C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転を実施し試験は無事終了した。本報は、高温試験運転モードの出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。高温試験運転モードの放射線モニタリング結果は、定格運転モードと同様に、原子炉運転中における作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850C,原子炉熱出力30MW)の出力上昇試験における放射線モニタリングデータについても一部掲載した。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之; 橘 幸男
JAERI-Tech 2004-045, 67 Pages, 2004/04
JAERI-Tech-2004-045.pdf:4.74MB
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、1次冷却材流量の低下を模擬した試験である循環機停止試験において、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台のうち1台あるいは2台が停止される試験が2002年から2005年に実施され、全3台を停止する試験が2006年以降に計画されている。本報は、安全性実証試験における循環機1台あるいは2台停止時の加圧水冷却器の構造健全性を確認するとともに、循環機3台停止時の1次系内の自然対流発生の可能性について、出力上昇試験中に実施されたスクラム試験の実測データをもとに検討した結果を示す。
植田 祥平; 江森 恒一; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 黒羽 操; 石井 太郎*; 沢 和弘
JAERI-Research 2003-025, 59 Pages, 2003/11
JAERI-Research-2003-025.pdf:2.53MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10
Bq/cm以下であり、Kr及びXe核種の濃度は0.1Bq/cm以下であった。
Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約2
10
、定格30MW出力時において約710であった。事前解析によるKr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。
線エネルギー分析装置の校正試験植田 祥平; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-055, 24 Pages, 2002/07
JAERI-Tech-2002-055.pdf:1.04MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の運転中の燃料及び気体状核分裂生成物挙動の評価及び1次冷却材中の短半減期希ガス濃度から被覆燃料粒子の破損率を推定するため原子炉保護設備の放射能計装,燃料破損検出装置による領域別の
線測定に加えて、1次ヘリウムサンプリング設備の試料採取装置により1次冷却材を採取し、線エネルギー分析装置により試料中の短半減期希ガスの定量分析を行い、核種ごとの希ガス濃度及び放出率(R/B)値を求めている。そのため、HTTRの運転に先立ち、133Xe線源及び固体線源を用いて希ガス濃度の絶対値を求めるための線エネルギー分析装置の校正試験を実施した。本報では、エネルギー分析装置の校正方法及び結果について述べる。
桜井 文雄; 熊田 博明; 神永 文人*
日本原子力学会誌, 42(4), p.325 - 333, 2000/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本研究においては、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持装置としての性能を評価するためのプログラムを開発し、その試験・研究炉への適用性を実験的に検討した。本プログラムにおいては、サイフォンブレーク弁から吸入された空気と1次冷却水が配管内において完全に分離するとした気液完全分離モデルを採用した。本モデルにより、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持性能は確実に評価できることを検証した。また、非常に流出流量が大きい1次冷却系配管破損事故における冷却水流出事象を精度良く解析するためには、空気の巻き込みを伴う渦(air-entraining vortex)の発生を考慮する必要があることが明らかとなった。
沢 和弘; 角田 淳弥; 渡部 隆*
JAERI-Data/Code 99-034, 115 Pages, 1999/06
JAERI-Data-Code-99-034.pdf:3.65MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料に対する設計方針では多少の燃料破損は許容しており、「運転中の追加破損は十分許容しうる小さな値(0.2%)に制限する」こととしている。そのため、HTTRの運転に当たっては、破損率を定量的に推定し異常の有無を判断する必要がある。そのため、これまでに運転中の被覆燃料粒子の破損モデル、希ガス放出率評価モデル、1次冷却材中の希ガス濃度評価モデルを開発してきた。本報は、これらのモデルを併せてコード化した、FIGHT(Fuel Failure and Fission Gas Release Analysis Code in HTGR)について述べたものである。
國富 一彦; 橘 幸男; 本谷 浩二*; 中野 正明*; 七種 明雄; 竹田 武司; 伊与久 達夫; 石仙 繁; 澤畑 洋明; 大久保 実; et al.
JAERI-Tech 97-040, 91 Pages, 1997/09
高温工学試験研究炉において、非核加熱で1次ヘリウムガスを約110Cまで昇温させる試験を実施中に、スタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が測定以上に上昇した。そこで、その原因を解析及び試験により特性するとともに、スタンドパイプ内構造物の一部構造変更により、温度上昇を防止する対策を定めた。また、対策に伴う構造変化により、炉内の流量配分に悪影響が無いこと、制御棒ワイヤーと改造後の構造物の接触が無いことを確認した。本報は、昇温の原因、構造変更の内容、構造変更による影響評価の結果を示したものである。
稲垣 嘉之; 國富 一彦; 宮本 喜晟; 井岡 郁夫*; 鈴木 邦彦*
Nuclear Technology, 99, p.90 - 103, 1992/07
被引用回数：9 パーセンタイル：65.12(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部における冷却材の混合及び流動特性を把握するため、HTTR炉床部の実寸大モデルであるHENDEL炉内構造物実証試験部(T
試験部)を用いた混合実験と3次元熱流体解析コードSTREAM(
-
2方程式乱流モデル)による解析を行った。実験は、中心1領域又は周辺2領域のヘリウムガス温度を他領域のヘリウムガス温度よりも高く設定し、高温プレナム及び出口管内での温度分布を測定した。その結果、ヘリウムガスは炉床部及び出口管内でよく混合され、HTTRの下流に設置された中間熱交換器等は、ホットストリークの影響をほとんど受けないことを確認した。解析結果は、高温プレナム及び出口管内の温度分布を定性的及び定量的によく再現しており、解析コードの有用性を確認した。
稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 井岡 郁夫*; 國富 一彦; 宮本 喜晟
日本機械学会論文集,B, 57(542), p.3520 - 3525, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部における冷却材の混合及び流動特性を把握するため、HTTR炉床部の実寸大モデルであるHENDEL炉内構造物実証試験部(T試験部)による混合実験と3次元熱流体解析コードSTREAM(k-乱流モデル)による解析を行なった。実験は、炉心の中心1領域又は周辺2領域を加熱した場合について行い、高温プレナム及び出口管内の温度分布について解析結果と比較検討した。中心領域を加熱した場合は、高温プレナム内で冷却材が十分に混合され、出口管内でホットストリークは生じていない。また、周辺領域を加熱した場合は、高温プレナム内での混合が不十分でホットストリークが生じるが、出口管内での混合により、中間熱交換器等はホットストリークの影響をほとんど受けないことを確認した。解析結果は、高温プレナム及び出口管内の温度分布を定性的及び定量的によく再現しており、解析コードの有用性を確認した。
稲垣 嘉之; 藤本 望; 元木 保男; 伊与久 達夫; 丸山 創; 塩沢 周策
JAERI-M 90-223, 30 Pages, 1990/12
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持板は、炉心及び炉心支持黒鉛構造物の鉛直方向の荷重を直接支持する機能を有し、その上部にある炉床部断熱層により、炉心内の高温冷却材(約950C)からの熱伝導を低減するとともに、その下面を低温冷却材(約400C)で冷却して、制限温度を超えない構造としている。炉心支持板下面の冷却材流路には、1次ヘリウム配管、補助ヘリウム配管及び多数の支持板支持柱等の構造物がある。これらの構造物は、冷却材を偏流させる可能性があり、その結果として炉心支持板にホットスポットが生じる可能性がある。炉心支持板下面の冷却材の流動を明らかにするために、3次元熱流体解析コードSTREAMを用いて解析を行なった。更に、その解析結果から得られた流速分布より、炉心支持板の温度分布を解析した結果、ホットスポットが発生するような偏流が生じないことを確認した。
鈴木 勝男; 島崎 潤也
JAERI-M 83-191, 22 Pages, 1983/11
本報告書は、流量調節領域出口ガス温度を一定にするオリフィス装置の制卸方式を実験炉を運転する観点から検討し、その結果をとりまとめたものである。
松本 暢彦*; 亀岡 利行*; 時枝 潔*; 岡本 芳三; 宮 健三*
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(6), p.397 - 403, 1980/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス冷却実験炉に用いられている高温断熱システムについて、冷却材圧力の急速減少時の断熱層内ガスの非定常挙動を実験的に研究した。断熱構造物システムにおける急速減圧特性を、繊維質断熱材が充てんされた容器から均圧孔を通して断熱層内のガスを主流へ噴出する単純なモデルにおき替えて、急速減圧時の容器内の軸方向と主流の圧力変化を減圧率,均圧孔径,断熱材充てん密度をパラメータとして実験により調べた。断熱層内と主流との圧力差について主に述べている。また、解析結果と比較し、両者がほぼ一致することが明らかとなった。
戸根 弘人
チタニウム・ジルコニウム, 25(4), p.167 - 178, 1977/04
H.T.G.R.は一次冷却材としてHeを、減速材および燃料被覆材としてグラファイトを使用する。H.T.G.R.の炉心出口の冷却材温度は700C以上の高温となるが、Heとグラファイト間の両立性に関しては問題ない。しかし、冷却材に含まれる不純物によってグラファイトおよび他の構造材が酸化される。このため、He純化技術が耐熱材料の開発と共にH.T.G.R.建設のキーポイントとなっている。高温ガス炉用He純化装置の開発が原子力先進国によって行われているが、ヘリウム冷却材に含まれる水素の除去にチタンスポンジが最近使用されるようになった。このチタンスポンジは水素の吸収量が大きく、しかもその温度制御が容易などの利点を有している。この報文ではH.T.G.R.におけるチタンスポンジの使用と、JMTRのOGL-1に使用されたチタンスポンジトラップについて説明した。
戸根 弘人
JAERI-M 6505, 18 Pages, 1976/04
JMTRに設置されているOGL-1ガススループヘリウムガス圧力30kg/cm
で試料部出口の最高ガス温度1000Cを目標としている。このガスループのヘリウム冷却材の不純物濃度を10ppm以下に維持するため、4つのトラップから構成されるヘリウム精製系がOGL-1に設置される。この精製系の設計において、これらのトラップの容量を決めるために用いた吸着等温線、計算方法、計算式などの詳細を示し、更にトラップ容積、寸法を決定するまでの経過についても記載した。
佐藤 章一; 森山 昇; 助川 友英; 団野 晧文; 大島 恵一*; 山崎 彌三郎; 岡本 次郎; 浜ノ上 熊男; 池添 康正; 徳永 興公
JAERI-M 4630, 17 Pages, 1971/11
昭和44年度に行なわれた低温化学照射装置の運転について述べた。計7回の運転で、装置の特性、特にヘリウム流路の圧力、温度特性を軋定し、設計計算値と比較できる結果を得るとともに、試料取扱いなどの運転操作の習熟も企った。本装置で、充分安全に化学反応系の核分裂片照射実験を行なうことができ、所期の目的を達せられるとみられる。
