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濱本 真平; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 4 Pages, 2017/04
High temperature gas-cooled reactors (HTGRs) use helium as coolant. Because helium tends to leak, welding is often used for joints of pipes and containers. However, the bolt fastening flange is useful for enhancing the maintainability of the industrial plant. If the helium leak characteristic of the bolt fastening flange is clarified and the factor that reduces the leakage of helium can be controlled, it can lead to the reduction of the leak rate of helium. In this study, it was clarified that the temperature difference between the flange surfaces strongly influences the helium leak rate from the flange by experiment using Helium Gas Circulator installed in High Temperature engineering Test Reactor. We also demonstrated that helium leak can be reduced by using this correlation by controlling the flange temperature.
濱本 真平; 根本 隆弘; 関田 健司; 齋藤 賢司
JAEA-Technology 2015-048, 62 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2015-048.pdf:2.58MB
高温ガス炉で使用される1次ヘリウムヘリウムに含まれる化学的不純物の組成に依存して起こる脱炭現象は、炭化物の析出によって強化された合金に著しい強度低下を起こす。そのため、高温工学試験研究炉(HTTR)の1次ヘリウム純化設備は、不純物の発生速度を予測して1次ヘリウム純化設備の容量を設定することで、浸炭性雰囲気が形成されるように設計されている。これまでに、HTTRの運転中の1次ヘリウム中の雰囲気は、浸炭性が形成されていることが確認されているが、実用高温ガス炉では長期間の運転するため、運転期間中に不純物の発生速度が変化することを考慮しなければならない。変化する不純物発生速度に対する一つの対策として、1次ヘリウム純化設備の能力を運転中に制御し、除去速度を制御する方法がある。脱炭性を浸炭性に改善するためには、H
とCOの濃度を増加させることが有効であり、そのためにはHTTRの1次ヘリウム純化設備のうち、酸化銅反応筒(CuOT)の除去効率を下げることで可能となる。そこで、CuOTの効率を明らかにするため、HTTRの既設の1次ヘリウム純化設備にHとCOの混合ガスを注入し、CuOTの効率の温度依存性及び不純物濃度依存性を測定する実験を行った。実験の結果、CuOTの温度を50
Cから110Cに調整すれば、Hの除去量を低減できること、またCuOTの温度制御が原子炉の1次冷却系に影響しないことを明らかにした。これらの結果から、実用高温ガス炉で任意の不純物環境を形成する方法として、1次ヘリウム純化設備の除去効率を制御する技術を実機に適用できることを明らかにした。
栃尾 大輔; 藤本 望
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.425 - 431, 2016/03
被引用回数：1 パーセンタイル：10.71(Nuclear Science & Technology)JAEAでは、将来型高温ガス炉の設計を行っている。この原子炉には異なる温度のヘリウムガスの合流点が多くある。構造物健全性又は温度制御の観点から高温ガス炉の配管内におけるヘリウムガスの混合特性を明らかにする必要がある。過去にHTTRで、ヘリウムガスの混合が十分でないことにより、原子炉入口温度が目標値より低くなるよう制御されていた。現在、この制御系は原子炉入口ヘリウムガスの混合平均温度を使った制御方法へと改良されている。本論文は、HTTRの1次系におけるヘリウムガスの混合挙動を明らかにするために、熱流動解析を行った。その結果、1次系におけるヘリウムガスの混合挙動は主に環状部流路のアスペクト比に影響を受け、高温ガス炉の配管設計では混合特性を考慮する必要があることが分かった。
坂場 成昭; 平山 義明*
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
高温ガス炉の熱を用いた熱化学IS法による水素製造は、その製造過程で二酸化炭素を排出することなく大量の水素を製造することが可能である。原研では、日本初の高温ガス炉HTTRを化学プラントである熱利用システムに接続することを計画しているが、ISシステムは熱利用システムの有力候補である。HTTR-ISシステムにおける高温環境下で使用される構造材(例えば、HTTRの中間熱交換器伝熱管及びHTTRとISシステムを接続する高温二重管のライナ材に使用されるハステロイXR等)の構造健全性維持のためには、ヘリウム化学の確立による化学組成制御が必要不可欠であるが、実機で応用可能な知見は、先行高温ガス炉を含め、これまでに得られていない。そこで、本報では、ハステロイXRの腐食の一つである脱炭・浸炭を防止するため、不純物による影響を、クロムスタビリティ図を用いて個別に評価し、最も影響を与える不純物が一酸化炭素であることを明らかにした。加えて、ハステロイXRの腐食を防止するために化学組成の下限を明らかにした。この知見は、HTTR-ISシステムはもとより、将来高温ガス炉あるいは第四世代原子炉システムの候補であるVHTRに生かされることが期待できる。
坂場 成昭; 橘 幸男; 中川 繁昭; 濱本 真平
Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.4499 - 4511, 2005/08
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するため、HTTRを用いた安全性実証試験が行われている。安全性実証試験による成果は、将来高温ガス炉及び第四世代原子炉システムの候補の一つであるVHTRの経済性の向上につながることが期待されている。安全性実証試験の一つとして実施されている冷却材流量の部分喪失を模擬した循環機停止試験では、温度及び冷却材であるヘリウム中の不純物組成が過渡状態となる。そこで、循環機停止試験における、温度及びヘリウム中の化学組成の実測値をもとに、1次系の主要な機器である、高温二重管,1次加圧水冷却器等の健全性を評価した。温度変化に基づく応力評価及び化学組成変化による炭素析出の評価の結果、原子炉出力100%からの試験における1次系主要機器の健全性が確認された。
C in HTTR藤川 正剛; 林 秀行; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中川 繁昭; 坂場 成昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1245 - 1254, 2004/12
被引用回数：89 パーセンタイル：97.75(Nuclear Science & Technology)日本初の高温ガス炉HTTRは、2004年4月19日に最大熱出力30MWで、原子炉出口冷却材(ヘリウムガス)温度950Cを達成した。出力上昇試験の最終段階として実施された高温試験運転では、原子炉の特性及び性能が確認され、また安全,安定運転のための種々の運転データが蓄積された。原子炉出口冷却材温度950Cの達成により、高温ガスタービンによる高効率発電が可能になるとともに、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、原子力の非電力分野での利用の可能性が広がったことになる。今回の成功により、高温ガス炉を用いた水からの水素製造の実現に向けて大きく前進した。本報は、HTTRの高温試験運転の試験結果について述べたものである。
坂場 成昭; 古澤 孝之; 川本 大樹; 石井 喜樹; 太田 幸丸
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.147 - 154, 2004/10
被引用回数：10 パーセンタイル：55.72(Nuclear Science & Technology)HTTRは、炉心構造物,原子炉圧力容器,原子炉冷却設備,計測制御設備,原子炉格納施設等により構成される。本報では、その他設備となる、ヘリウム純化設備,ヘリウムサンプリング設備及びヘリウム貯蔵供給設備のヘリウム系の補助設備、並びに燃料取扱及び貯蔵設備について、設計の概要を述べる。ヘリウム純化設備は、1次系及び2次ヘリウム系に設置され、冷却材中の化学的不純物を除去する。ヘリウムサンプリング設備は、化学的不純物の濃度を測定する。ヘリウム貯蔵供給設備は、通常運転時にヘリウム圧力を安定に保つ。燃料取扱及び貯蔵設備は、新燃料及び使用済燃料を安定かつ安全に取扱うための設備である。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
小杉山 真一; 滝塚 貴和; 國富 一彦; Yan, X.; 片西 昌司; 高田 昌二
日本原子力学会和文論文誌, 2(3), p.319 - 331, 2003/09
GTHTR300の発電系設備に対する保守・点検の基本方針について検討し、提案を行った。検討に際しては、機器ごとに運転時の使用環境,構造,材料等を考慮し、機能の維持に支障を来す可能性のある劣化・損傷事象を予測した。特に留意すべき事象は、ガスタービンの動翼・静翼に対する高温クリープ及び熱疲労による割れ及び変形等であり、定期的な開放点検により健全性を確認することとした。なお、動翼・静翼には寿命評価による管理が必要であり、劣化傾向を把握し計画的に取り替えることとした。開放点検の周期は設計上の寿命も考慮すると、技術的には最長6年程度までなら妥当であるとの見通しを得た。そのほか、腐食・浸食が予測される前置冷却器及び発電機冷却ガス冷却器の伝熱管をはじめ、圧力バウンダリ機器には軽水炉の相当の検査を行うこととした。また、プラント運転時には巡視点検は行わず、モニタリングにより機器状態を確認することとした。
坂場 成昭; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 浦上 正雄*; 最首 貞典*
JAERI-Tech 2003-041, 106 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-041.pdf:6.58MB
高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発の第2段階として、光ファイバ温度センサのHTTRへの適応性を検討した。光ファイバ温度センサは、漏えいしたヘリウムガスによる光ファイバの温度変化により漏えいの有無を検出する。本検討では、光ファイバ単体での検出方式に加えて、HTTRの高温機器用に保温材と一体となった検出方式の検討を行った。試験の結果、設定した目標時間2時間に対して、漏えい量が5.0~20.0cm
/sでは、60分以内に漏えいを検知し、特に20.0cm/sの漏えいでは、より早い漏えい検知が可能であった。
坂場 成昭; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 浦上 正雄*; 最首 貞典*
JAERI-Review 2002-041, 86 Pages, 2003/03
JAERI-Review-2002-041.pdf:3.21MB
高温ガス炉において、ヘリウム漏えいに対する早期検知は、安全・安定運転のために非常に重要であるが、ヘリウムは無色透明の気体であるため、微小な漏えいが万が一発生した場合の漏えい箇所及び漏えい量の特定は一般的に困難である。本研究は、高温ガス炉に適用可能な高温環境下での高温ヘリウム漏えい箇所特定システムを開発することを目的とする。本システムにより、漏えい検知時間が従来の約1週間から数時間に短縮でき、また連続配置した光ファイバの温度変化によって漏えい箇所が容易に特定できるため、漏えい箇所同定までの時間が短いなどの利点がある。開発の第一段階として、光ファイバによる高温ヘリウム漏えい検知技術の適用可能性を調べるため、国内外における漏えい事故事例及びガス漏えい検知技術を調査した。
坂場 成昭; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 浦上 正雄*; 最首 貞典*
JAERI-Research 2003-006, 65 Pages, 2003/03
JAERI-Research-2003-006.pdf:2.89MB
高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発の最終段階として、小規模漏えい検知のための放射線センサを開発した。本研究では、漏えいしたヘリウムガス中に含まれるFPから漏えいを検知する方法に加え、微小な漏えいを検知するため、空気とヘリウムガスの放射線の阻止能差により漏えいを検出する新しい検出法(アクティブ検出法)を開発した。開発したアクティブ検出法では、微小漏えいとして想定した漏えい量0.2cm/sを、最短10分で検出可能であることが明らかとなった。
石山 新太郎; 武藤 康; 緒方 寛*; 上戸 好美*
日本原子力学会誌, 43(7), p.708 - 717, 2001/07
被引用回数：3 パーセンタイル：27.1(Nuclear Science & Technology)フィン高さ
厚さオフセット長ピッチ,1.2mm0.2mm5.0mm1.6mmの超微細フィンを用いて試作した超細密プレートフィン式熱交換器コア部(=縦横長さ,100mm100mm100mm)の伝熱/流動特性試験を実施し、供試熱交換器の伝熱特性及び圧力損失特性を把握した。その結果、下記結論が得られた。(1)Wietingの予測式と比較して熱伝達率は10%~13%,圧力損失特性は0%~27%それぞれ低い値となった。(2)試験データの解析より、高精度伝熱/流動実験式を導出した。この実験式により実験データは、熱伝導率は90%のデータで偏差
5%,摩擦損失係数は85%でデータが偏差5%で整理することができる。
稲葉 良知; 文沢 元雄*; 殿河内 誠*; 竹中 豊*
Applied Energy, 67(4), p.395 - 406, 2000/12
被引用回数：10 パーセンタイル：50.12(Energy & Fuels)本研究では、原子力エネルギーを電気としてだけでなく、熱エネルギー源として直接産業利用するシステムとして、高温ガス炉核熱を用いたアンモニア製造プラントにおける石炭ガス化について検討した。核熱を利用した石炭ガス化プラントでは、講演ガス炉からの2次ヘリウムガスを用いた水蒸気改質法により石炭をガス化することにした。また、石炭ガス化プロセスでの2次ヘリウムガスの熱利用率を上げるために、ガス化炉として2段式の流動床炉を採用した。CO問題に関しては、化石燃料を用いる必要がないことから、その発生量を既存のアンモニア製造プラントと比較して年間約50万トン削減できることを示した。
橘 幸男; 本谷 浩二*; 竹田 武司; 七種 明雄; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫; 國富 一彦
Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.227 - 238, 2000/10
被引用回数：3 パーセンタイル：26.42(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)では、平成9年2月に非核加熱で1次冷却材を昇温する試験を実施したが、その際、原子炉容器上部の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想定以上に上昇した。HTTRの定格運転時に、これらの温度が設定値を超えることが予測されたため、昇温を防止するための対策について検討し、対策を施した。2段階の昇温防止対策を施工後、対策の効果を実証するための確認試験を実施した。確認試験結果及び温度解析結果から、昇温防止対策が適切であり、定格運転時に設計温度を満足する見通しを得た。
田中 利幸; 大久保 実; 伊与久 達夫; 國富 一彦; 竹田 武司; 坂場 成昭; 齋藤 賢司
日本原子力学会誌, 41(6), p.686 - 698, 1999/00
被引用回数：4 パーセンタイル：34.81(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所では、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温工学に関する先端的基礎研究の実施を主目的として、HTTR(高温工学試験研究炉)の建設が進められている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850C、高温試験運転時950Cの黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉で、燃料・材料等の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。HTTRでは、プラントを構成する全設備が燃料を装荷できる状態に仕上がっていることを確認するため系統別・総合機能試験を実施した。試験項目の選定に当たっては、本試験が計測制御系統施設を本格的に使用し、正規の操作手順で実施する最初の起動・運転であること、将来高温ガス炉開発のためのデータ取得を行うこと等を考慮した。試験は、1996年10月から1998年4月に渡り、この期間に4回に分けて実施した。試験期間は延べ8ヶ月である。本報では、系統別・総合機能試験における主な試験項目とその結果について述べる。
竹田 武司; 中川 繁昭; 國富 一彦
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
高温工学試験研究炉(HTTR)は、黒鉛減速、ヘリウムガス冷却型の原子炉であり、高温ガス炉の一つである。ヘリウム循環機は遠心式の動圧ガス軸受型であり、ヘリウム流量は、周波数コンバータを用いた可変式モータで制御している。低温、低圧条件における特性試験により得たヘリウム循環機の昇圧、出力値は、設計値と比較した。設計特性曲線は、流体機械に対する相似則に基づき、ヘリウム循環機の出入口圧力比と換算出力を無次元量(換算回転数と換算流量)で表す。ヘリウム循環機の換算回転数はヘリウム循環機の入口温度の関数で示し、換算流量は入口温度と入口圧力の関数で示す。同一換算回転数と同一換算流量条件下で、試験で得られたすべてのヘリウム循環機の出入口圧力比は設計値を上回り、換算出力は設計値と同等であることを確認した。さらに、すべてのヘリウム循環機の出入口圧力比と換算出力は、換算回転数と換算流量を用いた数式で近似した。それゆえ、HTTRのヘリウム循環機の高温、高圧条件における昇圧、出力特性が提案した数式により推定可能となった。
橘 幸男; 國富 一彦; 古澤 孝之; 篠崎 正幸; 佐藤 善之*; 柳橋 実*
JAERI-Tech 98-045, 36 Pages, 1998/10
アコースティック・エミッション法を用いた高温工学試験研究炉(HTTR)1次冷却設備二重管の1次冷却材(ヘリウム)漏えい及び熱交換器(中間熱交換器、1次加圧水冷却器、補助冷却器)の伝熱管の流体振動監視装置について検討し、HTTRに適用した。実機への適用に先立ち、1次冷却設備二重管の外管の1/4スケールの試験体を用いた炉外漏えい試験を実施し、検出可能な漏えい量、各種パラメータ(気体、圧力、漏えい箇所の形状、漏えい箇所からの距離)の影響について検討した。その結果、約5Ncc/secの漏えいを検知できることが明らかになった。HTTRの運転開始後に、ノイズ対策を実施する必要があると考えられるが、漏えい検知に有効な方法となる見通しを得た。
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。
下村 寛昭
JAERI-Research 96-034, 73 Pages, 1996/06
JAERI-Research-96-034.pdf:2.47MB
高温ガス炉の利点を活かし得る原子力ガスタービンの技術的課題を明確にするため、閉サイクル・ヘリウムガスタービンと開放サイクルガスタービンとの相違点について検討するとともに、閉サイクルガスタービンの基本的問題、出力と熱効率について考察した。次に、熱交換器類を中心とする圧力損失がガスタービンの主要要素である圧縮機及びタービンの断熱効率に及ぼす影響を検討し、これによる出力と熱効率の低下について計算例を挙げて説明した。さらに、ヘリウムタービンの比速度がもたらす設計諸元及び取り扱いの困難性等に対する種々の問題点を指摘し、これらの妥当性をドイツのヘリウムタービン運転実績によって証明した。最後に、ヘリウム閉サイクルガスタービンの困難を克服し、高温ガス炉との結合を成功させるために必要な基本的課題とその解決のための概念的方策を示した。
國富 一彦; 竹田 武司; 今西 克臣*; 大久保 実; 溝上 頼賢*; 原 輝夫*; 菊池 洋*
日本原子力学会誌, 38(8), p.665 - 672, 1996/00
被引用回数：1 パーセンタイル：14.44(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の1次加圧水冷却器(PPWC)は、原子炉から流入する950Cの1次ヘリウムガスを約400Cまで冷却する逆U字型伝熱管を有する熱交換器である。PPWCの通常運転時の設計除熱量は30MWであるが、除熱量が30MW7%の範囲に入らないと、HTTRに要求されている原子炉出口ガス温度950C、熱出力30MWの同時達成が不可能になる。しかし、原子炉の1次系の機器として、このような高温用PPWCが使用された実績はなく、詳細な伝熱性能は明らかではなかった。そこで、1/2スケールの試験装置を用いた伝熱性能試験により、管外熱伝達式を明らかにした。また、伝熱性能の改良のために設置した受衝板、シール機構の影響等を調べ、PPWCの伝熱設計に反映した。
