Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
高温工学試験研究炉部
JAEA-Review 2021-017, 81 Pages, 2021/11
JAEA-Review-2021-017.pdf:2.53MB
HTTR(高温工学試験研究炉)は、日本原子力研究開発機構大洗研究所で建設された熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950
Cの我が国初の高温ガス炉である。HTTRの目的は高温ガス炉技術の基盤の確立及び高度化のための試験研究であり、現在まで、安全性実証試験、長期連続運転及び高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を実施しており、高温ガス炉の実証試験並びに運転・保守に係る実績を有している。2019年度は、2011年東北地方太平洋沖地震以来運転停止しているHTTRの運転再開に向けての活動を昨年度に引き続き継続している。運転再開のためには、2013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への適合性確認が必要であり、対応する原子炉設置変更許可申請に対する監督官庁への対応を行っている。本報告書は、2019年度に実施された新規制基準への対応、HTTRの運転・保守管理状況、実用高温ガス炉に向けた研究開発、高温ガス炉関係の国際協力の状況等についてまとめたものである。
高温工学試験研究炉部
JAEA-Review 2019-049, 97 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-049.pdf:4.66MB
HTTR(高温工学試験研究炉)は、黒鉛減速ヘリウムガス冷却型、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950Cの日本原子力研究開発機構大洗研究所で建設された我が国初の高温ガス炉である。HTTRの目的は高温ガス炉技術の基盤の確立及び高度化のための試験研究であり、現在まで、定常運転,安全性実証試験,長期連続運転,高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を実施しており、高温ガス炉の運転・保守経験を蓄積している。2018年度は、昨年度に引き続き、2013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への適合確認のための原子炉設置変更許可申請に対する審査対応等を行い、2011年東北地方太平洋沖地震以来運転停止しているHTTRの運転再開に向けての活動を継続している。本報告書は、2018年度に実施された新規制基準への対応、HTTRの運転・保守管理状況、及び、実用高温ガス炉に向けた研究開発、高温ガス炉関係の国際協力の状況等についてまとめたものである。
中川 繁昭; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 徳原 一実; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2017-022, 32 Pages, 2017/09
JAEA-Technology-2017-022.pdf:3.59MB
実用高温ガス炉の設計において、燃料設計、炉心設計、原子炉冷却材系設計、2次冷却材系設計、崩壊熱除去系設計、格納施設設計については、重要性が高く、かつ、その安全要件が軽水炉のそれと大きく異なる。実用高温ガス炉の安全基準の策定に資するため、これらの設計項目の中から、燃料及び炉心の安全要件を達成するための設計事項を検討した。検討にあたっては、受動的な安全性や固有の安全性に基づく高温ガス炉の特長を十分に反映させた。また、炉心設計に関し、キセノン135の生成と消滅による空間出力振動に対する安定性を検討した。検討の結果得られた燃料及び炉心の具体的な設計事項は、今後の実用高温ガス炉の設計に適用可能であり、また、IAEAや国内規制当局における高温ガス炉の安全指針の策定に資することが期待される。
齋藤 伸三; 岡本 孝司*; 片岡 勲*; 杉山 憲一郎*; 村松 健*; 一宮 正和*; 近藤 悟; 与能本 泰介
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05
Japan Atomic Energy Agency set up "Advisory Committee on Monju Safety Requirements" in order to establish original safety requirements expected to the prototype FBR "Monju" SFRs use sodium as coolant. It is not necessary to increase primary system pressure for power generation because of the high boiling point of sodium (883C at atmospheric pressure) and sodium coolant liquid level can be maintained by guard vessels. It would therefore not result in core uncovering accident in early stage even in the case of a loss of primary coolant accident which could occur in LWRs, and hence forced pressure reduction and coolant injection are not necessary for SFRs. Liquid sodium can be used in the wide temperature range and be cooled by natural circulation. In addition, multiple accident management strategies by manual operation can be applied because temperature increase is generally gradual even under accident conditions and grace period (several to several ten hours) before significant core damage occurs can be achieved due to large heat capacity of sodium in systems. This paper summarizes the above mentioned safety requirements expected to Monju discussed by the committee.
猪 博一*; 植田 祥平; 鈴木 紘; 飛田 勉*; 沢 和弘
JAERI-Tech 2001-083, 46 Pages, 2002/01
JAERI-Tech-2001-083.pdf:6.31MB
本報は、高温照射試料取扱設備(使用済燃料検査室(I))の設計条件及び設計結果をこれらの主要な設備ごとにまとめたものである。高温照射試料取扱設備は、同じ建家内にあるHTTRで照射を行った使用済燃料,高温照射試料を対象として検査及び照射後試験の一部を行う小型のセルである。本設備は既設の高温工学試験研究炉(HTTR)原子炉建家内の限られたスペースに追設するものであり、取合条件を考慮して限られたスペースを有効に利用できるよう設計した。本設備は3つのセルで構成され、主要な設備として使用済燃料等からの中性子線及び
線を遮蔽するための遮蔽体,換気空調装置,試料の取扱に用いる内装機器等がある。今後、本設備及び大洗研究所のホットラボを利用してHTTR燃料・材料の照射後試験を実施し、高温ガス炉技術基盤を確立するとともに、長期的にはHTTRにおける照射試験・照射後試験を通じて、要素技術の開発,先端的基礎研究を行っていくこととしている。
久木田 豊*; 新井 健司*; 堺 公明*
日本原子力学会誌, 39(2), p.151 - 153, 1997/00
本会議は、軽水炉の核・熱水力安全解析コードについて、現在のコードの主要な問題点、改良や新規の開発への需要、今後約10年間に実現可能な新技術等について国際的な意見の集約を図ることを目的として、1996年11月5日~8日、米国アナポリスで開催された。本稿は会議における主要な論点を紹介するものである。
斎藤 伸三; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 近藤 達男
Proc. of the Behaviour of Gas Cooled Reactor Fuel Under Accident Conditions, p.31 - 36, 1991/00
HTTR燃料に対する安全上の要求は、1.初期破損率は0.2%以下であること、2.被覆燃料粒子は通常運転条件下で系統的な破損のないこと、3.燃料は、運転全期間を通じて、照射損傷や化学侵食を考慮しても健全性が維持できる設計であること、4.燃料最高温度は、通常運転時はもとより異常な過渡変化時においても、破損しないため1600Cを超えないこと、である。このため、広範なR&Dが実施され、上記要求を満たすことが確認された。R&Dは、燃料製造、通常時の照射挙動及び異常の安全性の分野において行われた。本稿は、これら安全上の要求とR&Dについて総括的に示したものである。
高温ガス炉技術国際シンポジウム実行委員会
JAERI-M 90-103, 399 Pages, 1990/07
原研は、我が国初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)の建設が決定されたのを機会に原子力学会の後援を得て、1990年3月19、20日の2日間東京虎の門パストラルに於いて第1回高温ガス炉技術国際シンポジウムを開催した。本シンポジウムでは、各国の高温ガス炉開発の基本的戦略及び設計の現状、許認可上の重要項目及び関連研究開発を中心に高温ガス炉の現状と展望が討論された。参加国は、日本、バングラディシュ、西独、フランス、シンドネシア、イタリア、中国、スイス、英国、米国及びIAEAで計240人の参加者があった。本報は、本シンポジウムのプロシーディングスとして発表論文等を収録したものである。
島本 進; 中嶋 秀夫; 吉田 清; 多田 栄介; 大金 康夫*; 小泉 興一; 押切 雅幸*
Advances in Cryogenic Engineering Materials, Vol.32, p.23 - 32, 1986/00
超電導マグネットの構造材料と一口にいっても、いろいろな部材がある。原研は、コイル・ケース材料に要求される特性について、約3年前に示し、開発を進めている。今回は、もう少し、細部にわたる要求を示すと共に、現在まで進められた構造材料の開発研究成果についても報告する。なお、本講演は、原研の研究成果が世界に認められたことによる招待講演である。
斉藤 誠次*; 杉原 正芳; 藤沢 登; 阿部 哲也; 上田 孝寿*
Nucl.Technol./Fusion, 4, p.498 - 507, 1983/00
核融合炉のダイバータ室内における中性粒子の挙動を解析し、ヘリウム排気に必要な排気速度を評価するために、モンテカルロ法により中性粒子の密度分布および温度分布を計算するプログラムを開発した。特に、排気ダクト内の中性粒子の挙動を合わせて解析できるプログラム構成とし、排気ダクトに流入する高温の中性粒子が排気効率に及ぼす影響を詳細に解析した。INTORを対象とした数値計算では、ダイバータ内のスクレイプオフプラズマの密度が10
/cmを超えると、必要排気速度は10
l/S以下と極めて低くできる可能性を示した。
西村 和明
Manpower Requirements and Development for Nuclear Power Programes, p.165 - 177, 1979/00
1985年までに3,300万kWの原子力発電を実現するという、日本の新しい計画が最近決定した。この目標を達成するためには、100万kW級の原子炉を今後7年間に19基建設・運転する必要がある。100万kW級の原子力発電所の通常運転・保守には100名の原子炉技術者が必要である、というモデルを假定して、各職種の人材需要の予測を行った。一方、現存するRI研修所、原子炉研修所、BWRおよびPWR訓練センター、放医研、原子力発電会社の各種コースにもとづいて、人材供給の予測を行った。この結果、新計画に対する人材の需要と供給についての比較が行われ、不足している新しい教育・訓練プログラムについて提案が行われている。また原子力発電所の定期検査に従事する技能者の教育・訓練の必要性についても述べている。
神永 雅紀; 荒木 政則
no journal, ,
The JMTR is a light water cooled tank type reactor with 50MW thermal power. From its first criticality in March 1968, the JMTR has been utilized for fuel and material irradiation examinations of LWRs, HTGR and nuclear fusion research as well as for RI productions. The JMTR operation was once stopped in order to have a check and review in August 2006, and the refurbishment and restart of JMTR was finally determined by the national discussion. The refurbishment was started from JFY 2007, and was finished in March 2011. However, at the end of the JFY 2010, the Great Eastern Japan Earthquake occurred, and functional tests before the JMTR restart were delayed. On the other hand, based on the safety assessments considering the 2011 earthquake new regulatory requirements for research and test reactors have established on Dec.18, 2013 by the Nuclear Regulation Authority (NRA). The new regulatory requirements include the satisfaction of integrities for the updated earthquake forces, Tsunami, the consideration of natural phenomena, the provision of manuals for full evacuation, and the management of consideration in the Beyond Design Basis Accidents to protect fuel damage and to mitigate impact of the accidents. Analyses related to the new regulatory requirements have intensively been performed timely, and an application to the NRA will be submitted in this fiscal year.
神永 雅紀; 楠 剛; 荒木 政則
no journal, ,
材料試験炉(JMTR)は、出力50MWの軽水冷却タンク型原子炉である。1968年3月の初臨界以来、JMTRは発電用軽水炉、HTGR、核融合炉の燃料/材料照射試験やRI生産に用いられてきた。2006年8月にJMTRの運転は、外部及び内部委員会によるチェック&レビューのため一旦停止された。国内における議論の結果、JMTRは必要な更新作業の後に運転を再開することが最終的に決定された。更新は、2007年度に開始され、2011年3月に終了した。しかしながら、2010年度の終わりに東日本大震災が発生し、JMTR再稼働前の機能テストに遅れを生じた。一方、2011年の東日本大震災を考慮した検討に基づき、試験研究用原子炉の新規制基準が2013年12月18日に原子力規制委員会により施行された。新規制基準では、地震・津波に係る対応が強化されるとともに、自然現象に対する評価や、設計基準事故を超える事故に対する評価や対策、事故時の避難に対するマニュアルの準備などが求められている。これらに必要な解析・評価を実施した上で、適合確認のための申請を2015年3月27日に実施した。本発表では、新たな規制要求に対する最近の状況とともに海外の若手研究者技術者に対する研修の実施状況等を紹介する。