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高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.
JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB
中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温
300
Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。
濱本 真平; 澤畑 洋明; 鈴木 尚; 石井 俊晃; 柳田 佳徳
JAEA-Technology 2017-012, 20 Pages, 2017/06
JAEA-Technology-2017-012.pdf:7.9MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒が原子炉運転中に到達する最高温度を測定するため、制御棒先端に融点の異なる合金ワイヤを設置し、原子炉出力100%の状態から原子炉スクラムを経験した後、ワイヤを制御棒から取出し、ワイヤの溶融状態を確認する体系を構築することとした。本研究で溶融ワイヤを取出すための取出し装置を作製した。取出し装置は、想定どおりに機能し、マニュピレータを用いた遠隔での溶融ワイヤを安全、かつ確実に実施することができ、かつ溶融ワイヤの外観観察も明瞭に実施できたことから、制御棒温度計測技術の開発に成功した。ワイヤの外観を観察した結果、融点が505C以下の融解線が融解し、融点が651C以上の融解線が融解していないことが確認された。したがって、制御棒先端の最高到達温度は、505Cから651Cの範囲にあること、すなわち制御棒は、反応炉スクラム時であっても、制御棒被覆材のAlloy 800Hの使用温度基準(900C)の範囲内で使用できていることが分かった。
奥村 進; 荒川 和夫; 福田 光宏; 中村 義輝; 横田 渉; 石本 貴幸*; 倉島 俊; 石堀 郁夫; 奈良 孝幸; 上松 敬; et al.
Review of Scientific Instruments, 76(3), p.033301_1 - 033301_6, 2005/03
被引用回数：9 パーセンタイル：43.09(Instruments & Instrumentation)AVFサイクロトロンの運転において、ビーム電流減少を引き起こす数十時間に渡る10
台の磁場変動が生じていた。実験の結果より、励磁コイルからの熱によって鉄心温度が上昇し、ビーム特性の劣化を引き起こす磁場変動を発生させていることを明らかにした。鉄心温度上昇を防ぎ、高安定磁場を実現するために、メインコイルとヨークとの間への熱絶縁やトリムコイル冷却水温度制御の高精度化といった鉄心温度制御技術を開発した。この温度制御によって、磁場安定度
5
10
を達成し、2%のビーム強度安定度を得た。
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：55.72(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900C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。)
齋藤 賢司; 中川 繁昭; 平戸 洋次; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 土山 賢*; 安任 敏雄*; 茂木 利広; 水島 俊彦; 中澤 利雄
JAERI-Tech 2004-042, 26 Pages, 2004/04
JAERI-Tech-2004-042.pdf:1.16MB
HTTRの原子炉制御系は、原子炉出力制御系,原子炉入口温度制御系及び1次冷却材流量制御系等から成り立っており、1次冷却材流量一定条件の下に、原子炉出力30MW,原子炉出入口冷却材温度850C/395Cを達成している。本報告書は、原子炉制御系のうち、原子炉入口温度制御系について、HTTRの出力上昇試験において実施した制御特性試験の結果を示すものである。試験の結果、外乱に対して原子炉入口冷却材温度を安定に制御できる制御パラメータを選定することができた。また、選定した制御パラメータにより、原子炉入口温度制御系が定められた制御変動幅内での安定した温度一定運転ができること、及び原子炉運転中の外乱に対して、原子炉入口冷却材温度を発散させることなく、安定に追従できることを確認した。
長尾 美春; 宮澤 正孝; 小向 文作; 藤木 和男
JAERI-Tech 2003-067, 33 Pages, 2003/07
JAERI-Tech-2003-067.pdf:1.63MB
大洗研究所JMTR(定格出力50MW)は、第145サイクルの共同利用運転を行っていた2002年5月14日午前11時40分頃、「制御棒外部コイル追従不良」のスクラム信号が発信し自動停止した。本件について原因調査を行った結果、5本の制御棒のうちの一つであるSH-3について追従不良検出回路のリレー端子に緩みがあり、接触不良によってリレーが作動してスクラム信号が発信したと判断された。しかし調査の過程で、自動制御棒に使用されていた制御棒SR-1位置の記録から、自動停止前数時間のSR-1の挙動が複雑で実際に追従不良が生じた可能性も否定できなかったため、SR-1の挙動について、原子炉の動特性の観点から分析を行った。その結果、当日午前7時前後から自動停止に至る約5時間のSR-1の位置変化は、1次冷却水の温度変化による減速材温度反応度,運転員による出力調整,燃料中の235Uの燃焼による反応度変化、の影響が重なり合ったものであることがわかった。
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。
曽我部 敏明; 石原 正博; 馬場 信一; 小嶋 崇夫; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 星屋 泰二; 平岡 利治*; 山地 雅俊*
JAERI-Research 2002-026, 22 Pages, 2002/11
JAERI-Research-2002-026.pdf:2.41MB
高温工学に関する先端的基礎研究のうち、高温ガス炉技術の高度化のための原子炉要素技術の研究開発として炭素繊維強化炭素複合材料(C/C複合材料)製制御棒被覆管の研究開発を進めている。また、実用化に反映可能となる物性予測,評価に関する基礎的な研究を「耐熱セラミックス複合材料の照射損傷機構に関する予備試験」の一環として進めている。本報告は、これまで行ってきたC/C複合材料に関する研究開発についてまとめたものである。開発に当たっては、材料特性,構造物の製作可能性,安定供給性,コストなどを考慮し、C/C複合材料の試作・検討により有望な材料を開発した。材料特性としては、引張強さや曲げ強さ等の機械的強度が高いこと、破断ひずみが大きくかつ靭性が高いこと、中性子照射に対して寸法変化が少なく安定性が高いこと等を考慮している。その結果、炭素繊維としてポリアクリロニトリル系の平織りクロス,マトリックス材としてピッチを用い、さらに耐照射損傷性を高めるための特別な熱処理及び原子炉級に不純物を除去する高純度化を施した2次元炭素繊維強化炭素複合材料(2D-C/C複合材料)を開発した。
飛田 正浩*; 板橋 行夫
JAERI-Tech 2002-042, 40 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-042.pdf:2.09MB
軽水炉の高経年化に関連して、照射誘起応力腐食割れ(IASCC;Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は炉内構造物の信頼性に関する重要かつ緊急の検討課題とされており、このような状況から、沸騰水型軽水炉(BWR)の炉内環境を模擬した照射試験を行うことができる高度材料環境照射装置をJMTRに設置するための設計検討を進めている。高度材料環境照射装置は、照射試験片を収納し炉内に装荷する飽和温度キャプセル、飽和温度キャプセルに高温高圧水を供給する水環境制御装置などから構成される。本報告書は、核種評価コードORIGEN-2と遮へい計算コードQAD-CGGP2を用いて、作業の安全性確保のために水環境制御装置が設置されるJMTR原子炉建家炉室B1Fのキュービクルの外壁表面における線量当量率の評価と、原子炉停止後にキュービクル内に立ち入る場合に最も高線量が予想される同装置のイオン交換塔遮へい体表面の線量当量率評価の結果についてまとめたものである。
菅野 勝; 北島 敏雄; 本間 建三
KAERI/GP-195/2002, p.71 - 75, 2002/00
最近の照射試験では、原子炉材料の照射損傷機構の詳細な解明を目的として、原子炉起動・停止時などの過渡状態においても常に試料を一定温度に保つことによって温度変動の影響(低温照射効果)を除いた照射試験が要求されている。JMTRでは、照射キャプセルの温度制御に関して、従来の手動操作で行っていた制御方式を改良し、ガス層圧力調節系に、原子炉出力信号でガス層の圧力を調整する先行温度制御回路を組込み、ヒータ出力のフィードバック制御と併用して試料温度を制御する新たな方式を開発することで一定温度制御の自動制御システムを構築した。
藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 齋藤 賢司; 小林 正一; 澤畑 洋明; 石仙 繁
JAERI-Tech 2000-091, 49 Pages, 2001/03
現在HTTRでは出力上昇試験を進めており、これまで50%出力を達成している。HTTRの出口温度は950と高いため、出力上昇の過程で炉心内の温度変化が大きい。このような炉心の解析精度の向上を目的として各出力での臨界制御棒位置及び温度係数について測定を行い、解析との比較を行った。解析は、熱流動解析コードと拡散計算のくり返しにより求めた炉内温度分布を用いて、モンテカルロ計算と拡散計算により行った。その結果、臨界制御帽位置はモンテカルロ計算により50mm以下の誤差で一致し、100%出力では2900mm程度になると予想された。温度係数は拡散計算の結果とよく一致した。今後、出力100%までの測定を行い、解析結果と比較することにより解析精度の向上を目指す。
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。
C/Zircaloy reaction at temperatures from 1,173 to 1,953K永瀬 文久; 上塚 寛; 大友 隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(4), p.367 - 374, 1997/04
被引用回数：4 パーセンタイル：37.18(Nuclear Science & Technology)シビアアクシデント時におけるBWR燃料集合体の損傷・溶融に及ぼす制御棒破損の影響を評価するための基礎的な知見を得ることを目的に、11731953Kの温度範囲でBC中性子吸収材とジルカロイの化学反応を調べた。界面に形成された反応層の成長とジルカロイの肉厚減少を温度と時間の関数として評価し、反応速度を求めた。全体の反応は概ね2乗則に従い、各試験温度における反応速度定数を決定した。1823Kと1873Kの間で反応速度の急激な増大が見られた。これは反応の先端部で局所的にZr-BC系の液相が形成されることに起因している。したがって、反応速度定数の温度依存性は、11731823K、18231953Kという温度範囲に分けて決定した。
C and stainless steel at high temperatures永瀬 文久; 上塚 寛; 大友 隆
Journal of Nuclear Materials, 245(1), p.52 - 59, 1997/00
被引用回数：45 パーセンタイル：93.53(Materials Science, Multidisciplinary)BWR制御棒の構成材料間の化学反応を調べるために、BCとステンレス鋼からなる反応対をアルゴン中、1073~1623Kの温度範囲で等温加熱した。化学反応により反応界面に複雑な反応層が形成された。反応速度を評価するためにステンレス鋼の肉厚減少を温度と時間の関数として測定した。反応は2乗則に従い反応速度定数と見かけの活性化エネルギーが求められた。反応速度の急激な変化が約1485Kで見られ、このことは、対応する温度にある鉄とボロン(それぞれの材料の主構成元素)間の共晶生成によって説明することができた。
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：56.36(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。
永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛; 古田 照夫
JAERI-M 92-179, 31 Pages, 1992/11
ジビアアクシデント時におけるPWR用銀-インジウム-カドミウム制御棒合金とジルカロイの反応は、集合体溶融に大いに影響を及ぼすし、著者らはジルカロイ-4と制御棒合金の反応を調べすでに報告をした。この複雑な反応系のメカニズムを探るために、合金の主成分である銀とジルカロイ-4を、アルゴン中1273~1473Kで等温加熱しジルカロイの溶解挙動を調べた。本実験の結果と制御棒を用いた試験の結果を比較し、インジウムの寄与を考察した。反応速度は制御棒合金を用いた反応と同様に、試験温度の上昇とともに増大したが、低温側で制御棒材/ジルカロイ反応に比べて小さかった。この差は主に銀と制御棒合金の融点の差によるものと考えられる。1473Kでは2つの反応速度はほぼ同等であった。反応時間の経過に伴うジルカロイの肉厚減少はほぼ2乗則に従った。各温度での反応速度定数と見かけの活性化エネルギ580.8kJ/molを求めた。
原山 泰雄; 染谷 博之; 麻生 智一; 新見 素二
JAERI-M 92-149, 78 Pages, 1992/10
JMTR内で照射される照射試験用キャプセルの型式として、内部へ高圧水を供給するタイプのキャプセルがある。本型式のキャプセルを設計するに当たっては、キャプセル内の熱挙動をできるだけ正確に把握しておく必要がある。そのための計算プログラムとしてSATCAPが作成された。現在、本タイプのキャプセルには、燃料棒照射用のBOCAキャプセルと材料試料照射用の飽和温度キャプセルがあり、照射に供されている。各々のキャプセルの照射挙動が解析された。その結果、これらキャプセルの熱挙動の解析に本計算プログラムは、十分な性能を有することが確認された。本報告書における計算プログラムSATCAP-Cは、供給水のキャプセル内への供給方法、外筒管の構造および照射試料の種類(燃料か材料か)を選択可能とし、現状で考えられる本型式のキャプセルの熱挙動を十分把握できるものである。
永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛; 古田 照夫
JAERI-M 92-001, 28 Pages, 1992/02
加圧水型軽水炉のシビアアクシデント時における、溶融した制御棒合金とジルカロイの反応性を調べるために、銀-インジウム-カドミウム制御棒合金とジルカロイ-4を、アルゴン中、1273K~1473Kの温度範囲で等温反応させた。反応速度は試験温度の上昇とともに増大し、1473K60秒間の反応でジルカロイの肉厚は約1mmが減少した。反応時間の経過にともなうジルカロイの肉厚減少はほぼ2乗則に従った。各温度での反応速度定数を求めるとともに、反応の見かけの活性化エネルギ約334KJ/molを求めた。また、反応試験後、金属顕微鏡やEPMAを用いて反応相の金属組織や元素の移動を調べた。
村田 勲; 山下 清信; 丸山 創; 藤本 望; 新藤 隆一; 数土 幸夫
JAERI-M 91-165, 71 Pages, 1991/10
HTTRは原子炉出口温度が950Cと高く、このためスクラムに伴う原子炉停止においては、制御棒の高温における繰り返し使用による寿命の低下を避けるため、まず反射体領域の制御棒を挿入して原子炉を未臨界にし、ついで炉心温度が所定の温度(原子炉出口温度が750C)に下がるのを待って、あるいは所定の時間(2400秒)をおいて燃料領域へ制御棒を挿入して常温で未臨界を維持する制御棒2段階挿入方式を採用している。本報告では、2段階挿入方式を用いたスクラム時において燃料領域の制御棒が挿入されるまでの間、原子炉を未臨界に維持できることの確認を行った。この結果、もっとも厳しい条件となる原子炉出口温度950Cからのスクラム時でも0.7%
k/k(制御棒1対のスタックを考慮した場合)の炉停止余裕を確保できることがわかった。
羽田 一彦; 西口 磯春; 武藤 康; 辻 宏和
Nucl. Eng. Des., 132, p.1 - 11, 1991/00
被引用回数：24 パーセンタイル：90.25(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)においては、第1種機器はヘリウム雰囲気下で通常運転時の最高温度が900Cを超えることがあり、また、制御棒は原子炉スクラム時に約900Cまで加熱される。超高温で使用する第1種機器用材料としてはニッケル基耐熱超合金のハステロイXRを開発し、また、制御棒用材料としては耐照射性を考慮し鉄基耐熱超合金のアロイ800Hを選定した。上記超合金のHTTRにおける使用条件は、LMFBRに適用する高温構造設計方針の適用範囲を超えているため、新たに高温構造設計方針を開発することが是非とも必要である。また、超高温ではクリープが非常に顕著に生ずるため、構造解析法としてクリープ解析法が必要になる。本論文は、上記超合金の選定・開発並びに高温構造設計方針及びクリープ解析法の開発成果を述べたものである。
