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高温工学試験研究炉開発部
JAERI-Review 2003-013, 98 Pages, 2003/05
JAERI-Review-2003-013.pdf:4.98MB
日本原子力研究所(原研)のHTTR(高温工学試験研究炉)は、燃料として被覆粒子燃料,炉心構造材に黒鉛,1次冷却材にヘリウムガスを用いた原子炉熱出力30MW,原子炉入口冷却材温度395
,原子炉出口冷却材温度850/950の日本初の高温ガス炉である。HTTR原子炉施設は、大洗研究所の南西部の約5万平方メートルの敷地に平成3年から建設が進められ、平成10年11月10日に初臨界を達成した。その後、平成11年9月から出力上昇試験を進め、平成13年12月に熱出力30MWを達成し、平成14年3月に使用前検査合格証を取得した。本書は、平成11年(1999年)から平成13年(2001年)までの出力上昇試験,設備の整備状況,運転保守管理,放射線管理及び技術開発の状況を紹介する。
藤川 正剛; 大久保 実; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 伊与久 達夫
日本原子力学会和文論文誌, 1(4), p.361 - 372, 2002/12
高温ガス炉(HTGR)は、高温の熱を供給することができ、高い固有の安全性を有するなど優れた特徴を有する原子炉である。HTTRは、我が国初のHTGRで、2001年12月7日定格出力30MW原子炉出口冷却材温度約850に到達し、2002年3月6日使用前検査に合格した。出力上昇試験を、安全に、かつ、確実に行うため、定格出力30MWまでを約10MW,20MW及び30MWと3段階に分割して試験を行った。出力上昇試験は熱出力校正,制御特性,出力係数測定,高温配管の熱変形測定,遮へい性能,燃料及びFPの評価,異常時過渡応答等合計22の試験項目からなる。全ての試験は計画通り行われ、その結果に基づいてHTTRの性能を評価した。本レポートはHTTRの出力上昇試験の結果を報告する。
足利谷 好信; 仲澤 隆; 吉野 敏明; 安 和寿
JAERI-Tech 2001-092, 76 Pages, 2002/01
JAERI-Tech-2001-092.pdf:11.72MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格運転の9MW出力上昇試験(単独・並列運転)に続いて、平成13年1月16日から定格運転及び高温運転試験モード20MW出力上昇試験(単独・並列運転)を実施し平成13年6月10日に終了した。本報は、定格運転及び高温試験運転モード20MW出力上昇試験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をまとめたものである。20MW出力上昇試験の原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果では、放射線物質の放出管理及び放射線作業時の被ばく防護上の特別な配慮が必要な放射線レベルでないことがわかった。
仲澤 隆; 吉野 敏明; 安 和寿; 足利谷 好信; 菊地 寿樹
JAERI-Tech 2001-001, 101 Pages, 2001/02
JAERI-Tech-2001-001.pdf:5.15MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格熱出力30MW原子炉出口冷却材温度850の低濃縮二酸化ウラン被覆粒子燃料を用いた「黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型」で日本最初の高温ガス試験研究炉として平成10年11月10日に初臨界に達し後、平成11年9月16日から平成12年7月8日の間で出力上昇試験(1)の9MW単独・並列運転を終了し、引き続き出力上昇試験(2)の単独運転による出力上昇中に自動スクラム停止した。本報告書は、今後予定している出力上昇試験及び定期自主検査作業等における放射線レベルの測定評価に役立てるため、これまで実施した出力上昇試験(1)及び(2)'において得られた放出放射線物質濃度、線量当量率などのモニタリングデータをまとめたものである。
田中 利幸; 大久保 実; 藤川 正剛; 茂木 春義; 鈴木 紘
Proc. of PBNC'98, 2, p.1203 - 1210, 1998/00
地球環境保護及びエネルギ供給の多様化の観点から高温ガス炉技術の研究開発施設として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設が進められている。建設の進捗状況、系統別・総合機能試験の状況、臨界・出力上昇試験計画について述べる。
石田 紀久; 楠 剛; 落合 政昭; 田中 義美*; 八尾 敏明*; 井上 公夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(2), p.116 - 130, 1993/02
被引用回数：7 パーセンタイル：60.43(Nuclear Science & Technology)原子力船「むつ」出力上昇試験で実施した試験のうち、最も負荷変動の大きい「負荷増加試験」、「前後進切換試験」及び「主機トリップ試験」について、その試験結果に基づき、大負荷変動に対する炉プラント応答特性について述べる。これらは陸上発電炉では通常経験しない舶用炉特有の負荷変動条件に対応させて実施したものである。負荷増加試験においては、蒸気流量を約25%から約70%まで約13秒間に増加させた。前後進切換試験においては、初期炉出力100%の前進側タービン運動状態から、主機を停止し、それから50秒後に後進タービンを炉出力60%相当のところまで運転した。主機トリップ試験においては初期炉出力100%の運転状態から手動でトリップさせた。以上の急激な負荷変動に対し、原子炉はいずれの場合にもスクラムせず、加圧器逃弁及び主蒸気ダンプ弁が作動せず、かつ原子炉自動制御系に対し手動調整することなく、プラントは安定的に定常状態に成定的に定常状態に整定した。大負荷変動時と小負荷変動時には、炉出力及び蒸気発生器圧力の応答に違いが見られる。
板垣 正文; 三好 慶典; 覚張 和彦*; 岡田 昇*
JAERI-M 92-172, 62 Pages, 1992/11
平成2年3月29日より開催された原子力船「むつ」の出力上昇試験のうち原子炉物理に関わる項目について報告する。一連の炉物理試験結果から、設計通りの炉心性能が確認された。昭和49年実施の試験との新旧比較から、16年間に及ぶ長期間の炉停止、平成元年実施の燃料集合体・制御棒の解体・再組立にもかかわらず、原子炉の核特性に変化が生じていないことが確認された。炉物理特性の測定にあたり、デジタル反応度計を活用したことにより、ペリオド法に比べて精度の高い反応度関連測定値を効率的に取得することができた。炉物理特性の多くは、出力運転中でも制御棒が部分挿入される舶用炉特有の3次元特性を示しており、「むつ」用に開発された3次元の炉物理解析コードによる計算結果はこれらを良く再現している。
渡辺 卓嗣; 落合 政昭; 北村 敏勝; 中原 健*; 伊勢 武治; 内藤 裕; 田中 圭
原子力工業, 38(4), p.32 - 50, 1992/04
原子力船「むつ」の出力上昇試験は、平成2年3月29日より、16年振りで再開された。同年12月14日入港の4次航海をもって所定の全試験を完了した。また、同時に海上試運転も成功裏に終了し、平成3年2月14日、「むつ」は我が国初の原子力船として名実ともに完成した。その後、概ね1ヶ年間に、4回の実験航海を行い、原子力船を実際に航行させ海洋環境下でのデータを入手した。本文は、「むつ」の出力上昇試験と実験航海とで得られた実験データを中心に、その間の運航及び運転状況、原子炉の諸特性等を概説したものである。
梅澤 弘一
Isotope News, 0(453), p.28 - 29, 1992/03
東南アジアの研究炉の事情を述べ、そのうちにおけるインドネシアの原子力開発状況とその中心となっている東南アジアでは最大級の多目的研究炉の出力上昇試験の結果と現状を紹介した。
野尻 良彦
JAERI-M 91-113, 52 Pages, 1991/07
スクラム後の運転パラメータの挙動を知ることは、設備保全上の問題に加えて安全運航上の観点から、原子力船の運転員にとって重要である。本報告は、原子炉スクラム後の1次冷却水温度、蒸気流量、母線電力等主要な運転パラメータの0.1秒、1秒または1分毎の過渡変化について、機器の作動と運転操作に関連させて述べたものである。また、スクラム前の原子炉出力の大小が、これら過渡変化に及ぼす影響についても検討を行った。その結果、100%原子炉出力からスクラムした場合の1次冷却水の降温率は1000(
C/h)にも及ぶこと、降温率の過渡変化は2回の極大値を経て収束すること、温度低下の最大値は主に手動操作に影響されること等の興味ある事実が判明した。
田中 義美*; 京谷 正彦; 徳永 貴元*; 森 拓也*
JAERI-M 91-021, 61 Pages, 1991/03
本報告の目的は、船体運動が「むつ」の原子炉出力に与える影響を解明することである。出力上昇試験の航海中に、原子炉の制御系信号及び船体運動計測装置による信号の測定を行った。このデータを用いて、ピッチング角度、ローリング角度、蒸気流量、中性子束及び一次冷却水温度の各信号間の間連を多変数自己回帰モデルによって解析した。その結果、原子炉の動特性に関しては、ピッチング及びローリングから一次冷却水温度及び中性子束への影響はないという結論を得た。負荷と原子炉出力が顕著な相関を示す周波数はピッチング、ローリングの周波数よりも低域に分離している。ピッチング、ローリングは船の大きさ、重量、重心位置に依存し、一方負荷追従特性は負荷と一次系及び二次系の熱容量に依存する。この理由で、「むつ」の原子炉と船体の設計は良く調和しているものと判断される。
落合 政昭; 石田 紀久; 板垣 正文; 坂本 幸夫; 京谷 正彦; 原子力船「むつ」出力上昇試験プロジェクト
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.515 - 526, 1991/00
原子力船「むつ」出力上昇試験結果の概要と実験航海における実験計画について述べる。出力上昇試験は1990年3月29日に関根浜港岸壁に船体係留した状態で開始し、以後、原子炉出力に応じて分けられた六段階の試験を実施した。第1段階では主に「初臨界試験」等の炉物理試験を行い、第2段階では「1次系ヒートバランス測定」や「負荷変動試験」等の主にプラント静特性及び動特性に係る試験を行なった。前者の炉出力は零%、後者の炉出力は約20%までの範囲であり、推進用タービン停止の状態で行なった。第3段階から第6段階は北太平洋上で、それぞれ炉出力約50%、70%、90%及び100%で、炉物理、プラント静特性及び動特性に関する試験を実施した。水・ガス分析、放射化学試験及び放射線レベル測定は出力上昇試験の全期間を通して行なった。試験結果から、本原子炉プラントの性能は「原子炉等規制法」等で要求される要件を満たしていることが確認され、また設計との比較で良い一致が得られた。実験航海は静穏海域、荒海及び高温海域で実操船模擬の実験を行う。
石田 紀久; 楠 剛; 田中 義美*; 八尾 敏明*; 井上 公夫*; 落合 政昭; 原子力船「むつ」出力上昇試験プロジェクト
Proc. of the lst JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.521 - 526, 1991/00
原子力船「むつ」の出力上昇試験及び実験航海時の(1)タービントリップ試験、(2)負荷増加試験、(3)前後進切換試験、(4)単ループ運転試験(実施予定)及び船体運動下での定速運転並びにこれらを船体運動を模擬出来る様改良したRETRAN-02/GRAVコードによる解析結果について述べる。「タービントリップ試験」においては、炉出力はトリップ後約3分以後に約20%(基底負荷相当)に整定し、蒸気発生器水位は一旦約7%低下した後に初期水位に戻る。「負荷増加試験」においては、負荷の20%から70%に約2.4%/秒で増加するのにつれて炉出力もこれに追随し、一次系及び二次系とも約10分後に定常状態となる。「前後進切換試験」においては負荷の急変化(70%
20%(50秒)65%)に対し、炉出力及び加圧器圧力等は自動制御系の作動によりこれに追随した。加圧器水位及び蒸気発生器水位が船体運動により変動した。解析はこれらを良く模擬することが出来た。
伊勢 武治
Japan-USSR on Nuclear Ship, 37 Pages, 1990/11
原子力船「むつ」の研究開発の経緯、設計(一次冷却系、タービン系、ECCS、技術仕様など)、安全解析(LOCA、SGTRなど)、及び出力上昇試験の概要について発表する。
横林 正雄; 石塚 信; 岸 昭正*; 若林 義宗*
JAERI-M 8010, 121 Pages, 1978/12
JPDYN-IVはJPDR-IIの動特性解析のために開発されたもので、通常運転時に発生する可能性のある小幅から大幅まで全ての外乱に対するプラントの応答特性を計算対象としている。本計算コードの特徴は下記の通りである。i)ボイドマップ方式により冷却材ボイド分布の炉特性に与える効果を考慮している。ii)原子炉内を多領域に分割し、滞留水領域の圧力変化に及ぼす影響を考慮している。iii)数値計算において安定した解を得られるように、各領域の出入口流量の関係を代数方程式で表現し解析解を得る方式を採用している。以上の特徴を有する本計算コードを用いて行った計算結果とJPDR-II出力上昇試験結果(50%出力まで)とを比較した。その結果、小幅変動については極めてよい一致を得ている。大幅変動についてはチータ数が少いためにまだ結論を得るに至っていないが得られたデータの範囲では良い一致を得ている。
伊与久 達夫
no journal, ,
1979年に旧日本原子研究所に入所以来、一貫して高温ガス炉開発に従事し、HTTRの設計から供用運転まで経験した。この経験を踏まえて、日本原子力学会秋の大会にて今後の高温ガス炉は開発に向けて以下の7つを提言する。【提言1】今後の高温ガス炉開発において、HTTRを中核施設と位置付け、それを積極的に活用。【提言2】プロジェクトに従事する技術者・研究者が、自発的にマイプラント意識を持てるよう指導。【提言3】研究者の研究意欲を損なわないようにして、施設の保守・運転・試験を経験させる。【提言4】規格・基準類等は学会や国際機関を有効に活用し、過度な保守性を排除(安全性と経済性の両立)、及び最新の知見・実績を短期間でスムーズに反映できるように。【提言5】施設の立上げに際しては、労務管理を確実に行い、施設の特殊性を考慮した運転・試験計画を立案し、一歩一歩慎重に進める。【提言6】施設の維持管理担当者には、規制組織や推進組織での業務を経験させ、幅広い視野をもたせる。【提言7】"国際協力の下で推進"するためにも、HTTRの運転・試験を海外の方が経験できる工夫を。
