Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
深谷 裕司; 沖田 将一朗; 佐々木 孔英; 植田 祥平; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.
Nuclear Engineering and Design, 399, p.112033_1 - 112033_9, 2022/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉のTRISO燃料の核移動を解析し潜在的な支配的な影響を調査した。核移動は主要な燃料破損モードであり、高温工学試験研究炉HTTRでは燃料の寿命を決定するために支配的な要因である。しかし、本研究では、結果と信頼性が評価方法に依存することを示す。この研究で使用される評価方法は、被覆燃料粒子の実際の分布と、結果として生じる非均質な燃料温度計算を考慮している。結果として、最も保守的な評価と比較して、核移動速度が約10%低い評価が得られることが分かった。
萩原 正紀
原子力年鑑2001/2002年版, p.164 - 170, 2001/11
高温ガス炉開発をはじめとする高温工学試験研究について、平成12年4月から13年5月頃までの活動状況を中心にまとめた。本稿は、高温ガス炉開発の意義、高温工学試験研究炉(HTTR)の状況,出力上昇試験,所内関連部門の活動及び海外における高温ガス炉開発の動向と国際協力について記述している。
藤川 正剛
原子力年鑑2000/2001年版, p.209 - 214, 2000/10
高温ガス炉の開発をはじめとする高温工学試験研究について、平成11年4月から12年5月頃までの活動状況を中心にまとめた。本稿は、高温ガス炉開発の意義・高温工学試験研究炉(HTTR)の状況、出力上昇試験、所内関連部門の活動及び海外における高温ガス炉開発の国際協力について記述している。
大島 宏之; 堺 公明; 永田 武光; 山口 彰; 西 義久*; 植田 伸幸*; 木下 泉*
JNC TN9400 2000-077, 223 Pages, 1999/05
JNC-TN9400-2000-077.pdf:6.24MB
実用化戦略調査研究PhaseIの一環として、各種炉型における崩壊熱除去性能評価、炉心・燃料体熱流動評価、および伝熱流動相関式の調査を実施している。本報告書はこれらについて平成11年度の成果をまとめたものである。崩壊熱除去性能評価については電力中央研究所との共同研究として実施し、プラント動特性解析によりナトリウム冷却炉炉壁冷却系(RVACS)の除熱性能に対する各種設計パラメータの影響を把握するとともに、除熱限界の予備評価によりその適用上限を電気出力50万
60万kW程度と推定した。また、ガス冷却炉および重金属冷却炉(鉛、鉛-ビスマス)用の動特性解析手法の整備を行うとともに、仮想プラントを対象として予備解析を実施し、定性的な過渡特性を把握した。さらに各プラントの自然循環力比較のための無次元数を導出した。炉心・燃料体熱流動評価においては、重金属冷却炉やガス冷却炉のピン型燃料集合体、ヘリウムガス冷却炉の被覆粒子燃料体、ダクトレス炉心に対応する熱流動解析手法の整備を行った。また、予備解析として、鉛冷却炉とナトリウム冷却炉の燃料集合体内熱流力特性の比較、炭酸ガス・ヘリウムガス冷却炉の燃料体内熱流力特性の把握、およびナトリウム冷却炉における内部ダクト付燃料集合体内熱流力特性の把握を行った。伝熱流動相関式の調査では、ガス冷却炉、重金属冷却炉に対して、主に炉心・燃料体の熱流動評価の際に必要となる圧力損失相関式や熱伝達相関式を、文献をベースに調査、比較検討を実施し、信頼性と利用しやすさの観点から層流領域から乱流領域までをカバーできる相関式群を推奨した。また、同時に詳細設計への適用には信頼性が不十分と思われるものを、今後データを充足すべき課題として摘出した。
藤川 正剛; 萩原 正紀
原子力年鑑1999/2000年版, p.173 - 177, 1999/00
高温ガス炉開発をはじめとする高温工学試験研究について、平成10年4月から11年5月頃までの活動状況を中心にまとめた。本稿は、高温ガス炉開発の意義、高温工学試験研究炉(HTTR)の状況、初臨界、所内関連部門の活動及び海外における高温ガス炉開発の動向と国際協力について記述している。
萩原 正紀; 重本 雅光; 藤川 正剛
原子力年鑑'98/'99年版, p.166 - 170, 1998/00
高温ガス炉開発を中心とする高温工学試験研究について、平成9年4月から10年6月までの活動状況を中心にまとめたものである。本稿は、高温ガス炉開発の意義、高温工学試験研究炉(HTTR)の状況、燃料、材料、炉工学、核熱利用等の所内各研究部門の活動についてまとめた。さらに、海外における高温ガス炉開発の動向及び国際協力について記述している。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 94-002, 100 Pages, 1994/02
本報告書は、第27サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、28サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、27サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・改良オーステナイト被覆燃料ピン照射、太径燃料ピン照射、日米共研フェライト鋼被覆燃料照射、「もんじゅ」燃料ピン照射、軸非均質燃料照射、高Am-241燃料照射(以上B8)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・大学連合からの受託照射(CMIR,SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、27サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の68,600(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 94-001, 95 Pages, 1994/02
本報告書は、第26サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、27サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、26サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・改良オーステナイト被覆燃料ピン照射、太径燃料ピン照射、日米共研フェライト鋼被覆燃料照射、「もんじゅ」燃料ピン照射、軸非均質燃料照射、高Am-241燃料照射(以上B8)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・大学連合からの受託照射(CMIR、SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、26サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD406の68,100(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。
実験炉部照射課*
PNC TN9360 93-002, 116 Pages, 1993/11
本報告書は、第25サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、26サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、25サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・FFDL炉内試験(II)(F3B)・改良オーステナイト被覆燃料ピン照射、太径燃料ピン照射、日米共研フェライト鋼被覆燃料照射、「もんじゅ」燃料ピン照射、軸非均質燃料照射、高Am-241燃料照射(B8)・日仏交換照射(C4F) ・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・大学連合からの受託照射(CMIR、SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、25サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD330の69,200(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。
馬場 治
日本機械学会動力エネルギーシステム部門ニュースレター, 0(7), p.4 - 5, 1993/11
現在建設中の高温工学試験研究炉(HTTR)の原研における開発の経緯、設計の概要、建設の現状について、主に、高温のエネルギー発生設備としての観点から、国外の高温ガス炉の開発の概要とともに、報告する。併せて、HTTRの運転開始後の利用方法についても言及する。
実験炉部照射課*
PNC TN9360 93-001, 120 Pages, 1993/06
本報告書は、第24サイクル照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、25サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。尚、24サイクルでのおもな照射試験は以下の通りである。・太径燃料ピン照射(C6D)・日仏交換照射(C4F)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)・B4C-ナトリウムボンド制御棒照射(AMIR-5)・大学連合からの受託照射(CMIR,SMIR)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・燃料溶融限界試験 その2(B5D-2)又、24サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)であり、MK-IIでの最高燃焼度(ピン最高)もPFD334の70,600(MWd/t)である。
片桐 政樹; 岸本 牧; 伊藤 博邦; 吉田 広; 福島 征夫; 大川 浩; 猿田 徹
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 327, p.463 - 468, 1993/00
被引用回数：3 パーセンタイル：43.06(Instruments & Instrumentation)3核種の希ガスFP核種をそれぞれ分離しその放射能濃度を定量可能なワイヤ・プレシピテータを開発した。本プレシピテータは希ガスFPの娘核種の放出する連続ベータ線が異なったエネルギー分布を持つことを利用している。評価試験の結果、
Kr,
Krおよび
Xeの3つの核種の間に50倍の放射能濃度差があった場合でもそれぞれの放射能濃度を約20%以下の誤差で測定できることを確認した。また、検出感度はプレシピテーション時間を90秒とした場合、2Bq/cm
であった。本プレシピテータを用いることによって、高温ガス炉の燃料破損検出感度及びその測定精度の向上を図ることができた。また、本プレシピテータはその高感度及び高速応答性を利用して被覆粒子燃料を含めた核燃料の照射試験にも適用可能である。
片桐 政樹; 岸本 牧; 伊藤 博邦; 福島 征夫; 大川 浩; 吉田 広; 猿田 徹; 飛田 勉
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(10), p.957 - 965, 1992/10
高温ガス炉から放出される希ガスFPの検出器としてワイヤプレシピテータを用いたリアルタイムで高感度な燃料破損検出法を開発した。正常燃料と燃料破損状態とを区別するプレシピテータ弁別計数を原子炉運転条件(原子炉出力、燃料温度等)に対応してリアルタイムで変化させ微小な燃料破損(5
10
以下のR/B)の検出を可能とした。弁別計数は診断方程式によって求めたバックグラウンド計数に許容誤差を加えることによって求めた。診断方程式は希ガスFPの放出量を予測する状態方程式、一次冷却系内の希ガスFP量を計算するガス循環方程式及びプレシピテータの検出効率を求める応答方程式から構成した。本検出方法をJMTRのガススイープキャプセル及びOGL-1を用いた照射実験によって評価した。この結果、診断方程式を用いてリアルタイムでバックグラウンド計数を20%の誤差で推定できた。
市橋 芳徳
エネルギーレビュー, 11(10), p.11 - 15, 1991/09
JMTRで現在進めている照射試験及び将来の照射試験として検討している項目から、次の4つを選んで概要をまとめた。(1)発電用軽水炉燃料の出力急昇試験、(2)発電用軽水炉の炉心構造材の照射試験、(3)高温ガス炉用燃料・材料の照射試験、(4)核融合炉ブランケット材の照射試験。なお、本原稿は、(株)エネルギーレビューセンターより原研が依頼を受け、「原研における研究炉利用研究の現状」をまとめる際の第2章の原稿である。
片桐 政樹; 岸本 牧; 寺田 博海; 若山 直昭; 川目 進*; 小畑 雅博; 伊藤 博邦; 吉田 広; 小林 紀昭
IEEE Transactions on Nuclear Science, 37(3), p.1400 - 1404, 1990/06
被引用回数：3 パーセンタイル：45.11(Engineering, Electrical & Electronic)高温ガス炉の燃料破損を検出するには、燃料が正常な状態であっても一次冷却材ヘリウム中に放出されるFPによるバックグラウンド放射能が含まれるため、この量を予測することが不可欠である。一方、燃料破損による放射能及び上記バックグラウンド放射能の放出量は原子炉出力、燃料温度等に依存する。このため、燃料破損検出を行なうには、これらパラメータを変数とした状態方程式を求めることが必要である。状態方程式を求めるのに最も必要な特性は、希ガスFP放射能の燃料温度特性と原子炉出力依存性及びプレシピテータの応答特性であるが、今回JMTRでのFFD実験データを解析することにより、これら特性を求めることができた。また、79サイクルに偶然におきた燃料破損の過渡期の応答特性を測定解析した結果、破損形態を利用した燃料破損検出の可能性を提起することができた。
安野 武彦
資源テクノロジー, (221), p.16 - 20, 1985/00
世界における高温ガス炉開発の動向を紹介し、高温ガス炉の安全上の特徴と発電用高温ガス炉導入に当っての技術的課題を説明した。開発動向では、米国におけるガス冷却炉協会の活動のうちリードプラント(2240MW)と小型炉(250MWモジュラー炉)ならびに西独のHTR-500(一体型ペブル炉)と200MWモジュラー炉について述べた。高温ガス炉の安全性については、ヘリウム冷炉、黒鉛炉心および被覆粒子燃料に基く特長を説明した。最後に、高温ガス炉を発電用に導入する場合の技術的課題について米国での議論を紹介した。
小川 徹; 井川 勝市; 岩本 多實
J.Mater.Sci., 14(1), p.125 - 132, 1979/00
被引用回数：21臭化ジルコニウム、メタン、水素、アルゴンの混合ガスからの、炭化ジルコニウムおよび炭素の化学蒸着挙動について、気体組成の効果を調べた。実験から、主として混合ガス中のメタン濃度が蒸着速度、蒸着物性状の双方を決定することが分かった。また、自由エネルギー最小化法を用いて、Zr-C-H-Br系の化学平衡を計算し、計算結果と実験結果との比較をおこなった。これらの結果から、炭化ジルコニウムの化学蒸着機構を議論した。
松永 朔郎; 田中 利幸; 馬場 治; 高橋 秀武; 中村 圀夫; 逆井 実*; 小畑 清和*; 亀ケ谷 勝彦*; 山田 邦貴*; 臼井 伸一*
日本原子力学会誌, 21(3), p.245 - 267, 1979/00
被引用回数：3高温ヘリウムインパイルガスループ(OGL-1)は材料試験炉に建設され、所期の性能が確認された。ループは多目的高温ガス実験炉開発のための試験装置で、1000
Cのヘリウムガス流動条件下でその燃料およびグラファイトの照射試験が実施される。高温条件下での運転実績のあるシステム、機器、構造が少ないことから、ループの設計、製作にあたり多数の開発要素を含んでいた。そのためループは単なる照射施設というより、実験炉のパイロットプラントといってよい。7年間にわたる開発試験の結果、ループは1977年3月に建設を終了した。そして1000Cの連続運転に成功したものである。本報告では、OGL-1の概要、開発試験、安全設計、構造設計、性能試験について述べる。
荒井 長利; 佐藤 貞夫; 谷 雄太郎*
JAERI-M 7415, 124 Pages, 1977/12
多目的高温ガス実験炉の参考炉心Mark-IIIの基本諸元の選定のために燃料・黒鉛の設計基準の検討を行った。これは、燃料・黒鉛に関する現状での諸研究による知見とそれらに対する設計上の要求とを比較対照させ、現実的な両者の調和点としての材料仕様、安全基準、設計評価法の策定を意図したものである。具体的には、被覆燃料粒子、燃料コンパクト、黒鉛スリーブ・ブロック、炉心支持黒鉛構造物、反応度制御材料が検討された。この設計基準は今後の試験研究の結果をとり入れて、より総括的、妥当なものに改訂されるであろう。
鈴木 弘茂*; 孫 鳳根*; 岩本 多實
日本原子力学会誌, 18(5), p.277 - 285, 1976/05
被覆粒子燃料を高温ガス炉で使用する場合には,被覆粒子の健全性が保持され、かつFPを漏洩しないことが基本的に重要である。粒子の使用寿命を短縮する要因の一つに、アメーバ効果とよばれる、高温で大きな温度勾配の下でのみみられ、燃料核が粒子内で高温側に偏移する特異な現象がある。この効果に関し、研究手法、データの現状、機構などを解説し、あわせて燃料の設計への反映について紹介する。
