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高温工学試験研究炉部
JAEA-Review 2023-016, 82 Pages, 2023/09
JAEA-Review-2023-016.pdf:2.31MB
HTTR(高温工学試験研究炉)は、茨城県東茨城郡大洗町にある日本原子力研究開発機構が建設した熱出力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温ガス炉の安全性の実証等であり、1998年の臨界から現在まで、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。2021年度は、原子力規制委員会が定めた新規制基準対応に係る活動を完了し、2011年東北地方太平洋沖地震以来停止していたHTTRの運転を約10年ぶりに再開した。また、炉心冷却喪失試験(出力30%における循環機3台停止かつ炉容器冷却設備を停止した炉容器冷却設備停止試験)の安全性実証試験を実施した。本報告書は、2021年度に実施された新規制基準への対応状況、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。
島崎 洋祐; 山崎 和則; 飯垣 和彦
保全学, 18(1), p.16 - 20, 2019/04
高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)は、高温の冷却材を利用した水素製造技術の研究開発及び高温ガス炉開発のための試験研究を目的として、日本原子力研究開発機構の大洗研究所に設置されている日本初の高温ガス炉である。現在HTTRは、早期の運転再開に向けて、2013年12月18日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のための原子力規制委員会による審査に対応している。本報では、保全管理に係る項目として、HTTR原子炉施設の設備、機器類の保守管理の実施状況について紹介する。
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.
崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)システム計算科学センターでは、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の研究開発を進めてきた。2011年東北地方太平洋沖地震では、原子力機構大洗地区の高温工学試験研究炉(HTTR)では、震度5強を観測した。本研究では、様々な不確定性を有するパラメータ(地盤・建屋相互作用、地盤物性)を用いたHTTRの3次元有限要素モデルによって実施した東北地方太平洋沖地震の地震応答解析のパラメータスキャン結果を報告する。上記の不確定性を有するパラメータに対する応答結果のばらつきを評価することにより、妥当性の高い3次元有限要素モデルの構築に必要な知見が得られた。
島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 高田 昌二; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 濱本 真平; 篠原 正憲
Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.1034 - 1042, 2016/03
HTTRでは起動用中性子源として、
Cf(3.7GBq
3個)を炉心内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷、中性子源ホルダ収納ケース及び中性子源用輸送容器への収納は販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの黒鉛ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回の交換作業において、輸送容器に中性子源ホルダを取扱う上でのリスクが2つ確認された。従来の輸送容器は大型(
1240mm、h1855mm)で床に固定できないため、地震時の輸送容器のズレを原因とする漏えい中性子線・
線による被ばくのリスクがあった。また、中性子源ホルダ収納ケースが長尺(155mm、h1285mm)で、メンテナンスピット内の適切な作業位置に引込めないため、中性子源ホルダの遠隔操作による取扱いが困難となり、ホルダが誤落下するリスクがあった。そこで、これらの問題を解決する、新たな輸送容器を低コストで開発した。まず、被ばくのリスクを排除するために、メンテナンスピット上部のフロアにボルト固定できるよう輸送容器を小型化(820mm、h1150mm)した。また、中性子源ホルダケースをマニプレータで適せつな位置に引き込めるように小型化(75mm、h135mm)かつ単純な構造とし、取扱性を向上させた。その結果、2015年に行った中性子源ホルダ取扱作業は安全に完遂された。同時に、製作コストの低コスト化も実現した。
高温工学試験研究炉部
JAEA-Review 2014-041, 140 Pages, 2014/12
JAEA-Review-2014-041.pdf:14.06MB
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターのHTTR(高温工学試験研究炉)は、熱出力30MWの黒鉛減速ヘリウムガス冷却型原子炉で、我が国初の高温ガス炉である。平成25年度は、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設の新規制基準の適合のための原子炉設置変更許可申請書の作成等を行い、平成23年東北地方太平洋沖地震以来運転停止しているHTTRの再稼働に向けての活動を実施した。本報告書は、平成25年度(2013年)のHTTRの運転と保守及び各種技術開発の状況等について紹介する。
馬場 信一; 石原 正博; 鈴木 世志夫*; 高橋 常夫*; 星屋 泰二
JAERI-Data/Code 2002-008, 126 Pages, 2002/03
JAERI-Data-Code-2002-008.pdf:4.82MB
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた高温工学に関する先端的基礎研究の課題は、次に示した3分野が選定されている。(1)新素材・材料開発分野,(2)放射線化学・核融合関連分野,(3)高温照射技術・その他原子力関連分野。これら3分野のうち7研究課題がHTTRを用いた照射試験の有効性を調べるための予備試験を実施中で、これらの中から平成15年度から開始予定のHTTR照射試験を実施する研究テーマとして、(1)新素材・材料開発分野の中から次の3研究課題が選択されている。第1次(平成15年度)及び第2次(平成16年度)照射試験ホルダーに試験片を装荷した。(1)中性子転換ドーピングによる高温・SiC半導体創製の研究,(2)高温酸化物超伝導材料の照射による特性改良の研究,(3)耐熱セラミックス複合材料の照射損傷機構に関する研究。本報告書は、第1次及び第2次HTTR照射試験用ホルダーと装荷した試料に関する技術データーについてまとめたものである。
木崎 實; 本田 順一; 宇佐美 浩二; 大内 朝男*; 大枝 悦郎; 松本 征一郎
JAERI-Tech 2000-087, 50 Pages, 2001/02
JAERI-Tech-2000-087.pdf:2.78MB
東海ホットラボでは、四半世紀以上にわたって高温工学試験研究炉用燃料・材料の研究開発のための照射後試験を実施してきており、被覆粒子燃料,アロイ800H,圧力容器鋼材等の開発や選定、安全審査・設計工事認可対応に有用なデータを提供してきた。本報は、HTGRからスタートして最終的にHTTRに至る開発に伴って実施してきた材料関連照射後試験の技術的変遷と試験成果をまとめたもので、高温引張試験,クリープ試験,シャルピー衝撃試験,弾塑性破壊靱性(J
)試験,動的破壊靱性(K
)試験,スモールパンチ試験,電気化学的腐食試験等について開発整備してきた試験装置,遠隔操作技術,評価技術,及び,耐熱・耐圧材料の高温照射脆化の特徴,さらには、これら材料の研究開発やホットラボ技術の進展への寄与等を概説する。
研究評価委員会
JAERI-Review 2000-020, 28 Pages, 2000/09
JAERI-Review-2000-020.pdf:2.43MB
研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」等に基づき、高温工学専門部会を設置し、高温工学試験研究炉開発部及び核熱利用研究部の研究開発課題について、平成12年度からの5年間の計画事前評価を実施した。高温工学専門部会は平成11年12月27日に開催された。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目、評価の視点、評価の基準に従って行われた。同専門部会がとりまとめた評価結果は、研究評価委員会で審議され、妥当と判断された。本報告書はその評価結果である。
小川 益郎; 椎名 保顕; 文沢 元雄; 武田 哲明; 高田 昌二; 久保 真治; 稲葉 良知
JAERI-Tech 98-062, 126 Pages, 1999/01
高温工学試験研究炉(HTTR)において、1次上部遮へい体昇温の原因について、数値計算、模擬実験等により検討した結果、1次上部遮へい体の昇温は、おもに、アニュラス部パージガス流量の低下によって生じていると考えられる。このアニュラス部パージガス流量が低下する原因を熱流体工学上妥当、製作上現実的と考えられる範囲内では、特定することができなかった。そこで、アニュラス部パージガス流量が低下する仮想的な原因を幾つか仮定し、そのもとで、HTTR定格運転時の1次上部遮へい体温度を予測した。仮定した幾つかの原因のもとでは、HTTR定格運転時のアニュラス部パージガス流量は、0.899g/sから2.69g/sの範囲となり、これらの値を入力した2次元熱流体計算の結果、コンクリート温度の計算値は、40C以下から約86Cまで変化する結果となった。
重本 雅光; 塩沢 周策
原子力年鑑'97, p.129 - 134, 1997/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の概要及び建設の状況について記載した。又、高温工学試験研究と特に高温ガス炉の多目的利用としてHTTR核熱利用に関する研究開発に係わる内容及び海外の高温ガス炉の動向を記述した。本稿は平成8年4月から平成9年3月までの状況を中心にまとめたものである。
栗原 良一; 橘 幸男; 西原 哲夫; 丸山 創; 塩沢 周策; 大下 真一*
圧力技術, 32(3), p.154 - 165, 1994/00
熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950Cを目指した高温工学試験研究炉の建設が日本原子力研究所大洗研究所で進められている。使用圧力3.9MPa、温度約400Cのヘリウムガスを内蔵するHTTRの耐圧バウンダリは、原子炉圧力容器、中間熱交換器、1次加圧水冷却器等から構成される。このうち、原子炉圧力容器は内部にHTTRの安全上極めて重要である燃料体、黒鉛反射体、反応度制御設備、炉心支持構造物等を収納するため、耐圧バウンダリの中でも最重要機器の一つである。高さ13.2m及び直径5.5mの原子炉圧力容器は、円筒胴と上下の半球鏡から成る。原子炉圧力容器の主要材料として、21/4Cr-1Mo鋼を使用するが、この材料は、軽水炉で圧力容器鋼材として広く使用されているMn-Mo鋼よりも高温において優れたクリープ強度特性を有する。本報告は、主としてHTTRの原子炉圧力容器の構造設計について概説する。
日野 竜太郎; 福島 久*; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 33(7), p.685 - 694, 1991/07
HENDELに設置された燃料体スタッフ実証試験部1チャンネル試験装置を用いて、高温工学試験研究炉と同じ温度圧力条件のもとで、制御棒駆動装置の信頼性試験を実施した。使用した制御棒駆動装置とそれに接続した制御棒は実機とほぼ同じ仕様である。本試験では、実機プラント寿命20年間の想定駆動回数を上回る駆動試験を行なった。通常運転において挿入・引抜き不能は一度もなく、位置制御の設定値と指示値はよく一致した。実機仕様の自由落下スクラムにおいてもスクラム不能は一度もなく、オーバーランは63~71mmの範囲と比較的短距離であった。また、制御棒の挿入・引き抜きによる圧力配分に影響しないことがわかった。試験終了後に構成部品の分解検査を行ったが、とくに異常はみられず健全であった。
荒 克之; 山田 政治; 若山 直昭; 川上 春雄*; 石井 正美*
FAPIG, 0(125), p.19 - 27, 1990/07
高温工学試験研究炉の炉心出口温度計測用熱電対の黒鉛との共存性を確保するため、熱電対シース材に各種のセラミックスコーティングを行い、それらの高温黒鉛との共存性(反応の有無、コーティング膜の健全性など)を試験した。ヘリウム中1200C、3000時間の試験の結果、シース材表面にジルコニアのプラズマ溶射膜を被覆することにより黒鉛との回相拡散反応が抑制されることがわかった。熱電対としての安定性はN型熱電対素称/ナイクロシルシースの組合わせが最もすぐれていた。シース内面では、絶縁材であるマグネシアとの反応による局部腐食が発生していたが、腐食深さは60
m以下であり、実用上問題がない。なお、本論文の内容は1989年原子力学会年会および1990年原子力学会年会で発表済の範囲のものである。
佐伯 正克; 中島 幹雄; 佐川 千明; 正木 信行; 平林 孝圀; 荒殿 保幸
JAERI-M 90-084, 14 Pages, 1990/06
HTTR雰囲気における放射性有機ヨウ素の生成及び分解挙動について調べた。漏洩したCsIを模擬し、Na
Iを付着した黒鉛を、He、He+O
、He+HO等の雰囲気中で加熱し、次の結果を得た。(1)有機ヨウ素は黒鉛から放出される炭化水素を炭素源として生成している。従って、黒鉛の加熱前処理により、生成量は著しく減少する。(2)有機ヨウ素は非常に熱分解しやすく、加熱した黒鉛床に通した場合には、90Cでも70%以上が分解する。(3)酸素及び水素の混入は、いずれも有機ヨウ素への変換率を著しく減少させた。これらの結果は、HTTR通常運転時には圧力容器内に有機ヨウ素の存在する確率は小さいこと、仮想事故時に格納容器へ放出される有機ヨウ素は非常に少ないであろうことを示している。
椎名 保顕; 國富 一彦; 丸山 創; 藤田 茂樹; 中川 繁昭; 平野 雅司; 伊与久 達夫; 新藤 雅美; 数土 幸夫
JAERI-M 90-034, 104 Pages, 1990/03
本報告書は、高温工学試験研究炉(HTTR)の異常事象の解析を行うコードとその検証についてまとめたものである。異常事象の解析に使用したコードは、1.BLOOST-J2コード、2.THYDE-HTGRコード、3.TAC-NCコード、4.RATSAM6コード、5.COMPARE-MOD1コード、6.GRACEコード、7.OXIDE-3Fコード、8.FLOWNET/TRUMPコードである。上記コードのうち、1、3、4、5、6、7は、マルチホール型炉心のガス炉用コードとして開発されたものをHTTR用に改良したものであり、2は軽水炉のLOCA時の熱過渡流力解析コードをHTTRの熱過渡流力解析用に改良したものである。それぞれのコードに対して、検証実験及び検証済み計算コードとの比較を行い、その妥当性を検証した。
松尾 秀人; 斎藤 保; 今井 久
JAERI-M 89-080, 18 Pages, 1989/06
高温工学試験研究炉の炉床部断熱構造物にとって、寸法安定性は断熱性とともに重要な性質のひとつである。この材料に選定されているASR-ORB炭素材料の原子炉寿命中における寸法と断熱性の耐久性を、これら性質に関する試験結果と微細構造に関する研究成果を使用して評価した。この結果、炉床部断熱構造物の寿命末期における寸法変化は0.1%以下の収縮に止まり、また断熱性の劣化も試料間のバラツキの範囲内に止まる見通しであることが明らかになった。
)における漏洩量の計測試験と解析國富 一彦; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 井岡 郁夫; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 30(7), p.617 - 623, 1988/07
被引用回数：1 パーセンタイル：19.68(Nuclear Science & Technology)炉内構造物実証試験部は、日本原子力研究所が開発を進めている高温工学試験研究炉の炉床部を模擬した試験部であり、試験研究炉と同じ高温高圧下で諸試験を実施している。そのうち、炉床部シール特性試験では、炉床部の周囲に円周状に配置された固定反射体のすき間などから炉床部内に流れ込むヘリウムガス漏えい量の計測を行った。この結果、漏えい量は圧力差の0.7乗に比例して増加することが分かった。また、ヘリウムガス漏えいの原因を解析により推定した。解析結果と試験結果は一致しヘリウムガス漏えいの原因を推定することができた。さらに、漏えい量と密度および粘性の関係を調べ、これらの関係を示す実験式を提案した。
稲垣 嘉之
no journal, ,
高温ガス炉とそれを用いた水素製造技術の開発状況を紹介する。高温ガス炉が持つ固有の安全性、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験などの試験研究の成果、今後の研究予定などについて述べる。また、水素製造技術については、水の熱化学分解で水素を製造するISプロセスについて、金属, セラミックス等の工業材料性の機器で構成された装置による連続水素製造試験の状況、並びにHTTRへ水素製造施設などの熱利用施設を接続した試験計画などについて述べる。
