検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 26 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Assessment of amount and concentration of tritium in HTTR-IS system based on tritium behavior during high-temperature continuous operation of HTTR

Dipu, A. L.; 大橋 弘史; 濱本 真平; 佐藤 博之; 西原 哲夫

Annals of Nuclear Energy, 88, p.126 - 134, 2016/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:45.9(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉水素製造システムにおけるトリチウム移行挙動評価に資するため、HTTRの50日間の高温連続運転において、世界で初めてとなる運転中の2次ヘリウム冷却設備中のトリチウム濃度計測を含む、HTTRのトリチウム濃度計測を行った。1次冷却設備のトリチウム濃度は起動後に上昇し、原子炉出力60%において最高値1.6$$times$$10$$^{-1}$$ベクレル/cm$$^{3}$$の(STP)に達した。その後、運転時間を通してわずかに減少した。この現象は黒鉛への化学吸着によると想定された。2次ヘリウム冷却設備中のトリチウム濃度は1次冷却設備の濃度よりわずかに低い値を示した。出力上昇過程での2次ヘリウム冷却設備は.7$$times$$10$$^{-2}$$ベクレル/cm$$^{3}$$であった。その後、トリチウム濃度は徐々に減少し、運転終了時には2.2$$times$$10$$^{-2}$$ベクレル/cm$$^{3}$$となった。HTTR-ISシステムの2次ヘリウム冷却設備中のトリチウム濃度及び評価を行った結果、これらの値は制限値を満足することから、水素製造施設は原子炉施設の安全機能から除外できることを明らかにした。

報告書

火災・爆発解析コードシステムP2Aを用いたHTTR水素製造システムにおける可燃性ガスの移流拡散及び爆発に関する感度解析(受託研究)

稲葉 良知; 西原 哲夫

JAERI-Tech 2005-033, 206 Pages, 2005/07

JAERI-Tech-2005-033.pdf:34.71MB

本報告書では、HTTR水素製造システムにおける火災・爆発事故の解析条件を適切に設定できるように、火災・爆発解析コードシステムP2Aを構成する3つの解析コードPHOENICS, AutoReaGas及びAUTODYNを用いて、漏洩ガスの移流拡散及び爆発解析における噴流の影響,ガス爆発解析における障害物,着火点位置及びメッシュサイズの影響、及び漏洩ガスの移流拡散解析における大気安定度の影響を調べた。また、PHOENICSに大気安定度を考慮するための機能追加、及びPHOENICSとAUTODYN間のインターフェイスの改良について述べた。最後に、これらの感度解析の結果を踏まえ、実規模単一反応管試験装置及びHTTR水素製造システム対象とした可燃性流体の漏洩事故解析を2ケース行った。その結果、今回設定した解析条件下では、漏洩した可燃性ガスが爆発しても、安全上重要な建屋への影響はほとんどないことがわかった。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置,平成13年度試験運転報告(受託研究)

林 光二; 稲垣 嘉之; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫*; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 片西 昌司; et al.

JAERI-Tech 2005-032, 46 Pages, 2005/06

JAERI-Tech-2005-032.pdf:4.79MB

本書は、HTTR水素製造実規模単一反応管試験装置の平成13年度試験運転報告である。平成13年度は平成14年3月1日から3月13日の2週間に第1回試験運転を実施し、水蒸気改質器の熱流動に関する試験、並びに試験装置の運転訓練を行った。水蒸気改質器の熱流動に関する試験は、ヘリウムガスとプロセスガス間の伝熱特性を評価するものである。本報告では、試験の概要,結果、並びに運転記録についてまとめている。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置の改善事項(受託研究)

榊 明裕*; 加藤 道雄; 林 光二; 藤崎 勝夫*; 会田 秀樹; 大橋 弘史; 高田 昌二; 清水 明; 森崎 徳浩; 前田 幸政; et al.

JAERI-Tech 2005-023, 72 Pages, 2005/04

JAERI-Tech-2005-023.pdf:14.86MB

水素製造システムと高温ガス炉の接続技術の確立のため、水蒸気改質法によるHTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置を平成13年度に製作し、同年度に機能試験運転を実施した。引き続き、平成13年度から16年度まで7回の試験運転を実施した。運転期間中に発生した不具合については、その都度、原因の究明,対策案による試験装置の改善を行い、試験を続行してきた。これにより、各種試験を行い、所定の目的を達成した。本報告は、平成13年から平成16年までに実施した試験装置の改善項目について記述したものである。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置を用いた動特性解析コードの検証; 蒸気発生器及び放熱器を用いた2次ヘリウムガス冷却システム(受託研究)

佐藤 博之; 大橋 弘史; 稲葉 良知; 前田 幸政; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之

JAERI-Tech 2005-014, 89 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-014.pdf:7.25MB

原子炉と水素製造設備の接続にかかわる技術課題の一つとして、水素製造設備の化学反応器の負荷変動に起因する2次ヘリウムガス温度変動が原子炉へ伝播することによる原子炉スクラムの回避が挙げられる。この対策として、原研は化学反応器の下流に蒸気発生器及び放熱器を用いた2次ヘリウムガス冷却システム(以下、「冷却システム」と呼ぶ)を配置し、本冷却システムにより2次ヘリウムガスの熱過渡を吸収緩和し中間熱交換器入口2次ヘリウムガス温度を一定に制御することを提案している。蒸気発生器と放熱器を用いた冷却システムについて解析コードの検証を行った。本冷却システムは放熱器の伝熱管外を流れる空気で冷却することにより蒸気発生器の圧力制御を行い、蒸気発生器出口2次ヘリウムガス温度を一定に保持する。この圧力制御特性は放熱器伝熱管外を流れる空気の伝熱特性に支配される。このため、実規模単一反応管試験装置による試験結果から空気の伝熱特性を明らかにし、これをもとに解析を行った結果、解析は冷却システムの圧力,温度,流量及び熱交換量等の試験結果をよく模擬でき、本解析コードの検証を行うことができた。

報告書

HTTR水素製造システム動特性解析コードN-HYPACの開発(受託研究)

前田 幸政; 西原 哲夫; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 稲垣 嘉之

JAERI-Data/Code 2005-001, 149 Pages, 2005/03

JAERI-Data-Code-2005-001.pdf:12.66MB

HTTR水素製造システムの特性評価等を行うために、解析コードN-HYPACの開発を行った。本解析コードでは、HTTR水素製造システムの静定状態(通常運転時)及び動的状態(起動,停止及び異常時等の過渡変化時)における熱物質収支(ヘリウムガス,プロセスガス,構造物等の温度分布,ヘリウムガス及びプロセスガスの質量,圧力分布等)及び制御系の特性を解析することが可能である。これまで、中間熱交換器以降の2次ヘリウム系と水素製造システムの解析ができるように整備を行った。本報告書は、動特性解析コードN-HYPACの解析フロー,構成機器のモデル,基本計算方程式,取扱い方法及び試解析についてまとめたものである。

論文

Study on control characteristics for HTTR hydrogen production system with mock-up test facility; System controllability test for fluctuation of chemical reaction

稲葉 良知; 大橋 弘史; 西原 哲夫; 佐藤 博之; 稲垣 嘉之; 武田 哲明; 林 光二; 高田 昌二

Nuclear Engineering and Design, 235(1), p.111 - 121, 2005/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.45(Nuclear Science & Technology)

HTTR水素製造システムのモックアップモデルである実規模単一反応管試験装置を用いて、定常運転状態からプロセスガス供給量をステップ状に変化させ、水蒸気改質器における化学反応量に変動を与え、過渡時の制御特性を調べる試験を行った。その結果、原子炉へ影響を及ぼすことなく、水素製造システムを安定に制御できることを確認した。また、得られた試験結果と熱物質収支解析コードによる解析結果とを比較したところ、よく一致した。

論文

Present status of energy in Japan and HTTR project

小川 益郎; 西原 哲夫

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.5 - 10, 2004/10

 被引用回数:25 パーセンタイル:83.83(Nuclear Science & Technology)

日本の1次エネルギー供給量は年々増加しており、大量のエネルギーが輸入されている。そのため、エネルギー自給率は原子力エネルギーを考慮しても20%しかない。大量のエネルギー消費の結果、大量の温暖化ガスが環境に放出されている。日本においては、原子力エネルギーがエネルギー供給に重要な役割を占めている。日本原子力研究所で進めているHTTRプロジェクトでは、高温ガス炉水素製造の確立を目指しており、高温ガス炉技術,熱化学法による水素製造技術及びシステムインテグレーション技術の開発を進めている。

報告書

HTTR水素製造システムの確率論的手法を用いた可燃性ガス漏えい頻度評価(受託研究)

清水 明; 西原 哲夫; 森山 耕一*

JAERI-Tech 2004-051, 69 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-051.pdf:4.68MB

日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は核熱利用技術開発のためメタンの水蒸気改質による水素製造システムを接続することを計画している。本システムではこれまでの原子炉設備と異なり、原子炉に近接して大量の可燃性物質を取扱うため、これらの存在を考慮した安全設計を行う必要がある。本報告では、可燃性ガス漏えいの発生頻度について確率論的手法を用いて評価した結果を述べる。可燃性ガスを内包する機器,配管を系統別に区分し、安全設計で定めた緊急遮断弁の設置,可燃性ガス二重管化等の火災・爆発対策を勘案して、漏えいの発生頻度を計算した。火災・爆発の確率は漏えい確率と着火確率の積となるが、着火確率の評価は非常に困難であるために安全側に1として検討を進めた。このため、火災・爆発が防止できる安全目標については漏えい発生頻度を10$$^{-6}$$/年以下に設定して、安全対策の妥当性を調べた。その結果、可燃性ガス配管の二重管化,計装配管の小口径化,漏えい検知器,漏えい遮断設備等が、火災・爆発の規模を小さくし、原子力プラントを災害から防護するうえで有効であることを確認した。

論文

Counter-permeation of deuterium and hydrogen through INCONEL 600

武田 哲明; 岩月 仁*

Nuclear Technology, 146(1), p.83 - 95, 2004/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:36.97(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する水素製造システムにおいては、中間熱交換器や水蒸気改質器に使用されている高温耐熱材料中の水素同位体透過は重要な問題である。本研究では管の外側に存在する水素が重水素の透過量に及ぼす影響を調べることが目的である。管内の重水素の分圧が100Paより低く、外側の水素分圧が10kPaより高いとき、管外の水素分圧が増大すると重水素の透過量が減少した。対向透過における重水素透過量は、金属表面での水素,重水素,HD分子の平衡状態を考慮し、重水素拡散係数に対する効果係数を用いた解析により定量的に予測することができた。これより、HTTRの1次系から水素製造システムへ移行するトリチウム量は、改質器反応管内の高分圧水素の存在により、少なくすることができると予想できる。

論文

Analytical study on fire and explosion accidents assumed in HTGR hydrogen production system

稲葉 良知; 西原 哲夫; 新田 芳和*

Nuclear Technology, 146(1), p.49 - 57, 2004/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:24.74(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉(HTGR)を用いた水素製造システムでは、原子炉に水素製造プラントを接続し、多量の可燃性流体を取り扱うことになるが、これによって原子炉の安全性が低下することがあってはならず、特に火災・爆発事故対策は安全上最も重要な課題の1つである。現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。そこで、実用規模のHTGR水素製造システムへの適用までを視野に入れた火災・爆発事故対策を検討し、HTGR水素製造システム及びHTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発・整備した。本論文では、HTGR水素製造システムで想定される3つの事故シナリオ,P2Aの構造,P2Aを用いた解析の手順及び事故シナリオに基づいた数値解析の結果について述べ、P2AがHTGR水素製造システムにおける火災・爆発事故の解析に対して有効なツールであることを示した。

論文

Permeability of hydrogen and deuterium of Hastelloy XR

武田 哲明; 岩月 仁*; 稲垣 嘉之

Journal of Nuclear Materials, 326(1), p.47 - 58, 2004/03

 被引用回数:17 パーセンタイル:74.24(Materials Science, Multidisciplinary)

高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する水素製造システムでは中間熱交換器の伝熱管や水蒸気改質器の反応管に使用される高温耐熱合金の水素同位体透過が重要な問題となる。そこで、中間熱交換器の伝熱管に使用されているハステロイXRの水素,重水素透過係数を取得するため水素同位体透過実験を実施した。本論文ではハステロイXRの水素及び重水素透過係数の活性化エネルギーと前指数部の係数を求めた。

論文

Performance test results of mock-up test facility of HTTR hydrogen production system

大橋 弘史; 稲葉 良知; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之; 武田 哲明; 林 光二; 片西 昌司; 高田 昌二; 小川 益郎; 塩沢 周策

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(3), p.385 - 392, 2004/03

 被引用回数:16 パーセンタイル:70.63(Nuclear Science & Technology)

原研では、高温核熱利用の有用性の実証を目的として、HTTRと水素製造システム(メタンの水蒸気改質:CH$$_{4}$$+H$$_{2}$$O=CO+3H$$_{2}$$)との接続技術の開発を進めている。HTTR水素製造システムの製作の前に、システムの特性把握,原子炉に対応した運転・制御技術の確立,HTTR水素製造システムの安全審査・設工認に必要なデータの取得を目的として実規模単一反応管試験を計画し、HTTR水素製造システムの1/30スケールの規模を有する試験装置を完成させた。さらに、今後の試験を行ううえで必要な水素製造能力,制御性等を確認するために、試験装置完成時にHTTR水素製造システムと同条件下で水素製造試験等の機能試験を実施した。この結果、本装置の水素製造能力は設計値110Nm$$^{3}$$/hを満足する120Nm$$^{3}$$/hであった。また、起動時におけるヘリウムガスの熱外乱を蒸気発生器で緩和することにより、原子炉戻りヘリウムガス温度に相当する蒸気発生器出口へリウムガス温度を設計値である$$pm$$10$$^{circ}$$C以内に制御できた。本報では、機能試験の結果について述べる。

論文

Heat transfer characteristics of the steam reformer in the HTTR hydrogen production system

武田 哲明

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 4 Pages, 2004/00

原研では、高温ガス炉を用いた熱利用システムとして核熱による水素製造システムの技術開発を進めている。本研究の目的は、HTTR水素製造システムの熱伝達性能を明らかにするとともに高空隙率で金属細線を挿入した流路の伝熱特性,圧力損失特性を取得することである。円管流路を用いた実験から、金属細線を挿入する方法が、高温条件下ではさらなる熱伝達の向上が可能であることがわかった。

論文

HTTR水素製造システムの系統構成及び制御性

西原 哲夫; 清水 明; 稲垣 嘉之; 谷平 正典*

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.517 - 524, 2003/12

地球温暖化対策として燃料電池の導入が期待されており、今後、大量かつ安定に水素を供給するシステムが必要となる。原研では試験研究用の高温ガス炉HTTRを用いた水素製造システムの検討を進めている。本報告では、まず、HTTR水素製造システムの技術課題について検討を行った。そして、HTTR水素製造システムの主系統構成、並びに、本システム特有の機器である水蒸気改質器及び高温隔離弁の構造を示した。そして、定格運転時のヒート・マスバランスを設定し、起動運転時のプラント動特性解析をもとに運転制御特性について検討した結果を示した。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置の機能試験結果報告(受託研究)

稲垣 嘉之; 林 光二; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 片西 昌司; et al.

JAERI-Tech 2003-034, 129 Pages, 2003/05

JAERI-Tech-2003-034.pdf:7.62MB

HTTR水素製造システムの中間熱交換器から下流の水素製造設備を模擬した実規模単一反応管試験装置の機能試験の結果について報告する。本試験装置は、HTTR水素製造システムの水蒸気改質器反応管1本を実寸大で模擬した装置で、熱源には原子炉の代わりに電気ヒータを用いて、HTTR水素製造システムと同じ温度・圧力の条件で試験を行うことができる。試験装置は、平成9年より設計,製作を開始し、平成13年9月に据付を完了した。平成13年10月から平成14年2月まで実施した機能試験において、各設備の性能確認を行うとともに、高温ヘリウムガスを熱源として120m$$^{3}$$N/hの水素製造を達成して、試験装置を完成させた。また、本報告では、機能試験時に発生した不具合事項とその対策についても合わせて述べる。

報告書

HTTRに接続する水素製造システムの系統及び機器設計(受託研究)

西原 哲夫; 清水 明; 谷平 正典*; 内田 正治*

JAERI-Tech 2002-101, 46 Pages, 2003/01

JAERI-Tech-2002-101.pdf:2.6MB

地球温暖化の要因となっている二酸化炭素の排出量を削減するため、クリーンな2次エネルギーである水素を積極的に利用することが期待される。産業界では水蒸気改質法により水素を製造することが主流となっているが、化学反応に必要な熱を炭化水素系燃料の燃焼熱で賄っているので、水素製造過程で大量の二酸化炭素を環境に放出している。したがって、水蒸気改質法において熱源に炭化水素系燃料を使用しないシステムを構築できれば、環境への負荷が軽減でき、地球温暖化問題の解決に貢献できる。高温ガス炉は原子炉出口で950$$^{circ}$$Cという高温のヘリウムガスを供給できる原子炉であり、発電のみならず、化学プロセスの熱源として利用することが可能である。原研では、日本初の高温ガス炉であるHTTRを建設し、試験運転を行なっている。そして、このHTTRを用いて、核熱利用技術を確立することを研究課題として掲げ、水蒸気改質法による水素製造プラントをHTTRに接続して水素製造を実証するためのシステム検討を進めている。本報告はHTTR水素製造システムの系統設計及び機器設計の成果を纏めたものである。

報告書

HTTR水素製造システムの水素同位体透過に関する研究,2; 酸化膜による重水素透過の低減効果(受託研究)

武田 哲明; 岩月 仁*; 西原 哲夫

JAERI-Tech 2002-090, 30 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-090.pdf:5.44MB

高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する水素製造システムでは、中間熱交換器の伝熱管や水蒸気改質器の触媒管に使用される高温耐熱合金中の水素同位体透過が重要な問題となる。そこで、安全審査や数値解析コードの開発に必要なデータを取得するため、機器要素試験の一つとして水素透過試験を実施した。本研究の目的は、ハステロイXRや他の高温耐熱合金に対する水素同位体透過係数を取得するとともに、酸化膜が水素同位体透過量の低減効果に及ぼす影響を定量的に評価することである。試験の結果から、原子炉運転初期に伝熱管表面に形成される酸化膜により、HTTR1次系から熱利用系に透過するトリチウム透過量は低減されると予想される。本報告書は、伝熱管表面に酸化膜が形成された場合のハステロイXRに対する水素と重水素透過量の低減効果と酸化膜の形成状態についてまとめたものである。

報告書

高温ガス炉水素製造システムにおける火災・爆発解析コードシステムP2Aの開発(受託研究)

稲葉 良知; 西原 哲夫; 森山 耕一*; 中村 正志*

JAERI-Data/Code 2002-014, 255 Pages, 2002/07

JAERI-Data-Code-2002-014.pdf:21.69MB

高温ガス炉(HTGR)を用いた水素製造システムでは、原子炉に水素製造プラントを接続し、多量の可燃性流体を取り扱うことになるが、これによって原子炉の安全性が低下することがあってはならず、特に火災・爆発事故対策は安全上最も重要な課題の1つである。現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。そこで、実用規模HTGR水素製造システムへの適用までを視野に入れた火災・爆発事故対策を検討し、HTGR水素製造システム及びHTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発した。P2Aは、原子炉建家内外部における可燃性流体の漏洩,移流拡散,着火,燃焼(爆燃及び爆ごう)の過程を解析することができる。本報告書では、P2Aコードシステムが解析対象とする施設,事象やコードシステムの概要,使用方法及び予備計算結果について述べる。

論文

Analytical study on fire and explosion phenomena in HTTR hydrogen production system

稲葉 良知; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之

Proceedings of 14th Hydrogen Energy Conference (WHEC 2002) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/06

現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。HTTR水素製造システムにおいて、火災・爆発対策は安全上、最も重要な課題の1つである。そこで、HTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発した。P2Aは、原子炉建家内外部における可燃性流体の漏洩,移流拡散,燃焼(爆燃及び爆ごう)の過程を解析することができる。本研究では、P2Aの概要及び予備計算結果について述べる。

26 件中 1件目~20件目を表示