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高松 邦吉; 中川 繁昭
JAERI-Tech 2005-030, 21 Pages, 2005/05
JAERI-Tech-2005-030.pdf:1.06MB
高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)は原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850
C/高温試験運転950C)の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉である。HTTRでは高温試験運転として2004年3月31日に開始し、4月19日に最大熱出力30MWの状態で1次冷却材原子炉出口温度950Cを達成した。高温ガス炉による原子炉出口冷却材温度950Cの達成は、今回HTTRが世界で初めて成功したものである。本報は、高温ガス炉における原子炉出口冷却材温度の評価手法の提案として、(1)PRM指示値と原子炉出口冷却材温度の関係,(2)PRM指示値と熱出力の関係,(3)VCS除熱量の予測値と実測値の関係、から原子炉出口冷却材温度の予測式を導出した。この予測式は高温ガス炉の原子炉出口冷却材温度の設計に用いることができる。また、本研究における原子炉出口冷却材温度の検討過程は、将来の高温ガス炉(HTGRs)の設計に十分活用することができる。
C in HTTR川崎 幸三; 伊与久 達夫; 橘 幸男; 中澤 利雄; 後藤 実
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05
高温工学試験研究炉(HTTR)は、2004年4月19日に、原子炉出口冷却材温度950Cを達成した。原子炉出口冷却材温度950Cの達成は、発電以外の分野への、核熱利用の拡大を図るものである。高温ガスタービンを用いた高い熱効率の高温ガス発電炉,二酸化炭素の放出を伴わない水からの水素製造等に、核熱を利用することができる。本報は、HTTRの高温試験運転結果についてまとめたものである。
足利谷 好信; 川崎 朋克; 吉野 敏明; 石田 恵一
JAERI-Tech 2005-010, 81 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-010.pdf:16.65MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成11年9月16日から出力上昇試験が開始され、出力上昇試験(4)の定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転に続いて、平成16年3月21日から平成16年7月7日にかけて、出力上昇試験(5)として高温試験運転モード(原子炉出口冷却材温度950C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転を実施し試験は無事終了した。本報は、高温試験運転モードの出力上昇試験(単独・並列運転)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についてまとめたものである。高温試験運転モードの放射線モニタリング結果は、定格運転モードと同様に、原子炉運転中における作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850C,原子炉熱出力30MW)の出力上昇試験における放射線モニタリングデータについても一部掲載した。
C in HTTR藤川 正剛; 林 秀行; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中川 繁昭; 坂場 成昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1245 - 1254, 2004/12
被引用回数：98 パーセンタイル：97.85(Nuclear Science & Technology)日本初の高温ガス炉HTTRは、2004年4月19日に最大熱出力30MWで、原子炉出口冷却材(ヘリウムガス)温度950Cを達成した。出力上昇試験の最終段階として実施された高温試験運転では、原子炉の特性及び性能が確認され、また安全,安定運転のための種々の運転データが蓄積された。原子炉出口冷却材温度950Cの達成により、高温ガスタービンによる高効率発電が可能になるとともに、水を原料とした水素製造に十分な温度を達成したこととなり、原子力の非電力分野での利用の可能性が広がったことになる。今回の成功により、高温ガス炉を用いた水からの水素製造の実現に向けて大きく前進した。本報は、HTTRの高温試験運転の試験結果について述べたものである。
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。
柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*
Nuclear Engineering and Design, 223(2), p.133 - 143, 2003/08
被引用回数：1 パーセンタイル：10.52(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)は、様々な照射試験のために高温で大きな照射空間を提供することができる。HTTRの最初の照射設備としてI-I型材料照射試験用設備が開発された。これは、ステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものである。この設備では照射温度制御に炉内の高温の雰囲気を利用する設計としており、照射温度は550Cと600Cで
3Cの変動範囲で実施することを目標としている。本研究は、試験片の照射温度の安定性を解析的及び実験的手法により評価したものである。まず、過渡状態における試験片温度の変化を有限要素法(FEM)により解析し、次にモックアップを用いて温度制御性を実験的に検証した。さらに、得られた結果をHTTRの出力上昇試験で測定された炉内黒鉛構造物の温度変化特性と比較検討した。その結果、I-I型材料照射試験用設備の温度制御方法が、安定な照射試験を実施するうえで有効であることを示した。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 高田 英治*; 野尻 直喜; 島川 聡司; 植田 祥平; 沢 和弘; 藤本 望; 中澤 利雄; 足利谷 好信; et al.
JAERI-Tech 2003-043, 59 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-043.pdf:2.54MB
HTTRは、原子炉出口冷却材温度950
の達成を目指した高温試験運転による出力上昇試験を平成15年度に計画している。高温試験運転の実施にあたっては、被覆粒子燃料を使用し、ヘリウムガス冷却を行う我が国初の高温ガス炉であることを念頭に、これまで実施してきた出力上昇試験(定格運転30MW及び原子炉出口冷却材温度850までの試験)での知見をもとに計画する。高温試験運転においては、温度の上昇に従ってより厳しくなる、原子炉の核熱設計,放射線遮へい設計及びプラント設計が適切であることを確認しながら実施する。本報では、HTTRの安全性確保に重要な燃料,制御棒及び中間熱交換器について、定格運転モードでの運転データに基づき、高温試験運転時の安全性の再確認を行った結果を示すとともに、これまでに摘出された課題とその対策を示した。加えて、高温試験運転における試験項目摘出の考え方を示し、実施する試験項目を具体化した。その結果、原子炉施設の安全を確保しつつ、原子炉熱出力30MW,原子炉出口冷却材温度950の達成の見通しを得た。
足利谷 好信; 吉野 敏明; 安 和寿; 黒沢 義昭; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-094, 80 Pages, 2002/12
JAERI-Tech-2002-094.pdf:12.8MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格運転モード9MW(単独・並列運転),定格運転及び高温試験運転モードの20MW(単独・並列運転)の出力上昇試験に続いて平成13年10月20日から定格運転モード(原子炉出口温度850),定格熱出力30MWの出力上昇試験(単独・並列運転)を実施し、平成14年3月11日に無事終了した。本報は、定格運転モード30MW出力上昇試験(単独・並列運転)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についてまとめたものである。定格運転モード30MW出力上昇試験の放射線モニタリング結果、原子炉運転中に作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の有意な放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、平成14年5月20日~平成14年7月6日に実施した第1サイクル運転時の放射線モニタリングデータについても一部掲載した。
藤本 望; 高田 英治*; 中川 繁昭; 橘 幸男; 川崎 幸三; 七種 明雄; 小嶋 崇夫; 伊与久 達夫
JAERI-Tech 2001-090, 69 Pages, 2002/01
JAERI-Tech-2001-090.pdf:7.88MB
HTTRでは、初臨界達成後、出力上昇試験として段階的に出力を上げ、各種の試験を行ってきた。その中で、炉心支持板の温度が各出力で予想される温度より高めの値を示し、100%出力で最高使用温度を超えるおそれのあることがわかった。そのため、炉心流量の異なる高温試験運転モードでの試験を行い、温度の予測精度を上げるとともに、原因の推定を行った。その結果、炉床部の漏れ流れが原因であることがわかった。さらに、炉心支持板とその下のシールプレートの間隙が炉心差圧により変化することによって炉心支持板の温度が局所的に上昇することが推定された。温度上昇に対しては、炉心支持板の最高使用温度を変更することにより対応することとした。最高使用温度の変更にあたっては応力解析を行い構造健全性が確保されることを確認した。
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。
傍島 眞; 片西 昌司
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.249 - 254, 1991/00
炉出力異常による燃料破損は、燃料の設計、水対燃料面積比や水流速、温度、出力変化など種々の因子の影響を受ける。各影響度を定量化するため、破損しきい値を求める炉内実験を過渡出力炉NSRRを用いて行なった。カプセル照射実験には典型的なPWR型燃料棒を使用した。燃料破損のエンタルピしきい値は、緩過出力では急過出力に比べ、また、より小さな水燃料比の条件で低くなる傾向にあることが明らかになった。さらに低い水流速も流路管中の燃料棒の破損しきい値を低下させる。一例では流れなしの燃料棒が高温化により破損したのに対し、同条件で流速のみ1.8m/s与えた燃料棒は破損しないのみか温度上昇も示さなかった。これらの現象の解析をRELAP5コードで行い、軸方向、半径方向のエンタルピ分布を明らかにした。
高津 英幸; 山本 正弘; 大久保 実; 川崎 幸三; 安東 俊郎; 清水 正亜; 清水 徹*; 中尾 敬三; 原 泰博*; 芥沢 保典*; et al.
JAERI-M 85-136, 103 Pages, 1985/09
JT-60本体コイル通電試験が、昨年12月から2ヶ月強の期間を要して実施された。本試験の目的は、プラズマ生成に先立ち全コイルに最大定格まで電流を流し、本体、制御、電源などの全システムの健全性を確認することである。本報告はコイル通電試験の結果について、本体の熱構造的な観点からまとめたものであり、主な結論は以下の様にまとめられる。(1)全コイルを同時に最大定格まで通電することに成功し、全システムの健全性が確認された。(2)測定された歪、変位は設計値と比較的よく一致し、電磁力の支持が設計通りなされていることを示している。(3)電磁力による真空容器の振動が顕著であり、真空容器に取り付く桟器は振動対策が必要である。(4)熱構造的な観点から運転に対する制限項目が明らかとなった。(5)追加が必要と考えられる計測器が2点ほど指摘された。
